Die vorhergesehene Fessenheim Katastrophe Vorläufiges Vorwort vom 11.2.2016 Betrachtet man die Fukushima-Katastrophe als ein Ziel einer Atomreise auf einer Autobahn, dann ist als Lehre für zukünftige Katastrophen interessant, wie viele Abfahrten vor dem Eintreten der Katastrophe verpasst wurden. Die um Sicherheit vor technisch, menschlichen Katastrophen bemühten Aktiven müssen im Jahre 2016 feststellen, dass keine aktiven Lehren aus der FukushimaKatastrophe gezogen wurden, noch dass die Entstehung der Katastrophe klar in der Öffentlichkeit vermittelt wird. Ebenfalls müssen die Aktiven feststellen, dass nicht mehr genug Zeit und aktives „Personal“ verbleibt, um an den entscheidenden Stellen, ein rechtzeitiges Handeln zur Vermeidung einer Fessenheim-Katastrophe zu motivieren. Wann in Fessenheim eine Katastrophe passieren wird, kann nicht vorhergesagt werden. Dass eine Katastrophe größer als in Fukushima passieren wird, ist durch den endlosen Weiterbetrieb der Atomreaktoren bei fortschreitender Versprödung der Reaktordruckbehälter garantiert. Der zufällige spontane spröde Bruch eines Reaktordruckbehälters bei Volllast ergibt das Katastrophenpotential einer unmittelbaren Kernschmelze ohne jegliche Vorwarnzeit und einer unmittelbaren Freisetzung des nuklearen Materials. Eine wesentliche Abfahrt von der Katastrophenautobahn wäre die Reaktoren sofort abzuschalten und irgendwann später stillzulegen. Dieses wird bisher unterlassen und weiter mit großer Geschwindigkeit der Katastrophe entgegengeeilt. Mit etwas Glück für diese Region ereilt die Reaktoren Doel 3 und Tihange2 mit ihren bewiesenen Rissen vorher dasselbe Schicksal. Aber Beznau 1 und 2 sind ebenfalls spröde und rissig. In Doel 3 wurden die über 10000sende Risse auch erst 2012 unterhalb von Unterplattierungsrissen gefunden. Fessenheim sollte ebenso Risse im vollen Material haben, wenn man denn zur Katastrophenvorsorge einmal untersuchen würde. Zu Beginn dieses Buchs, sollen alle öffentlich zu Fessenheim bekannten Daten zusammengetragen und der Download als PDF ermöglicht werden. Den Text des Buches sollen die Teilnehmer bestimmen und später ein gebundenes Buch herausgegeben werden. Es soll möglichst alle Bevölkerungsgruppen ansprechen und als Argumentationshilfe vor Politikern, Unternehmen, Gerichten so wie bei der Entschädigung für die Katastrophenschäden dienen. Ebenfalls soll die Geschichte der Bewegung und Ausblicke für Korrekturen der mit Eintritt der Katastrophe bewiesenen nicht funktionierenden demokratischen Strukturen geben, um eine Wiederholung zu verhindern. Leser und Mitautoren des vorläufigen Buches mögen sich nicht von dem Umfang des vorläufigen Materials abschrecken lassen. Wie bei einer Spurensuche eines historischen Krimis, sind die öffentlichen Indizien der vorsätzlichen Tat weit gestreut und ergeben erst beim Zusammensetzen des Puzzles ein genaues Bild. Dieses Bild wird aber nie so genau sein, wie die Unterlagen der Betreiber und Sicherheitsbehörden. Insofern jemand die Fähigkeit besitzt, von diesen Unterlagen vor der Katastrophe Kopien herauszufordern, so könnte dieses die Möglichkeiten der Verschleierung nach einer Katastrophe vermindern. In wie weit die übliche Geheimnistuerei für Sicherheitsanforderungen zum Schutz große Gemeinschaften der Sicherheit zuträglich sein soll, wird den meisten Aktiven immer unverständlich sein. Insbesondere die Versprödung eines Behälters, des wichtigsten Bauteiles eines AKW's überhaupt, dem Reaktordruckbehälter, beinhaltet außer dem Nachweis, dass sofort abgeschaltet werden muss, keinerlei geheim zu haltendes technisches Know-how. Die Autobahn zur Katastrophe mündet nach Katastropheneintritt generell in einem Tunnel der Unwissenheit, der feinst verteilten Verantwortlichkeit. Ähnlich wie bei Fukushima wird auch keine verantwortliche Person ein Strahlenkrankheit erleiden, noch ein Unternehmen den Schaden wirklich ersetzen. Der geneigte Leser sei schon einmal dahingehend irritiert, dass die offizielle Ursache von Fukushima nicht eine außergewöhnliche Naturkatastrophe gewesen ist, und der Betreiber TEPCO deshalb voll haftbar blieb und auf Grund der Schadenshöhe verstaatlicht werden musste, obwohl jeder Betroffene weniger als 10 000 € erhielt.

Belgische AKW Doel und Ti...

05.02.2016 19:04

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Belgische AKW Doel und Tihange

Zu marode für kühles Kühlwasser Stand: 01.02.2016 16:35 Uhr Der Begriff legt es nahe: Kühlwasser soll in einem AKW eine Überhitzung verhindern. Doch die belgischen AKW Doel und Tihange sind offenbar so brüchig, dass selbst Kühlwasser eine Gefahr für die Gebäude darstellt. Nach WDR-Informationen muss es erhitzt werden. Von Jürgen Döschner, WDR Es klingt absurd, aber es scheint der einzige Weg zu sein, um eine Katastrophe zu verhindern: In den beiden belgischen Atomkraftwerken Tihange-2 und Doel-3 muss ausgerechnet das Kühlwasser vorgeheizt werden. Es geht um jeweils rund 1,8 Millionen Liter, die für die Notkühlung im Falle eines größeren Störfalls bereitgehalten werden müssen. Üblicherweise hat dieses Kühlwasser eine Temperatur von unter zehn Grad. In Tihange und Doel jedoch hat die Atomaufsicht bereits 2012 angeordnet, dieses Notkühl-Wasser auf 30 Grad vorzuheizen. Anlass für diese eigentümliche Anordnung ist die Tatsache, dass man seinerzeit Tausende feiner Risse in den Reaktordruckbehältern der beiden Atomkraftblöcke festgestellt hatte. Video: Streit über belgisches AKW tagesschau 17:00 Uhr, 01.02.2016, Armin Stauth, ARD Brüssel

S Es droht ein thermischer Schock Würde nun in diese rissigen, unter hohem Druck stehenden Stahlbehälter plötzlich und in großer Menge kaltes Wasser eingefüllt, dann könnte ein sogenannter thermischer Schock diese Behälter beschädigen oder gar zerstören. Die Folge wäre ähnlich wie in Fukushima - ein teilweiser oder völliger Kühlmittelverlust und letztlich eine Kernschmelze. Das Vorheizen des Notkühl-Wassers soll die Temperaturdifferenz zwischen dem Druckbehälter und dem eingeleiteten Wasser verringern - und damit die Belastung für den vorgeschädigten Stahlbehälter. Im Dezember vergangenen Jahres hat nach Informationen des WDR die belgische Atomaufsicht ihre Anweisung sogar noch erheblich verschärft. In einem Bericht vor dem belgischen Parlament hat der Chef der Brüsseler Atomaufsichtsbehörde FANC angekündigt, man werde die Vorheiztemperatur - zumindest für den Reaktor in Doel - auf nicht weniger als 45 Grad erhöhen. Der Betreiber der Anlage, die Firma Electrabel, spricht von mindestens 40 Grad. Damit geht man bis ans Limit, denn ab 50 Grad Celsius wäre das Wasser zu warm, um damit einen abgeschalteten Atomreaktor zu kühlen. Mit dieser Maßnahme gestehen Atomaufsicht und Betreiberfirma ein, dass es um die Festigkeit der Reaktordruckbehälter in Doel und Tihange offenbar noch schlechter bestellt ist, als bislang öffentlich zugegeben.

"Schon unter normalen Umständen unsicher" Das "Aachener Aktionsbündnis gegen Atomenergie" sieht in der jüngsten Meldung einen "Beleg dafür, dass die Reaktoren schon unter normalen Umständen unsicher" seien. "Ein spontanes Bersten des Reaktordruckbehälters kann nicht mehr ausgeschlossen werden", erklärte Jörg Schellenberg, der Sprecher des Bündnisses, gegenüber dem WDR.

