Im Kernkraftwerk Brokdorf sind im Februar 2017 Oxidschichten an Brennstäben festgestellt worden, die dicker waren und die außerdem schneller und an anderen Stellen auftraten als erwartet. An einigen Brennstäben wurde der Grenzwert (siehe Ziffer 4) deutlich überschritten. Nach intensiven Untersuchungen wurde klar: Neben dem Hüllrohrmaterial sind offensichtlich die hohen Leistungsanforderungen an den Reaktor verantwortlich. Um wieder Strom produzieren zu dürfen, musste Brokdorf nun die Leistung und den Lastfolgewechsel reduzieren.
Das Kernkraftwerk Brokdorf wurde am 4. Februar 2017 zum jährlichen Brennelementwechsel und zu der damit verbundenen Revision vom Netz genommen. Während des diesjährigen Anlagenstillstandes sollte der Reaktordruckbehälter mit 60 neuen Brennelementen beladen werden. Beim Entladen von Brennelementen wurden im Reaktorwasser außergewöhnlich viele Schwebstoffe festgestellt, die sich als abgelöste Teile der Oxidschichten an Brennstäben einer bestimmten Brennelementsorte herausstellten. Gezielte Messungen an einzelnen Brennstäben ergaben Schichtdicken, die den Grenzwert und die Zuwachsprognosen an einigen Stellen deutlich überschritten.
Von der verstärkten Oxidbildung war eine Teilmenge der im letzten und vorletzten Zyklus eingesetzten Brennelemente betroffen. Dabei handelte es sich ausschließlich um Brennstabhüllrohre aus dem Material M5, wobei allerdings nicht jeder M5-Brennstab betroffen war. Insgesamt wurden mit den verschiedenen Messverfahren 92 M5-Brennelemente, dabei 5.405 Brennstäbe vermessen. Davon wiesen 464 Brennstäbe einen erhöhten Oxidbefund unterhalb des Grenzwertes auf, wobei an 10 Brennstäben Oxidschichtdicken größer als 100 Mikrometer gemessen wurden.
Die Brennstäbe werden im Reaktorkern mit boriertem Wasser gekühlt. Durch die Strahlung im Reaktorkern werden die Wassermoleküle des Kühlmittels in Sauerstoff und Wasserstoff aufgespalten (Radiolyse). Der Sauerstoff kann dabei im Reaktorbetrieb mit der heißen Metalloberfläche des Brennstabhüllrohres reagieren. Dort bildet sich dann eine leichte Oxidschicht aus. Dies ist ein normaler Prozess, der im Rahmen der Auslegung berücksichtigt wird und im Prinzip nicht bedenklich ist. Die Schichtdicke darf aber ein bestimmtes Maß nicht überschreiten, da dann das etwa 0,7mm (= 700 Mikrometer) dicke Hüllrohr der Brennstäbe unzulässig geschwächt wird und die Wärmeabgabe an das Kühlmittel verschlechtert wird.
Der Grenzwert für die gesamte Einsatzdauer eines Brennelementes (in der Regel bis zu 5 Zyklen, das entspricht etwa 5 Jahren) liegt bei einer Oxidschichtdicke von höchstens 100 Mikrometern (ein Mikrometer entspricht einem tausendstel Millimeter). Dieser Grenzwert wurde bei mehreren Brennstäben überschritten, obwohl sie erst zwei Zyklen im Einsatz waren – davon war der Zyklus des Jahres 2016 auf 2017 eher kurz. In einem Fall wurde eine Oxidschicht von 152 Mikrometern gemessen.
Mit wachsender Oxidschicht nimmt die Restwandstärke des Brennstabes ab, die Wand wird also dünner. Ab einem bestimmten Maß kann es zu einem Integritätsverlust des Hüllrohres kommen. Dann können radioaktive Stoffe in das Primärkühlmittel gelangen, wo diese registriert werden und die Anlage bei Überschreitung der Aktivitätsgrenzwerte heruntergefahren werden muss. Außerdem kann bei einer zu starken Oxidschicht die Wärme vom Brennstab in das Kühlmittel nicht mehr so abgeführt werden wie vorgesehen. Der Wärmeübertrag würde also unzulässig beeinflusst werden. Um dieses zu verhindern, werden vor jedem Einsatz eines neuen Reaktorkerns Prognosewerte für die Oxidschichten anhand von Rechenmodellen ermittelt.
