(GRS 562) Forschungen zu den Erfordernissen des Alterungsmanagements von KKW in der Nachbetriebs- und Stilllegungsphase

Autor: 
M. Elmas, S. Faust, I. Fleck, U. Jendrich, S. Sperbeck, R. Wenke
Jahr: 
2019

Mit dem Beschluss zum Ausstieg aus der Kernenergie rücken sicherheitstechnische As-pekte von Kernkraftwerken (KKW) für den Zeitraum nach Beendigung des kommerziellen Betriebs stärker in den Fokus, in dem über einen – im Vergleich zu üblichen Revisionszeiten – deutlich größeren Zeitraum veränderte Betriebs- und Mediumszustände in den weiterhin benötigten Systemen und Komponenten zu erwarten sind. Zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit dieser Systeme ist ein wirksames Alterungsmanagement (AM) in den Phasen Nachbetrieb (NB) und Stilllegung (SL) weiterhin unerlässlich.

In diesem Zusammenhang wurden im Rahmen des Projektes mehrere Systeme detailliert hinsichtlich des Systemaufbaus und der verbauten Werkstoffe untersucht. Die Unterschiede im Werkstoffkonzept zwischen Druckwasserreaktoren (DWR) und Siedewasserreaktoren (SWR) sind nur gering. Das Werkstoffkonzept der untersuchten Systeme ist auf den Leistungsbetrieb (LB) ausgelegt, zeigt jedoch auch für NB und die SL kein offensichtliches Defizit.

Aus der Auswertung der deutschen und internationalen Betriebserfahrung bezüglich NB und SL ergaben sich keine systematischen Schwachstellen im AM, jedoch Hinweise auf besondere Herausforderungen des AM in diesen Phasen. Entsprechende Erkenntnisse wurden zur Bewertung der Relevanz einzelner Schädigungsmechanismen in diesen Betriebsphasen sowie für die Schlussfolgerungen herangezogen.