Sonst nur in Russland Die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) bestätigte, dass das Vorheizen von Notkühl-Wasser ein mehrfach angewandtes Verfahren sei, um Reaktoren mit beeinträchtigten Druckbehältern weiter in Betrieb zu halten. Allerdings sind den Kölner Experten neben Belgien nur noch Fälle aus Russland und anderen osteuropäischen Staaten bekannt. Beratung über belgische Pannen-AKW: Man hat sich getroffen Belgische AKW: Bundesregierung erhebt Vorwürfe gegen Atomaufsicht, 26.012016 Streit über belgisches AKW, Armin Stauth, ARD Brüssel | video Weltatlas | Belgien

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Folgerung • Probleme wie in Doel 3, Tihange 2, Beznau 1 (hohe Zahl von Rissanzeigen etc.) sind in Fessenheim bisher nicht bekannt • es müssen diese Probleme nicht bei allen alten RDB bestehen • aber: unklar, ob die durchgeführten Untersuchungen vergleichbar sind (Art und Umfang), ob starke Schädigungen in Fessenheim also auszuschließen sind • weitere Befassung mit dem Thema, bezogen auf Fessenheim, ist notwendig • unabhängig von der RDB-Problematik gibt es viele weitere berechtigte Kritik an der sicherheitstechnischen Auslegung sowie aufgrund der Störfälle der letzten Jahre

Block 1 • in zweiter 10-Jahres-Überprüfung nur ein Unterplattierungsriss gefunden • kein Problem bei T ≥ 7 °C im Kühlmittel erwartet, auf Erhöhung verzichtet • seit einigen Jahren durch Coreaufbau Neutronenfluss im RDB reduziert

Block 2 • in zweiter 10-Jahres-Überprüfung fünf Unterplattierungsrisse gefunden • kein Problem bei T ≥ 7 °C im Kühlmittel erwartet, aber T auf 20 °C angehoben (Sicherheitszuschlag) • T-Erhöhung umgesetzt seit 2000

Risse in Fessenheim

C – General provisions – Articles 4 to 6 The stress tests on ITER, required as part of the experience feedback from the Fukushima NPP accident, was transmitted in September 2012 by ITER Organisation. It will be reviewed by ASN in 2013. At the same time, ASN has initiated a programme of targeted inspections on the research reactors, on the same topics as the inspections carried out on the NPP reactors. These inspections, scheduled between June and October 2011, were followed in 2012 by follow-up inspections to ensure compliance with the requests made further to the previous inspections. 6.3.2.2

The Institute Laue-Langevin high-flux reactor (RHF)

Periodic safety reviews The last periodic safety review took place in 2007 following implementation of the steps defined by the 2002 periodic safety review, one key subject of which was the seismic strength of the facility with regard to the 2001 Basic Safety Rule concerning the seismic hazard. Between 2009 and 2011, the RHF also strengthened its defence in depth, by adding a new backup system to prevent and mitigate the consequences of a core melt accident. This ultimate reflooding system is designed to guarantee management of the core cooling water inventory. Stress tests Between 2012 and 2016, the ILL will continue to reinforce its defence in depth, with the performance of work defined following the post-Fukushima stress tests and thus create a “hardened safety core” of emergency equipment. More particularly: o a seismic depressurisation system to prevent any direct leaks and thus any unfiltered releases; o a groundwater system to guarantee the long-term water inventory; o an emergency command post will enable the facility to be monitored and the backup systems to be controlled, even after rupture of all the dams located upstream and after an earthquake far larger than the design-basis earthquake; o the creation of emergency management rooms during the 2013-2014 winter outage and of several new systems to allow emergency cooling and mitigation of radioactive releases.

6.4

Continued reactor operations

6.4.1

Nuclear power reactors

6.4.1.1

Justification of in-service strength of reactor vessels

In operation, the mechanical properties of the vessel’s metal change, making it more susceptible to thermal shocks under pressure, or to sudden pressure rises when cold. The demonstration of the vessel’s ability to withstand sudden fracture must therefore be periodically reviewed, in particular for the vessels of the 900 and 1300 MWe reactors, on which stable manufacturing defects had been detected. To prevent any risk of rupture, the following steps were taken as of commissioning: o an irradiation monitoring programme: test pieces made of the same metal as the vessel were placed inside it and are used to perform mechanical tests. o periodic inspections are used to verify the absence of defects or, if manufacturing defects are indeed found, to check that they are stable and do not develop. ASN regularly examines the vessel files transmitted by EDF. Thus the file concerning the in-service behaviour of the 900 MWe reactor vessels for the ten years following their third ten-yearly outages was presented to the Advisory Committee for nuclear pressure equipment in June 2010. ASN considered that operation of these vessels for the time considered was acceptable, provided that EDF conducts further investigations and provides additional data to reinforce

Sixth French report under the CNS – July 2013

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C – General provisions – Articles 4 to 6 the guarantees obtained. ASN more specifically reissued its request for re-inspection every 5 years of the Tricastin 1 vessel, which comprises 20 defects under the liner and asked EDF to maintain or install heating of the safety injection system on the Tricastin 1, Fessenheim 2 and St Laurent B 1 reactors, in order to minimise vessel loadings in the event of an accident situation. ASN is at present examining the first answers supplied by EDF on this matter and is preparing to examine the file concerning the inservice strength of the 1300 MWe reactor vessels beyond their third ten-yearly outages. 6.4.1.2

Continued operation of the 900 MWe reactors beyond 30 years of service

On 1st July 2009, ASN considered that the conclusions of the generic studies carried out by EDF for continued operation of the 900 MWe NPPs for 40 years were satisfactory. This generic position was and will be supplemented by an ASN opinion, reactor by reactor, following their third ten-yearly outages. The latest requirements issued by ASN also take account of the initial lessons learned from the Fukushima Daiichi accident and the conclusions of the stress tests (see § 6 and § 17.4.1.1, § 18 and § 19). ASN considered that the Tricastin 1, Fessenheim 1 and 2 and Bugey 2 and 4 reactors were able to be operated beyond their third ten-yearly outages (see § 14.2.4.1.2). Similarly, in the light of the results of the third periodic safety review of Fessenheim reactor 2 and the inspections carried out by its personnel, ASN considered that the licensee’s actions must be regulated by additional requirements. ASN thus issued several requirements applicable to EDF. Having set these requirements, ASN has no objection to the continued operation of Fessenheim reactor 2 beyond its third ten-yearly periodic safety review. In 2013, ASN will also be issuing an opinion on the suitability for continued operation of Dampierre reactor 1, for which the third ten-yearly outage was completed in March 2012. 6.4.1.3

Continued operation of other plant series

1300 MWe series After the Penly 1 and Cattenom 3 reactors in 2011, Golfech 1 in 2012 integrated the improvements resulting from the periodic safety review linked to its second ten-yearly outage. ASN also analysed the conclusions of the periodic safety reviews on reactors 1 and 2 at Saint-Alban and reactor 2 at Cattenom and set additional requirements to enhance the safety of these sites. N4 series After Civaux reactor 1 in 2011, Civaux reactor 2 in 2012 integrated the modifications resulting from the periodic safety review on the occasion of its first ten-yearly outage. As with the 900 and 1300 MWe reactors, ASN will in 2013 rule on the continued operation of each of the reactors following examination of the conclusion reports submitted by EDF. 6.4.1.4

Continued reactor operations beyond 40 years

In 2009, EDF stated that it wished to extend the operating life of its reactors beyond 40 years. In France, the operating lifetime of a reactor is not limited by the regulations, but its ability to continue to operate must be periodically reviewed and its safety reassessed. In this respect, operation of a reactor beyond 40 years is a significant milestone. In 2010, ASN in particular requested that safety reassessment studies and the associated radiological objectives be considered in the light of the safety objectives applicable to new reactors, such as the EPR, in accordance with the position adopted by the WENRA association of western European nuclear safety regulators. At the request of ASN, the GPR met on 18th and 19th January 2012 to state its position on the orientations of the EDF study programme associated with the project to extend reactor operations