Die festgestellte Oxidation der Brennstäbe hat zu keinem Integritätsverlust der Brennstäbe geführt, so dass keine radioaktiven Stoffe freigesetzt worden sind. Aber selbst bei einem Integritätsverlust würde es zu keiner erhöhten Strahlenbelastung der Bevölkerung kommen, weil die radioaktiven Stoffe im Primärkreis verbleiben, dort im Rahmen der Überwachung erfasst und die Anlage bei Überschreitung von Grenzwerten kontrolliert abgefahren werden würde. Die Anlage verfügt hierzu über das Reaktorwasserreinigungssystem, mit dem das Primärkreiskühlmittel gereinigt und die radioaktiven Stoffe herausgefiltert werden.
Nach Feststellung der schleswig-holsteinischen Atomaufsicht hat ein Zusammenspiel von mehreren Faktoren zu der unerwartet starken und schnellen Oxidation geführt. Neben dem Hüllrohrmaterial sind die hohen Leistungsanforderungen verantwortlich: der Hochleistungskern und ein immer häufigeres, schnelles Hoch- und Runterfahren des Reaktors – der sogenannte Lastfolgebetrieb. So war 2006 eine Leistungserhöhung genehmigt worden, die eine elektrische Bruttoleistung von 1480 statt zuvor 1440 Megawatt ermöglichte. Seit 2011 praktizierte der Betreiber zudem immer häufiger den Lastfolgebetrieb, je nach Auslastung der Stromnetze. Gerade in den Betriebszyklen von 2015 an wurde diese Lastwechselfahrweise weiter intensiviert. Hinweise auf etwas erhöhte Korrosion gab es seit 2011, der Grenzwert wurde erstmals Anfang 2017 überschritten. Das Hüllrohrmaterial M5 blieb mit derselben Spezifikation das Gleiche – vor 2006 und danach. Aber unter den geänderten Einsatzbedingungen zeigten sich an einigen Brennstabhüllrohren des sonst grundsätzlich sehr korrosionsbeständigen Materials Oxidationsschichten im oberen Bereich der Brennstäbe, wo diese nicht erwartet wurden und in einer Wachstumsrate, die ebenfalls über dem Erwartungswert lag.
Vor 2017 wurde im Kernkraftwerk Brokdorf – wie auch in anderen Kernkraftwerken – kein Grenzwert für die Oxidschichten an M5-Brennstäben überschritten. Im Jahr 2011 waren im Rahmen von Brennelementinspektionen erste leichte visuelle Auffälligkeiten festgestellt worden, die zur weiteren Beobachtung führten. Die daraufhin im Jahr 2013 durchgeführten Messungen der Oxidschichtdicken lagen unterhalb des Grenzwerts. Während des Brennelementwechsels 2014 waren erneut Messungen durchgeführt worden. Gegenüber 2013 war keine signifikante Erhöhung der Oxiddicke festgestellt worden.