Sixth French report under the CNS – July 2013

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power plant and RJH being studied in the same batch of facilities). In addition to the common request applicable to all BNIs, it led to the definition and implementation of a "hardened safety core" of material and organisational measures to control the fundamental safety functions in extreme situations. Q.No Country Article Ref. in National Report 24 Canada Article 6 Page 42, Section 6.4.1.4 Line 4 Question/ The report states that “…In 2010, ASN in particular requested that safety reassessment studies and the associated radiological Comment objectives be considered in the light of the safety objectives applicable to new reactors“, please clarify whether these ASN requirements are also applicable to Long-term Operation (LTO) or, as well, to any licence renewal? If yes, how are they implemented in the licensing basis of operating NPPs? Answer In France in the licence of the existing NPPs there is no time limit for operation, therefore there is no licence renewal. However, these objectives (consisting in approaching as most as possible the objectives given to new reactors) are applicable for LTO, witch means in France every PSR beyond 40 years. Q.No Country Article Ref. in National Report 25 China Article 6 section 6.4.1.1 Question/ Description In section 6.4.1.1£¬P42 : ¡°The guarantees obtained. ASN more specifically reissued its request for re-inspection every 5 Comment years of the Tricastin 1 vessel, which comprises 20 defects under the liner and asked EDF to maintain or install heating of the safety injection system on the Tricastin 1, Fessenheim 2 and St Laurent B 1 reactors, in order to minimize vessel loadings in the event of an accident situation. Question: Please provide the information of the defects and the present progress to deal with it. Answer In 1999, defects were found in Tricastin 1 RPV. This RPV shows 20 undercladding cracks and their maximum dimensions are about 10mm high (through wall direction) and 50mm long. After discovering undercladding cracks in RPV noozles in the late 70’s (1978), changes were implemented in manufacturing process (pre heating and post heating for example) and control were performed on some equipment in service (nozzles, Steam generators tube sheets…). After first analysis, RPV was supposed not to be affected by such defects. ASN have been requiring controls on some RPV since 1991 and the first undercladding cracks were found on RPV in 1993. Since 1999, which corresponds to the first 2nd ten yearly outage of French reactors. If a defect is found in a RPV in France, a specific justification should be performed. ASN performs its review, with its technical support IRSN, to ensure that all demonstration’s step are conservative enough: Fluence estimation, RPV material embrittlement, Transient and loading definition, Mechanical calculations. The demonstration performed by the licensee has to be periodically reviewed: the last review date back to 1987, 1999, 2005 and 2010.In France, undercladding cracks are controlled every ten years (every 5 years at Tricastin 1). No undercladding crack, neither in a RPV or in a nozzle has ever evolved during operation. Undercladding cracks are manufacturing

FACHGESPRÄCH

19. & 20. Februar 2013

Untersuchungen der GRS im Zusammenhang mit den Ultraschallanzeigen Untersuchungen der GRS im Zusammenhang mit den Ultraschallanzeigen amam Reaktor­ druckbehälter desdes belgischen Kernkraftwerks Doel, Block 3 3 Reaktordruckbehälter belgischen Kernkraftwerks Doel, Block Jens Arndt, Jürgen Sievers, Rainer Wenke Jens Arndt, Jürgen Sievers, Rainer Wenke

RDBInnenwand

Grenzfläche zur Plattierung

Plattierung (PL) 6 mm

a1

plastisch

Grundwerkstoff (GW) 243 mm a2

(GW)

[MPa] 700 600 500 400

postulierter innenliegender 360° Umfangsriss (a1= 10+6 mm, a2= 124,5+6 mm)

(PL)

elastisch

Hintergrund • In 2012 wurde eine Großzahl von Anzeigen in den oberen und unteren Mantelringen der Reaktordruckbehälter (RDB) der belgischen Anlagen Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallprüfungen entdeckt. • Charakteristik der Anzeigen in Doel-3 − Anzeigen über den gesamten Umfang verteilt − unterer Mantelring mit deutlich mehr Anzeigen als oberer Mantelring − mittlere Ausdehnung: 10 – 14 mm − Orientierung: laminar, parallel zur inneren und äußeren Mantelfläche mit bis zu etwa 10° Neigung • Schadenshypothese: fertigungsbedingte wasserstoffinduzierte flockenartige Risse

300 200 100

Spannungsverteilung RDB-Wand bei einer maximalen Rissöffnung von ca. 0,2 mm (Darstellungsfaktor 40) 160 140

Hochlagenzähigkeit

120 100

Bruchzähigkeit bei Betriebsende

a1

80 60 a2 40 KIC-Konvoi (RTNDT= −20°C)

20

Innere Rissspitze a1

0 -100

RDB-Wanddicke (200 mm)

Prinzipielle Darstellung des RDB Doel-3

Links: Anzeigen eines einzelnen axialen Segments der RDB-Wand Rechts: Projektion der Anzeigen aus einem 20° Segment der RDB-Wand

Untersuchungen der GRS • Beurteilung der sicherheitstechnischen Relevanz derartiger Anzeigen für deutsche Anlagen • Finite Elemente Berechnungen mit dem Rechenprogramm ADINA (Automatic Dynamic Incremental Nonlinear Analysis) • Parameter des vereinfachten Analysemodells: − RDB-Geometrie vom Typ Konvoi mit Wandstärke 243 + 6 mm − postulierter innenliegender 360° Umfangsriss der Tiefe 108,5 mm im Grundwerkstoff − rotationssymmetrische Lastannahme aus einer typischen Notkühltransiente für ein kleines primärseitiges Leck

Kontakt

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH [email protected] [email protected] Tel. : +49 (0) 221 - 2068-747 Tel.: +49 (0) 221 - 2068-747

Äußere Rissspitze a2 -50

0

50 100 150 Rissspitzen- bzw. Probentemperatur [°C]

200

250

300

Bruchmechanische Bewertung des postulierten Risses Erste Schlussfolgerungen • Nach bisherigen Kenntnissen sind für die deutschen laufenden Anlagen keine entsprechenden Befunde bekannt. • Die berechneten Rissbeanspruchungen sind an der Rissspitze nahe der Plattierung (a1) am größten. Die Ergebnisse sind sehr sensitiv auf die Annahme bezüglich der Position dieser Rissspitze. • Im Vergleich zu den tatsächlichen Rissanzeigen im RDB Doel-3 wird ein konservatives Risspostulat im Analysemodell angesetzt. • Die bruchmechanische Bewertung ergibt für Konvoi RDB große Sicherheitsmargen gegenüber spröder oder zäher Rissinitiierung. • Die Analysemethodik ist flexibel, d.h. es können ohne großen Aufwand unterschiedliche Annahmen zum Risspostulat, zu den Belastungen, zu den Materialdaten sowie zu den Bewertungsmaßstäben verwendet werden.

www.grs.de

P and R

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Devoted to Research on Neutron Irradiation-caused Brittleness of Reactor Pressure Vessel Steel

Yutaka Nishiyama Reactor Component Reliability Laboratory Department of Reactor Safety Research Tokai Research Establishment 　The safe utilization of a reactor pressure vessel for a long period of time depends on its long-term integrity. Therefore, it is important to understand how the vessel material is affected by exposure to neutrons generated in the reactor core. Mr. Yutaka Nishiyama is engaged in the research on neutron irradiation-caused brittleness of reactor pressure vessel steel. installations. Since Mr. Yutaka Nishiyama joined JAERI in 1988, he has been engaged in the research on changes over the years in reactor pressure vessel steel. The reactor pressure vessel that contains the reactor core is made of low-alloy steel (containing more than 90% iron) about 20 cm thick. The vessel material is exposed to radiated neutrons generated in the core during operation, and as a result becomes gradually embrittled over time. It is necessary to evaluate the dynamics of neutron irradiation-caused embrittlement of the material in order to verify the integrity of the pressure vessel. His first task was to evaluate the brittleness of the pressure vessel steel that is used in the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The operating temperature of the pressure vessel of the HTTR is 400℃, significantly higher than the operation temperature of a light water reactor, about 290℃. Therefore, 21/4Cr-1Mo steel, which is superior in high-temperature strength characteristics, is used for HTTR, instead of the Mn-Ni-Mo steel that is used for light water reactor pressure vessels. Since it was the first time to use the 21/4Cr-1Mo steel for constructing a reactor pressure vessel, it was necessary to evaluate the effects of long-term exposure to high temperature conditions, combined with the embrittlement caused by neutron irradiation. Mr. Nishiyama became engaged in the evaluation. He examined changes in fracture toughness*1 of material specimens that were exposed to neutron irradiation in the Japan Materials Testing Reactor (JMTR), or that were heated to a temperature comparable to the operating temperature in an electric furnace for a long period of time. The analysis of the acquired data confirmed the integrity of the pressure vessel under the operating conditions of HTTR. Currently, Mr. Nishiyama is investigating the topic of embrittlement of the steel used for light water reactor pressure vessels. An important issue of embrittlement that may ensue when the pressure vessel is used for a long period of time is the phenomenon called intergranular embrittlement. This is caused when atoms of phosphorous, an impurity element contained in the material, migrate to grain boundaries (segregation), thereby weakening the grain boundaries and resulting in material embrittlement. His aim is to understand the occurrence and progression of intergranular embrittlement in order to assess the long-term safety of nuclear reactor pressure vessels over the lifetime of their continued operation. An Auger electron spectroscope is used for the analysis of segregation elements transferred to grain boundaries. A specimen for analysis with this instrument is prepared by fracturing the material to be analyzed in an ultra-high vacuum. Then, the spectroscope is used to determine the identity and concentration of each kind of element present in the grain boundaries, based on the intensity and energy distribution of Auger electrons*2 that are emitted when the fractured grain boundaries of the specimen are exposed to an electron beam. Thus far, analyses of several iron test specimens, which were doped with different kinds of elements and then exposed to neutron irradiation, showed that intergranular brittleness is facilitated by neutron irradiation, because neutron irradiation accelerates the segregation of phosphorous atoms towards grain boundaries, and also because carbon atoms, which, unlike phosphorous atoms, strengthen grain boundaries, are pushed away from grain

http://www.jaea.go.jp/jaeri/english/ff/news62/p&r.html

20.01.2016 21:50

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boundaries by neutron irradiation. Mr. Nishiyama’s future aim is to study the occurrence and progression of intergranular embrittlement in more detail by gathering more data on test specimens under various conditions of neutron irradiation. In addition, in order to clarify mechanisms of how embrittlement is caused as a result of hardening of the inside of crystalline grains when exposed to neutron irradiation, he also intends to analyze material specimens at a nanometer level, in cooperation with a university or other external research organization. *1 Fracture toughness: A measure of the capability of a structure to carry specific loads in the presence of initial flaws or cracks for a specified time without repair. *2 Auger electron: An electron that is expelled from an atom by gaining energy via electrostatic interaction with another electron that makes a discrete transition from a higher energy state to a lower energy state.

A scanning electron micrograph showing fractures of crystalline grain boundaries caused by phosphorous atoms

http://www.jaea.go.jp/jaeri/english/ff/news62/p&r.html

20.01.2016 21:50

Fragen der GRS und des RSK-Ausschusses Druckführende Komponenten und Werkstoffe zum Sicherheitsnachweis für die Reaktordruckbehälter der belgischen Kernkraftwerke Tihange 2 und Doel 3

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Veranlassung und Vorgehensweise

Im Juli und September 2012 wurden bei einer neu eingeführten Sonderprüfung am Reaktordruckbehälter (RDB) der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 mehrere Tausend Ultraschallanzeigen gefunden. Die belgische Aufsichtsbehörde FANC informierte andere Aufsichtsbehörden und Sachverständigenorganisationen darüber und bat um Unterstützung bei der Bewertung. Nach einer Phase eingehender Diskussionen unter internationaler Beteiligung kam FANC zu dem Schluss, dass es sich um wasserstoffinduzierte Trennungen im Werkstoff, sogenannte Wasserstoffflocken, handelt, die schon bei der Herstellung entstanden sind. Die beiden Anlagen blieben daraufhin bis zum Mai 2013 abgeschaltet. Unter Würdigung eines durch den Betreiber Electrabel vorgelegten Sicherheitsnachweises wurde durch FANC im Mai 2013 die Genehmigung zum Wiederanfahren erteilt. Diese war mit einer Reihe von Auflagen verbunden, darunter Untersuchungen der mechanischen Eigenschaften des Werkstoffs mit Wasserstoffflocken nach Neutronenbestrahlung. Nach ersten Ergebnissen an Proben aus artgleichem Werkstoff waren diese Eigenschaften teilweise ungünstiger als erwartet, weshalb die beiden Anlagen im März 2014 vorzeitig wieder abgefahren wurden. Beide Anlagen befanden sich seither im abgeschalteten Zustand. Durch Electrabel wurden weitere Untersuchungen durchgeführt, mit dem Ziel nachzuweisen, dass die beiden Anlagen sicher weiterbetrieben werden können. Am 17. November 2015 hat FANC seine Entscheidung zum Wiederanfahren der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 bekannt gegeben und die Begründung in einem Abschlussbericht dargelegt /1/. FANC kommt nach Würdigung der ihr vorliegenden Unterlagen zu dem Schluss, dass die Integrität der RDB der beiden Anlagen für einen 40-jährigen Betrieb nachgewiesen sei. FANC hat angekündigt, am 11. und 12. Januar 2016 einen In-

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ternationalen Workshop in Brüssel zu organisieren, auf dem die Fachleute von zuständigen Behörden und Sachverständigenorganisationen über die Ergebnisse der Bewertung in Einzelnen informiert werden sollen und Gelegenheit für Fragen haben. Die GRS und die RSK haben seit Bekanntwerden der Befunde in den belgischen Anlagen Doel-3 und Tihange-2 im Jahr 2012 im Auftrag des BMUB die von FANC zur Verfügung gestellten Informationen ausgewertet. In diesem Rahmen hat das BMUB die GRS und den DKW beauftragt, die der Entscheidung der FANC zugrunde liegenden Unterlagen, soweit diese veröffentlicht wurden /2/-/13/, insbesondere hinsichtlich Plausibilität und Nachvollziehbarkeit auszuwerten und Fragen zu nach ihrer Sicht offenen Punkten zu formulieren. Der nachfolgende Fragenkatalog gliedert sich in die Abschnitte •

Vorbemerkungen

•

Fragen zu den durchgeführten zerstörungsfreien Prüfungen an den RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

•

Fragen zum Werkstoffzustand / -verhalten der RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

•

Fragen zum Integritätsnachweis für die RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2.

2

2

Fragenkatalog

2.1

Vorbemerkungen

Wie auch im BelV-Bericht zur sicherheitstechnischen Bewertung der Wasserstoffflocken in den RDB von Doel-3 und Tihange-2 /8/ ausgeführt, stellen die in den RDB der beiden Anlagen zwischenzeitlich gefundenen Wasserstoffflocken eine signifikante Abweichung von der an die Komponenten der Druckführenden Umschließung geforderten Fertigungsqualität (Fehlerfreiheit, hohe Bruchzähigkeit) dar. Dadurch ergibt sich eine Reduzierung der Sicherheitsmargen. Wie weiter im BelV-Bericht zur sicherheitstechnischen Bewertung der Wasserstoffflocken in den RDB von Doel-3 und Tihange-2 /8/ ausgeführt, setzt ein belastbarer Sicherheitsnachweis voraus, dass jeder einzelne Bewertungsschritt konservativ ist. Dies muss für die durch Electrabel vorgelegten Sicherheitsnachweise zweifelsfrei und durchgängig gewährleistet sein. Die nachfolgend gestellten Detailfragen ergeben sich aus den in den öffentlich zugänglichen zusammenfassenden Dokumenten enthaltenen Bewertungen und Schlussfolgerungen. Diese wiederum basieren auf Ergebnissen aus Detailberichten, die auf der FANC Webseite nicht verfügbar sind, weswegen die zugänglichen Berichte Mängel in der Nachvollziehbarkeit beinhalten.

2.2

Fragen zu den durchgeführten zerstörungsfreien Prüfungen an den RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

1. Wo liegen die Nachweisgrenzen der eingesetzten zerstörungsfreien Prüfverfahren in Bezug auf die Wasserstoffflocken. 2. Anhand welcher Kriterien wird unterschieden, ob die Anzeigen eher Seigerungen oder Wasserstoffflocken zuzuordnen sind? 3. Wie wurden Abschattungseffekte und Überlappungseffekte beim Fehlernachweis und bei der Fehlergröße berücksichtigt? 4. Wurde die Schräglagenabhängigkeit nur für die Nachweisbarkeit von Wasserstoffflocken angepasst oder gab es auch Anpassungen bei deren Größenbestimmung?

3

2.3

Fragen zum Werkstoffzustand / -verhalten der RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

5. Wie wurde das Ausmaß der Seigerungen, d.h. die Ausdehnung und die maximale Aufkonzentration, in den Schmiederingen von Doel-3 und Tihange-2 abgeschätzt? 6. Wie wurde der Einfluss der Seigerungen auf die Bruchzähigkeit der betroffenen RDB-Werkstoffe ermittelt und wie wurden Daten von anderen bekannten Fällen mit stark ausgeprägten Seigerungen in großen Schmiedestücken (KS02, Kalotten der RDB von EPR) berücksichtigt? 7. Welche Annahmen wurden für die Fehler im Übergang Grundwerkstoff zur Plattierung („clad interface imperfections“, siehe /2/, S.31) getroffen (Fehlerlage, -orientierung und -größe, Bruchzähigkeit), um diese zu bewerten? 8. Wie wurden die möglichen Auswirkungen der unterschiedlichen Phosphorgehalte der RDB-Ringe der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 gegenüber den untersuchten Bestrahlungsproben aus den Schmiedestücken VB395 und KS02 auf das Ausmaß an Seigerungen der RDB und deren Bestrahlungsverhalten berücksichtigt?