Die Betrachtung aller möglichen physikalischen und chemischen Einflussfaktoren für das Oxidwachstum ist sehr komplex. Im Rahmen der Untersuchungen wurden verschiedene Thesen intensiv untersucht und geprüft, welche Relevanz sie haben. Dazu gehörteDn Fragen zum Hüllrohrmaterial, der Chemie des Primärkühlmittels und thermohydraulische Einsatzbedingungen. Hierzu hat die Aufsichtsbehörde neben dem TÜV NORD weitere Gutachter mit unterschiedlichen Untersuchungsschwerpunkten hinzugezogen und alle verfügbaren Informationen aus Wissenschaft und Literatur berücksichtigt. Bei genauer Prüfung der Thesen durch die Sachverständigen und die Atomaufsicht fielen in den meisten Thesen jedoch immer wieder Lücken oder Widersprüche auf, so dass die Erklärungsmodelle der Betreibergesellschaft nicht belegt werden konnten. Damit blieb angesichts des weiterhin für den Einsatz vorgesehenen Hüllrohrmaterials nur die Möglichkeit, die Leistungsbedingungen insgesamt auf den gesicherten Erfahrungsstand zurückzuführen und so die Korrosion im Rahmen der Auslegungsgrenzwerte zu halten. Das Bundesumweltministerium hat zu dieser Thematik eine Arbeitsgruppe „Hüllrohrkorrosion“ der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) beauftragt, die Fragen zur Ursache der erhöhten Oxidation und zur Eignung des Hüllrohrwerkstoffs M5 berät. Eine direkte physikalische Ursache für die erhöhte Korrosion wurde auch hier bisher nicht ermittelt. Die Ergebnisse und Empfehlungen der RSK sind in der 514. Sitzung enthalten:
http://www.rskonline.de/sites/default/files/reports/epanlagersk514hp_0.pdf
Die Untersuchungen im Rahmen des meldepflichtigen Ereignisses haben gezeigt, dass die verfahrenstechnischen Randbedingungen und die Betriebsweisen des Kernkraftwerks einen erheblichen Einfluss auf das Oxidschichtwachstum an den Brennstäben haben. Daher sind mehrere verfahrenstechnische Änderungen an der Fahrweise und an den physikalischen Randbedingungen vorgenommen worden, u. a. die Begrenzung der thermischen Reaktorleistung auf 95 Prozent und die Begrenzung des Leistungsgradienten auf 10 MW/min. Die Lastwechselgeschwindigkeit wird also gegenüber der derzeitigen Fahrweise (bis 20 MW/min) halbiert. Damit werden wieder Betriebsbedingungen hergestellt, wie sie vor der Leistungserhöhung 2006 galten. Für diesen Zeitraum gibt es gesicherte Betriebserfahrungen mit dem Hüllrohrmaterial M5 ohne unerwartete, starke und schnelle Oxidation.
Des Weiteren wird zur Vermeidung oxidativer Randbedingungen die Wasserstoffkonzentration im Primärkühlmittel von derzeit 2-3 mg/kg auf 3-4 mg/kg angehoben und die Überwachung durch kontinuierliche Messungen verbessert.
Bisher sind die physikalisch/technischen ursächlichen Faktoren noch nicht abschließend geklärt. Auch im Rahmen der durch die RSK-AG „Hüllrohrkorrosion“ (siehe Ziffer 9) veranlassten Untersuchungen und Beratungen konnte bisher kein abdeckendes und schlüssiges Erklärungsmodell für die erhöhte Hüllrohrkorrosion beschrieben werden. Im Rahmen der RSK-AG-Beratungen sind die Erfahrungen sowohl international als auch insbesondere der deutschen Anlagen eingeflossen. Nach derzeitigem Stand sind von der erhöhten Hüllrohrkorrosion an M5-Brennstäben insbesondere die sogenannten "Vor-Konvoi"-Anlagen (Kernkraftwerke Philippsburg 2, Grohnde, Brokdorf) betroffen, die vergleichsweise hohe Brennstableistungen aufweisen.
Eine auffällige Korrosion von Brennstäben ist in der Vergangenheit auch in anderen deutschen Kernkraftwerken beobachtet worden, allerdings wurde dort jeweils die Grenze von 100µm nicht überschritten.
Die jeweils möglichen maximalen Brennstableistungen hängen von der reaktorphysikalischen Auslegung der jeweiligen Reaktorkerne ab. Die Häufigkeit des Lastfolgebetriebs und die Laständerungsgeschwindigkeit variieren von Anlage zu Anlage.
Bei der Jahresrevision im KKW Leibstadt wurden im Jahre 2016 an Brennelementen, die nicht länger als ein Jahr im Betrieb gewesen waren, Brennstäbe mit überhöhten Oxidschichtdicken festgestellt. Parallelen gibt es im schnellen Oxidwachstum und im örtlich auf das obere Ende der Brennstäbe begrenzten Auftreten des Oxidmaximums. Ansonsten unterscheiden sich die Hersteller und die Materialien der Hüllrohre und der Reaktortyp (Brokdorf ist ein Druckwasserreaktor, Leibstadt ein Siedewasserreaktor) grundsätzlich. Im Kernkraftwerk Leibstadt haben die Untersuchungen ergeben, dass es sich bei der Oxidschicht um angelagerte Oxidpartikel handelt. Damit ist der Mechanismus nicht mit dem im Kernkraftwerk Brokdorf beobachteten vergleichbar.