2.4

Fragen zum Integritätsnachweis für die RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

9. Die Schlussfolgerungen der Integritätsbewertung basieren auf rechnerischen Analysen (linear-elastische Bruchmechanik in Verbindung mit der modifizierten Fehlercharakterisierung nach ASME Code Case N-848). Wie wurde die Anwendbarkeit der verwendeten Analysemethoden für die Bewertung der inhomogenen geseigerten Bereiche in Verbindung mit den vorliegenden Rissfeldern nachgewiesen? 10. Für die Festlegung der Referenztemperatur der Schmiederinge von Doel-3 und Tihange-2 nach Bestrahlung wurde eine Übertragungskette auf der Basis der Ergebnisse an unbestrahlten Proben dieser Ringe (ohne Seigerungen und ohne Flocken) und an bestrahlten und unbestrahlten Proben von VB395 aufgebaut: RTNDT = RTNDT,init + ΔRTNDT,init,segr + ΔRTNDT,RSE-M + ΔRTNDT,VB395 + M Wie wurde diese Übertragungskette überprüft? 11. Für welche Lastfälle und wie wurden die Beanspruchungsanalysen detailliert durchgeführt (Belastungen bei Betrieb und Störfällen, Festlegung der führenden

4

Transienten, Strähnen- oder Streifenkühlung, linear-elastisch oder elastischplastische Werkstoffgesetze, Berücksichtigung von Eigenspannungen durch den Plattierungsprozess, Berücksichtigung inhomogener Werkstoffeigenschaften in den Seigerungszonen, Fehlerannahmen)? 12. Zur Bestimmung der Beanspruchung der Wasserstoffflocken in gemischten Spannungszuständen (d. h. in Mode I, II und III) wurde ein „äquivalenter Spannungsintensitätsfaktor“ herangezogen. Wurde die Anwendbarkeit dieses Spannungsintensitätsfaktors auf den vorliegenden Beanspruchungs- und Werkstoffzustand (elastisch-plastisch mit Seigerungszonen) verifiziert? 13. Beim Nachweis der Strukturintegrität wurde als Ersatz für einen Spannungsnachweis ein Tragfähigkeitsnachweis gemäß ASME BPVC Section III, Subsection NB3228.3 durchgeführt. a. Wie wurde die Anwendbarkeit der Nachweismethodik gemäß ASME BPVC Section III, Subsection NB-3228.3, die üblicherweise für fehlerfreie Bauteile angewendet wird, auf die fehlerbehafteten RDB-Bereiche nachgewiesen? b. Welche Spannungs-Dehnungs-Kurve des Werkstoffs wurde dabei in der FiniteElemente Analyse verwendet? c. Für welche Stelle(n) am RDB wurde die Last-Verschiebungs-Kurve ermittelt und wie wurden dabei Dehnungskonzentrationen in lokalen Bereichen wie den Wasserstoffflocken berücksichtigt? 14. Wurde für die RDBs der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 nach der Fertigung eine Druckprüfung durchgeführt und wenn ja mit welchem Prüfdruck? 15. Ist es erforderlich zusätzlich im Bereich der Seigerungen postulierte Fehler (T/4Fehler nach ASME) bruchmechanisch zu untersuchen?

3

Fazit

Das in den uns zur Verfügung gestellten Dokumenten dargestellte Konzept ist in sich geschlossen und nachvollziehbar. Einzelne Elemente des Konzepts sind basierend auf den vorliegenden Unterlagen nicht hinreichend bewertbar oder bedürfen einer Überprüfung, um den Integritätsnachweis der RDB von Doel-3 und Tihange-2 nachvollziehen zu können. Der RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten und Werkstoffe trifft

5

damit keine Aussage, ob das Vorgehen den Grundsätzen des Sicherheitskonzepts entspricht.

6

4

Quellen

/1/

Flaw indications in the reactor pressure vessels of Doel 3 and Tihange 2, Final Evaluation Report 2015, 12.11.2015

/2/

Safety Case 2015 Doel 3 Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 28.10.2015

/3/

Safety Case 2015 Tihange 2 Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 28.10.2015

/4/

Doel 3 Reactor Pressure Vessel Assessment, Report on independent analysis and advice regarding the safety case 2015, Electrabel, Service de Contrôle Physique, 03.11.2015

/5/

Tihange 2 Reactor Pressure Vessel Assessment, Report on independent analysis and advice regarding the safety case 2015, Electrabel, Service de Contrôle Physique, 03.11.2015

/6/

Synthesis Report Doel2012, Vincotte, 16.11.2015

/7/

Synthesis Report Tiha186, Vincotte, 16.11.2015

/8/

Evaluation of the impact of the hydrogen flaking damage on the serviceability of the Doel 3 and Tihange 2 reactor pressure vesssels, Safety Evaluation Report, BelV, 05.11.2015

/9/

Doel 3 and Tihange 2 Issue, Final Report, International Review Board, 28.08.2015

/10/

ORNL Evaluation of Electrabel safety Cases for Doel 3 and Tihange 2, Final Report (R!), Oak Ridge National Laboratory/USA, November 2015

/11/

Doel 3 & Tihange 2 RPV issue: FANC synthesis note on „hydrogen induced cracking“ hypothesis FANC, 06.11.2015 7

/12/

Safety Case Report Doel 3; Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 05.12.2012

/13/

Safety Case Report Tihange 2: Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 05.12.2012

8

Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI

http://www.ensi.ch/de/technisches-forum/sproedbruch-referenztemperatur/

“Wie die Ergebnisse der Bestrahlungsproben aus dem Kernbereich der Reaktoren von KKB‐1 und KKB‐2 zeigen, besteht ein erheblicher Unterschied im Bestrahlungsverhalten der RDB‐Werkstoffe von Block 1 und von Block 2. Nach den heutigen Erkenntnissen kann für den Block 2 des KKB eine einschränkende Auswirkung der Neutronenversprödung der RDB‐Werkstoffe auf den Langzeitbetrieb ausgeschlossen werden. Für den Block 1 hingegen ist der Versprödungsgrad des Grundmaterials (Schmiedering C) bereits heute auf einem relativ hohen Niveau und bei ca. 60 Jahren Betrieb wird der Grenzwert für die Referenztemperatur, der in der Verordnung des UVEK zur vorläufigen Ausserbetriebnahme festgelegt ist, voraussichtlich erreicht werden. Demzufolge sieht es das ENSI als notwendig an, dass weitere Massnahmen zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung im KKB‐1 ergriffen werden.“

Beurteilung ENSI in “Sicherheitstechnische Stellungnahme zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau, Block 1 und 2” aus dem Jahr 2010:

Situation Beznau 1 (im Unterschied zu Beznau 2)

Für Aussenstehende sind die Untersuchungen und Resultate – auch im rechtlichen Zusammenhang – schwer einzuordnen. Zur Veranschaulichung Auszüge aus den ENSI‐Stellungnahmen zu Beznau 1.

Art. 4- Versprödung des Reaktordruckbehälters 1 Der Bewilligungsinhaber hat die aktuellle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur und die aktuelle Hochlagenenergie des Reaktordruckbehältermaterials aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen periodisch zu bestimmen. 2 Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der aktuellen justierten Sprödbruch-Referenztemperatur und der aktuellen Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen gelten die Normen der USNRCs. 3 Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn: a. die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur von der Innenwand in einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 QC erreicht; oder b. die aktuelle Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen unter 68 Ioule absinkt.

Unter Kapitel 3 „Ausserbetriebnahme wegen Alterungsschäden”, Art. 4 der Ausserbetriebnahme-Verordnung kommt der Sprödbruch-Referenztemperatur eine besondere Bedeutung zu:

Rechtliche Grundlage

Über die Untersuchungen und ihre Periodik in Schweizer AKW ist wenig bekannt und veröffentlicht. Lediglich in den ENSI-Stellungnahmen zu den Berichten über die Langzeitbetriebe und den Periodischen Sicherheitsüberprüfungen, resp. den sicherheitstechnischen Stellungnahmen des ENSI dazu, werden einige Daten und Einschätzungen einsehbar.

Frage 20: Sprödbruch-Referenztemperatur

Technisches Forum Kernkraftwerke

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Ü

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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nnenwand nnenwand nnenwand nnenwand *A Wanddcke 1/2 Wanddcke *Ä-. Wanddcke *A Wanddcke

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http://www.ensi.ch/de/technisches-forum/sproedbruch-referenztemperatur/

Volllastjahren (ca. 46 Betriebsjahre) erreicht werden. Die vorliegenden Ergebnisse lassen keine Einschränkungen für einen sicheren Weiterbetrieb erkennen.

lasteten Stelle der Reaktordruckbehalter-lnnenwand wird die erwähnte Fluenz erst nach rund 42

rend ist. Die an diesem Werkstoff nach der Bestrahlung mit einer Fluenz von 5.O8x'l019 n/cm2 gemäss NRC Regulatory Guide 1.99 (Rev. 2) ermittelte justierte Sprödbruch-Referenz-Temperatur (ART) betragt 89° C und liegt unter dem Auslegungsrichtwert von 93°C für Neuanlagen. Die gemessene Hochlagenenergie liegt deutlich über dem geforderten Nlinimalwert. An der am höchsten be-

zeigten, dass der Schuss C (Schmiedering auf Kernhohe) in Bezug auf Neutronenversprodung füh-

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Die Untersuchungsergebnisse des Bestrahlungsprobensatzes P des KKB 1 aus dem Jahre 1999

Sonderbar ist nur, dass offenbar die Werte gemäss den neuen Annahmen tiefer lagen, im Gegensatz zur prognostizierten Sprödbruch-Referenztemperatur, welche höher lag. Diese, 2010 publizierten Werte weichen wesentlich von den Prognosen aus der PSÜ-Stellungnahme 2004 ab:

“Eine Aktualisierung der bisherigen Auswertung wurde notwendig, da neue nachgeführte Fluenzrechnungen ergaben, dass die nach 40 Jahren Betrieb erreichten Fluenzen die bisher ermittelten Werte überschreiten. Deshalb waren die extrapolierten Werte für die Fluenzen des Langzeitbetriebes und die sich daraus ergebenden Materialkennwerte neu zu bestimmen“.

Weiter führt das ENSI aus:

Tabelle 4.1-‐4: Sprödbruch-Referenztemperatur RTNDTj und HochlagenKerbschlagarbeit AVj für das in der Neutronenversprödung führende Grundmaterial des Schmiederinges C des KKB-1 für verschiedene RDB-Wandtiefen und extrapolierte Neutronenfluenzen

RDB-Tiefe

Volllastjahre

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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7. Wo liegen die aktuellsten Werte? (KKM/KKB)

6. Wie wird ein Überschreiten des Grenzwerts (und damit die verspätete Anordnung der Ausserbetriebnahme vermieden, wenn die effektive Sprödbruch‐ Referenztemperatur nur noch geringfügig vom Grenzwert abweicht? (ENSI)

5. Wie oft werden die Werte erhoben? Wo werden die Werte dokumentiert? (ENSI)

4. Wie steht das UVEK/ENSI zum Fakt, dass die vorhandenen Schätzungen zur Versagenswahrscheinlichkeit um Faktoren 20 bis 50 variieren? (siehe NEA-‐Report NEA/CSNI/R(99)3, Comparison report of RPV Pressurized Thermal Shock – International Comparative, Assessment Study (PTS ICAS), Committee on the Safety of Nuclear Installations, Nuclear Energy Agency, 1999) (UVEK/ENSI)

3. Warum wird nur das Material abstrakt begrenzt? Warum wird nicht auch eine vorläufige Ausserbetriebnahme gefordert, wenn die Störfallberechnung PTS‐Temperaturen zeigen, die unterhalb der Sprödbruchtemperatur liegen? (UVEK)

2. Gibt es internationale Vorgaben/Empfehlungen bzgl. des Grenzwertes? Wie sieht die regulatorische Praxis in anderen Ländern aus? (UVEK/ENSI)

1. Wie kommt es in der Ausserbetriebnahme-Verordnung zum genannten Grenzwert (93 Grad)? Welche Sicherheitsmarge beinhaltet das Ausserbetriebnahme-Kriterium von 93°C? (UVEK)

Fragen (in Klammern Adressat der Fragen)

Weil sich der Wert der Sprödbruch‐Referenztemperatur von Beznau 1 markant von Beznau 2 unterscheidet (63˚C) und sich dem, in der Ausserbetriebnahmeverordnung festgelegten Grenzwert nähert, drängen sich einige Fragen auf.

Art. 4 Versprodung des Reaktordruckbehälters 1 Der Bewilligungsinhaber hat die aktuellle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur und die aktuelle Hochlagenenergie des Reaktordruckbehältermaterials aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen periodisch zu bestimmen. 2 Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der aktuellen justierten Sprödbruch-Referenztemperatur und der aktuellen Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen gelten die Normen der USNRC3. 3 Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn: a. die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur von der Innenwand in einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 QC erreicht; oder b. die aktuelle Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen unter 68 Ioule absinkt.

Auszug aus “Sicherheitstechnische Stellungnahme der HSK zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung” zu Beznau 1, 2004

Abfahrkurven sowie die Temperatur bei Druckprüfungen ist gering.

heitsbericht angegebene Wert. Der Einfluss dieser erhohten Referenztemperatur auf die An- und

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Nach 40 Betriebsjahren (36 Volllastjahren) wird an der maximal belasteten Stelle der RDB-lnnenwandoberflache eine Fluenz von 4.6x“l019 n/cm2 erwartet. Dies ergibt eine justierte Sprödbruch-Referenz-Temperatur (ART) von 87° C. Diese Referenztemperatur liegt um 8° C hoher als der im Sicher-

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

27. April 2015 5. Juni 2015

Eingegangen am

Beantwortet am

Beantwortet von

Fragestellender

Bereich

ENSI

Vertreter von NGOs

Kernkraftwerke

In

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Anhand von Materialproben werden die RDB-Werkstoffe direkt im Reaktor vorauseilend bestrahlt. Nach Auswertung der Materialproben wird die Werkstoffkurve gemäss nuklearem Regelwerk für die Bruchzähigkeit berechnet. Der Werkstoff muss allen Beanspruchungen für den Normalbetrieb und die Auslegungsstörfälle standhalten. Die Beanspruchbarkeit des Werkstoffs muss immer höher sein als die Beanspruchung an den postulierten Rissen insbesondere für die kritischen Auslegungsstörfälle. Der Sprödbruchsicherheitsnachweis wird durch einen Sicherheitszuschlag abgesichert. Das Ausserbetriebnahme-Kriterium der UVEK-Verordnung berücksichtigt diesen Aspekt.

Weiterhin werden in den USA auch Grenzwerte gesetzlich festgelegt, die den gesamten Prozess des Sprödbruchsicherheitsnachweises berücksichtigen. Diese Grenzwerte sind aufwändiger zu überprüfen als Grenzwerte, die explizit den Versprödungsgrad der Materialien des Reaktordruckbehälters charakterisieren. Der Referenztemperaturgrenzwert in der UVEK-Verordnung ist insbesondere für Druckwasserreaktoren erstellt worden.

Die Schweiz hat sich bei der Festlegung des Grenzwertes für die Sprödbruch-Referenztemperatur in der Verordnung des UVEK über die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken (UVEK-Verordnung) an der Empfehlung der amerikanischen Aufsichtsbehörde NRC für neue Reaktoren orientiert.

1.-3. Entstehung und Festlegung des Grenzwerts

Beantwortet von ENSI

Alterung, Reaktordruckbehälter

Thema

10. Sowohl die Axpo wie die Alpiq haben die Abschreibungsdauer der Investitionen in ihren AKW von 50 auf 60 Jahre verlängert. Für Beznau stützt die Axpo diesen Entscheid auf eine Stellungnahme des ENSI betreffend den Anforderungen des RDB für den Langzeitbetrieb. Was beinhaltet diese Stellungnahme? Welche Werte nimmt das ENSI als Grundlage für diesen Entscheid (Axpo/ENSI)?

9. Wie sind die Abweichungen zwischen den Resultaten/Prognosen aus den ENSI-Stellungnahmen 2004 und 2010 zu erklären? (KKB)

8. Welche „weiteren Massnahmen zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung im KKB‐1“ wurden ergriffen? (Stellungnahme Langzeitbetrieb KKB) Welche Resultate zeigen sie? (KKB)

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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Erläuterung zur Grafik: Der Grenzwert zur Referenztemperatur geht aus dem Sprödbruchsicherheitsnachweis des Reaktordruckbehälters hervor. Es geht um einen Wert, bei dem das Wachstum der postulierten Risse nicht mehr ausgeschlossen werden kann (Annahme: kritische Leckage in der Hauptkühlmittelleitung hinsichtlich Spannungen an der Rissspitze). Mit diesem Wert werden Mindest-Sicherheitszuschläge noch eingehalten.

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Die Nuclear Energy Agency der OECD betreibt ein Forschungsprogramm zum Stand von Wissenschaft und Technik hinsichtlich Anwendung probabilistischer Methoden für die Thermoschock-Analyse des Reaktordruckbehälters. Das Ergebnis zeigt: Trotz Festlegung einheitlicher Randbedingungen ist die Streuung der Ergebnisse zu gross, z.B. bei der Versagenswahrscheinlichkeit, um die Methoden in der Sicherheitsbewertung anwenden zu können. Folgende Schlussfolgerung wurde aus dem Projekt gezogen: Die Modelle müssen noch weiter verbessert und validiert werden. Es besteht ein weiterer Forschungsbedarf.

Im Schweizer Regelwerk wie auch international (ausser USA) erfolgt die Sprödbruchsicherheitsbewertung des Reaktordruckbehälters deterministisch. Das Ziel der Anwendung probabilistischer Methoden für die Thermoschock-Analyse des Reaktordruckbehälters ist die Verifizierung der Margen der deterministischen Analyse (Abbau von unangemessenen Konservativitäten).

Das Kernkraftwerk Beznau verfügt über eine ausreichende Anzahl von bruchmechanischen Proben. Die ältere Auswertemethode der Kerbschlagbiegeproben beruht auf einer unteren, die Messwerte umhüllenden Grenzkurve, der in den 70-er Jahren zur Verfügung stehenden Messwerte, die mit empirischen Korrekturfaktoren und Sicherheiten beaufschlagt ist. Die Ergebnisse der Referenztemperaturen der älteren Auswertemethode liegen je nach Material um 10 bis 30 oC höher als die bruchmechanisch bestimmten Referenztemperaturen.