Für die Inspektion der Brennelemente in einem Brennelementwechsel besteht eine Prüfanweisung, in der der Prüfumfang und die Prüfinhalte festgelegt sind. Vor jedem Brennelementwechsel wird der genaue Prüfumfang und -inhalt mit der Behörde und den Sachverständigen vereinbart, um aktuelle Prüfaspekte berücksichtigen zu können. Dabei wird eine repräsentative Anzahl von Brennelementen, die im vorangegangenen Zyklus zum Einsatz kamen und im nächsten Zyklus wieder eingesetzt werden sollen, visuell inspiziert. Zum Prüfumfang gehört u.a. die Bewertung der Hüllrohrkorrosion. Werden bei dieser visuellen Prüfung Auffälligkeiten festgestellt, so werden weitere Prüfungen, wie z.B. Messungen der Oxidschichtdicke durchgeführt. Der Reaktorkern besteht aus 193 Brennelementen in der Anordnung von 16x16 Brennstäben, wobei einige Brennstabpositionen durch Strukturteile (z.B. Steuerstabführungsrohre) belegt werden, so dass die Anzahl der Brennstäbe bei 236 pro Brennelement liegt. Auf Grund konstruktiver Gegebenheiten kann die Messung der Oxidschichten nicht an jedem Brennstab vorgenommen werden. Es wird ein repräsentativer Umfang ausgewählt. Der Umfang der zu vermessenden Brennstäbe wird mit der Aufsichtsbehörde und den Sachverständigen abgestimmt.
Bei der sogenannten Folgekernprüfung wird der für den kommenden Zyklus vorgesehene Kern dahingehend überprüft, ob er sicherheitstechnisch unbedenklich betrieben werden kann. Dazu gehört neben der Bewertung der einzusetzenden Kernbauteile (Brennelemente, Steuerelemente, Drosselkörper, Instrumentierungen) insbesondere die Bewertung
Für die Abschätzung des Betriebsverhaltens des beantragten Kerns werden die Kernauslegung und die Kenngrößen des Reaktorkerns aus dem vorangegangenen Zyklus abschließend geprüft und bewertet, inwiefern diese der Prognose entsprachen. Dieses Vorgehen ist sinnvoll, da die im Kernkraftwerk Brokdorf zulässigen Kerne in ihren bestimmenden Eigenschaften grundsätzlich ähnlich sind und daher Rückschlüsse auf das erwartete Verhalten des neuen Kerns gezogen werden können. Die grundlegende Einhaltung der schriftlichen betrieblichen Regelungen und die Vollständigkeit der eingereichten Unterlagen gehören ebenfalls zum Prüfumfang.
Nein, hier liegt ein gestuftes Verfahren vor. Wenn die Voraussetzungen zum Beladen des Reaktordruckbehälters mit dem geplanten Folgekern aus sicherheitstechnischer Sicht erfüllt sind, wird zunächst eine Zustimmung für die Beladung des Reaktorkerns mit dem Folgekern erteilt. Nach dem Abschluss der Kernbeladung sind dann noch diverse technische Maßnahmen (z.B. Verschließen des Reaktordruckbehälters, nichtnukleares Aufheizen des Primärkühlkreises) und die Durchführung verschiedener Prüfungen z.B. im Reaktorschutzsystem erforderlich. Erst wenn alle Maßnahmen und Prüfungen erfolgreich abgeschlossen sind, aus sicherheitstechnischer Sicht alle Anforderungen erfüllt sind und die Anlage sich technisch anfahrbereit erklärt hat, kann die Zustimmung zum Wiederanfahren des KKW erteilt werden. Mit der Zustimmung zum Wiederanfahren wird auch die Eignung des Folgekerns festgestellt. Die Zustimmung zum Wiederanfahren des Kernkraftwerkes Brokdorf wurde am 29.07.2017 erteilt.