Es gibt mehrere Methoden für die Berechnung der Referenztemperatur. Sie sind in der Richtlinie ENSI-B01 beschrieben. Sie stützen sich auf internationale Normen ab und sind im nuklearen Regelwerk zugelassen, z.B. ASME-Code, KTA-Regelwerk. Heute werden von den Fachexperten die bruchmechanischen Methoden empfohlen, da diese werkstoffkundlich begründet und weitgehend grössenunabhängig sind. Der Einsatz bruchmechanischer Methoden ist abhängig von der Verfügbarkeit der dafür standardisierten Proben in den Bestrahlungsprobensätzen.

4. Variierende probabilistische Ergebnisse

Die den Vereinigten Staaten gesetzlich festgelegten Grenzwerte für die Referenztemperatur und der Grenzwert in der UVEK-Verordnung können nicht unmittelbar verglichen werden. Für die Grenzwerte der Vereinigten Staaten ist der gesamte Prozess des Sprödbruchsicherheitsnachweises auszuwerten, der UVEK-Grenzwert ist ein Wert für den Versprödungsgrad des Materials. Für beide Vorgehen ist gemeinsam, dass auch bruchmechanische Kennwerte sowie bruchmechanische Auswerteverfahren angewendet werden können.

In der Schweiz enthält die UVEK-Verordnung zur vorläufigen Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken (SR 732.114.5, Mai 2008) einen ReferenztemperaturGrenzwert für das Grund- und Schweissmaterial (1/4 Wandtiefe). Dieser Wert beträgt 93 oC. Bruchmechanische Kennwerte sind generell zugelassen.

Im US NRC Regulatory Guide 1.99 Rev. 2 steht eine Empfehlung für das Grund- und Schweissmaterial für neue Reaktoren (1/4 Wandtiefe): RTNDT[2] = 93 oC

Falls diese Werte überschritten werden, sind bruchmechanische Nachweise erforderlich.

Grundmaterial (Innenwand des Reaktordruckbehälters): RTPTS[1]= 132 oC Schweissmaterial (Rundnähte): RTPTS= 149 oC

In den Vereinigten Staaten gelten gemäss Code of Federal Regulations 10CFR50.61 folgende Grenzwerte:

Im internationalen Regelwerk gibt es keine allgemeingültigen Grenzwerte für die Versprödung von Werkstoffen des Reaktordruckbehälters. Diese Grenzwerte sind abhängig u.a. vom Reaktortyp, von der Konstruktion des Reaktordruckbehälters und von der Brennelementbeladung.

2. Internationale Empfehlungen und Erfahrungen

Die Referenztemperatur für alle Materialien des Reaktordruckbehälters wird mittels Bestrahlungsproben bestimmt, die in der Kernzone des Reaktors eingehängt sind und in bestimmten zeitlichen Abständen aus dem Reaktor entnommen werden. Üblicherweise sind das Originalmaterialproben der Schmiederinge (Grundmaterial) und Materialproben unterschiedlicher Schweissnähte.

Werkstoffseitig: Untere Grenzkurve für die Bruchzähigkeit deckt die Messunsicherheit und die Inhomogenität des Materials ab; Beanspruchungsseitig: Sicherheitszuschlag mind. 1.4.

Es gibt folgende Sicherheiten bei Erreichen des Grenzwerts:

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Maximal uenz E>1MeV bei Kapselentnahmelcm

Bestrahlungsprogramm Voreilproben KKB-1 Entnahme und Prüfung der Proben

Ein Einblick in das Bestrahlungsprogramm der Voreilproben zeigt, wann die Proben bei Block 1 des Kernkraftwerks Beznau dem Reaktor entnommen wurden. Es gibt im Block 1 des Kernkraftwerks Beznau keine Bestrahlungsprobensätze im Reaktor mehr. Die entnommenen Proben stehen jedoch für weitere Untersuchungen zur Verfügung, falls dies erforderlich sein sollte.

Die Abbildung zeigt die Anordnung der Bestrahlungsproben (rot markiert) im Reaktor. Sie befinden sich im Wasserspalt zwischen dem Kerngitter und der Innenwand des Reaktordruckbehälters.

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Der Zustand des Materials kann vorausschauend mit der Prüfung der Materialproben beurteilt werden. Diese Proben werden schneller bestrahlt und unterliegen den gleichen Bedingungen wie im Reaktor. Für das Kernkraftwerk Beznau 1 ist beispielweise der Versprödungsgrad der Materialien des Reaktordruckbehälters, der sich nach ca. 67 Betriebsjahren einstellen würde, durch die Messung des letzten Bestrahlungsprobensatz (entnommen und ausgewertet 2010) bekannt.

5.-6. Erhebung der Werte und Kontrolle des Ausserbetriebnahmekriteriums

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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(1) Diese Spalte wurde am 2. Oktober 2015 angepasst.

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Die aktuellen Werte sind in den nachfolgenden Tabellen aufgeführt.

7. Referenztemperaturen für die Kernkraftwerke Beznau, Gösgen und Mühleberg

160

137

150

tn.)

Die Neutronenfluenz ist die Neutronenflussdichte. Schnelle Neutronen sind für die Versprödung relevant. Je grösser die Neutronenflussdichte ist, desto grösser ist die Beschädigung des Materials. Die Neutronenbestrahlung führt zu Gitterdefekten in den Stahlwerkstoffen. Makroskopisch äussert sich das in einer Erhöhung der Festigkeit, aber auch in einer Verminderung der Zähigkeit des Materials. Die Neutronenfluenz wird jedes Jahr anhand der aktuellen Brennstoffbeladung neu berechnet. Im Kernkraftwerk Beznau wurde nach dem 16. Betriebszyklus die räumliche Verteilung der Brennelemente im Reaktor optimiert, so dass der Anstieg der akkumulierten Neutronenfluenz reduziert werden konnte.

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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Die Referenztemperaturen zur Bestimmung der Bruchzähigkeitskurve für die Blöcke 1 und 2 des Kernkraftwerks Beznau sowie auch für die Kernkraftwerke Gösgen und Mühleberg zeigen, dass das Ausserbetriebnahmekriterium bei 54 Volllastjahren unterschritten ist.

Die Bestrahlungsreaktion der Werkstoffe des Reaktordruckbehälters eines Druckwasserreaktors ist in der Regel aufgrund der grösseren Neutronenfluenz intensiver als bei den Siedewasserwasserreaktoren.

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

9 von 11

08.12.2015 20:07

KKB, Block 1

KKB, Block 2

http://www.ensi.ch/de/technisches-forum/sproedbruch-referenztemperatur/

Die Berechnung der Sprödbruch-Referenztemperatur wird gemäss der Antwort auf 54 Volllastjahre extrapoliert, um den Vergleich mit dem Wert aus der Ausserbetriebnahme-Verordnung anzustellen. Nun könnte es sein, dass die Temperatur bei 54 Vollastjahren den Wert für die Ausserbetriebnahme überschreitet aber bis dann darunter bleibt.

Zusatzfragen von Greenpeace vom 2. Oktober 2015

Mehr Informationen befinden sich in der Präsentation des ENSI zur Frage 20.

Mehr Informationen

[2] Nil-Ductility Transition Temperature

[1] Pressurized Thermal Shock

Nach Erfüllung der beiden Forderungen sowie der weiteren Massnahmen vom Kernkraftwerk Beznau zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung sieht das ENSI die Sprödbruchsicherheit der Reaktordruckbehälter von Block 1 und Block 2 für eine Betriebsdauer von weiteren 10 Betriebsjahren (2009-2019) auf Grundlage der gesetzlichen Regelungen und den Anforderungen der Richtlinie ENSI-B01 als hinreichend nachgewiesen an. Für eine Betriebsdauer über 2019 hinaus wird die Sprödbruchsicherheit der beiden RDB vom Kernkraftwerk Beznau vom ENSI erneut gemäss dem aktuellen Stand der Technik überprüft und bewertet.

Aus der Bewertung des ENSI zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau ergaben sich zwei Forderungen, die beide Blöcke des Kernkraftwerks Beznau betreffen und Ergänzungen des bestehenden Alterungsüberwachungsprogramms für maschinentechnische Komponenten und Bauwerke zur Absicherung des Langzeitbetriebs beinhalten.

10. Stellungnahme des ENSI zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau

Die Werte der Referenztemperaturen für die Innenwand und für ¼ Wandtiefe sind bei Punkt 5 dargelegt. Die vermeintlichen Abweichungen rühren daher, dass die Fragesteller fälschlicherweise Werte für die Innenwand und für ¼ Wandtiefe miteinander verglichen haben.

9. Vermeintliche Abweichungen in den ENSI-Stellungnahmen 2004 und 2010

Ein Vergleich mit internationalen Messwerten wurde zudem vorgenommen.

Die Thermoschockberechnungen mit postulierten Rissen im Kernbereich RDB und an der Kante des Eintrittsstutzens der Hauptkühlmittelleitung (kleine, mittlere und grosse Lecks, Streifen- und Strähnenkühlung, 3D-Modellierung) des Reaktordruckbehälters wurden verbessert.

Die Bestimmung der Referenztemperatur erfolgte auf bruchmechanischer Basis sowohl für den unbestrahlten Ausgangszustand (Ring C und D) als auch für die Bestrahlungsproben des letzten Probensatzes (Ring C).

Ein zusätzliches Prüfprogramm zur Bestimmung von bruchmechanischen Kennwerten (Materialproben mit Schwingriss) wurde zudem eingeführt.

Der letzte Bestrahlungsprobensatz des Blocks 1 des Kernkraftwerks Beznau wurde entnommen und geprüft. Die Auswertung hat in dem akkreditierten Labor von Areva stattgefunden. Die Prüfungen wurden durch den TÜV-Süd überwacht. Die untersuchten Bestrahlungsproben des Kernkraftwerks Beznau sind in den Werkstofflabors des Paul Scherrer Instituts PSI und von Areva archiviert und stehen für weitere Untersuchungen zur Verfügung, falls dies erforderlich sein sollte.

Er führte eine verbesserte Neutronenflussberechnung gemäss aktuellem Stand von Wissenschaft und Technik durch. Die Berechnung wird jährlich aktualisiert. Die Kriterien der UVEK-Verordnung zur vorläufigen Ausserbetriebnahme werden jährlich überprüft.

Der Betreiber des Kernkraftwerks Beznau hat weitere Massnahmen zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung getroffen.

8. Massnahmen zur Überwachung der Neutronenversprödung

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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08.12.2015 20:07

http://www.ensi.ch/de/technisches-forum/sproedbruch-referenztemperatur/

Im Übrigen hat der Bundesrat dem UVEK in Art. 44 der Kernenergieverordnung den Auftrag erteilt, die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien in einer Verordnung festzulegen. Das UVEK ist diesem Auftrag mit dem Erlass der Ausserbetriebnahmeverordnung nachgekommen. Dabei hat es gemäss gesetzlichem Auftrag das ENSI und die KNS bei der Vorbereitung dieses Erlasses beigezogen. So hat das ENSI bei der Ausserbetriebnahmeverordnung deren materiellen Inhalt entscheidend mitgeprägt.

Die Fragen beziehen sich im Wesentlichen auf den Vollzug der „Ausserbetriebnahmeverordnung“ des UVEK vom 16. April 2008 (SR 732.114.5) durch das ENSI. Dabei handelt es sich um Sachverhalte, die das ENSI bei seiner laufenden Aufsicht prüft. Gemäss dem Willen des Gesetzgebers übt das ENSI seine Aufsicht unabhängig und selbständig aus. Es ist daher Sache des ENSI, zu den Fragen Stellung zu nehmen.

1.-3. Entstehung und Festlegung des Grenzwerts

Beantwortet von BFE

Antwort des ENSI vom 6. Oktober 2015: Mit steigender Fluenz erfährt die Versprödung eine zunehmende Sättigung. Das heisst, der Anstieg der Referenztemperatur verlangsamt sich und steigt irgendwann nicht mehr weiter an. Die Funktion hierzu ist im NRC RegGuide 1.99 Rev.2 angegeben. Dass ein bestimmter Wert (z.B. 93°C) nie (oder erst bei sehr hohen Fluenzen weit jenseits der möglichen Betriebsdauer) erreicht wird, ist möglich.

Folie 15 der Präsentation: Der Verlauf der ART-Kurven scheint asymptotisch zu sein. Gemäss dieser Darstellung wird der Wert von 93° nie erreicht (weder Beznau 1 noch 2). Wie muss ich das interpretieren? Und materialwissenschaftlich: verlangsamt sich, bzw. stabilisiert sich die Sprödbruchtemperatur – trotz stetiger Zunahme der Fluenz?

Antwort des ENSI vom 6. Oktober 2015: Der Betreiber hat gemäss Ausserbetriebnahme-Verordnung den Betrieb einzustellen, wenn die SprödbruchReferenztemperatur von der Innenwand in einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 ºC erreicht. Für das theoretische Szenario, dass die 93°C aktuell noch nicht erreicht sind, nach 54 Volllastjahren jedoch überschritten würden, wäre der Weiterbetrieb solange zulässig, bis tatsächlich die 93°C erreicht werden. Im Grenzwert sowie in den Verfahren zur Bestimmung der Referenztemperatur sind bereits Sicherheitsmargen enthalten.

Wie geht das ENSI vor, wenn sich in einer periodischen Sicherheitsüberprüfung zeigt, dass der Wert mit 54 Vollastjahren überschritten wird, aber bis dann unter dem Wert für die Ausserbetriebnahme liegt? Ist der Betrieb weiterhin bis 54 Volllastjahre zulässig? Werden weiter Konservativitäten verlangt?

Sprödbruch-Referenztemperatur » ENSI

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08.12.2015 20:07

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4

Vorwort Die Untersuchung zur Reichweite der Informationsansprüche nach den Informationsfreiheitsgesetzen, insbesondere nach dem Umweltinformations- und dem Informationsfreiheitsgesetz des Bundes, ist anlässlich eines Forschungsauftrags des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) in Kooperation mit dem Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) in den Jahren 2008 – 2010 entstanden. Nach dem vor allem durch die EG-Umweltinformationsrichtlinie von 1990 mit dem UIG des Bundes von 1994, durch die Århus-Konvention von 1998 und das Informationsfreiheitsgesetz des Bundes von 2005 für die öffentliche Verwaltung ein Paradigmenwechsel vom Grundsatz der Geheimhaltung zum Prinzip der Öffentlichkeit eingeleitet worden war, sind die Informationsfreiheitsgesetze in den letzten Jahren zunehmend Gegenstand von Diskussionen und Auseinandersetzungen in Politik, Verwaltung, Rechtsprechung und Literatur geworden. Mit dem vorliegenden Band kann nur eine Momentaufnahme (Stand: September 2010) eines immer dynamischeren Rechtsbereichs geleistet werden. Sachlich fokussiert die Untersuchung vor allem auf Informationsansprüche im Atom- und Strahlenschutzrecht im Geschäftsbereich des BMU. Der Verfasser dankt allen, die ihn bei der Arbeit an diesem Projekt unterstützt haben. Zuvörderst zu nennen sind Frau Gabriele Boemke, Abteilung RS des BMU sowie Frau Adina Lange, BfS, die jederzeit mit Rat und Tat zur Seite gestanden haben und dem Verfasser eine große Hilfe waren. Dank gebührt auch Herrn Michael Kracht, Abteilung ZG des BMU, der insbesondere in der letzten Projektphase die Entscheidungshilfe kritisch begleitet und vorangebracht hat. Nicht zuletzt ist meiner ehemaligen Mitarbeiterin Frau Dr. Ulrike Tolkmitt für ihre fachkundige Begleitung bei der Projektarbeit zu danken. Der Verfasser hat die Hoffnung, dass mit dieser Arbeit die Schaffung einer längst fälligen Entscheidungshilfe insbesondere für die Anwendung des UIG gefördert wird, die dazu beitragen kann, dass Informationsfreiheit auch von einer breiten Öffentlichkeit als wesentliches Instrument der demokratischen Zivilgesellschaft erkannt und genutzt wird.

Lüneburg, im Oktober 2010

Prof. Dr. Thomas Schomerus

17

1 Zusammenfassung der Ergebnisse 1.1 Ziele des Forschungsvorhabens Es sollen gutachterlich Rechtsfragen geklärt werden, die den Vollzug der Informationsfreiheitsgesetze (insbesondere Umweltinformationsgesetz - UIG - und Informationsfreiheitsgesetz – IFG -) durch das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) und nachgeordnete Behörden wie das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) auf den Gebieten des Atom- und Strahlenschutzrechts sowie des Rechts der Störfall-Verordnung (StörfallV) betreffen. Darauf aufbauend sollen mit einer Entscheidungshilfe praktische Handlungsanleitungen für den Vollzug gegeben werden.

1.2 Rechtstatsachen Untersuchungen kommen zu dem Ergebnis, dass das UIG in der Öffentlichkeit kaum bekannt ist und nur extrem wenig genutzt wird. Zu der befürchteten Überlastung von informationspflichtigen Stellen ist es bisher im Ganzen nicht gekommen. Punktuell sind jedoch erhöhte Belastungen dieser Stellen möglich. Um bessere Beurteilungsgrundlagen zu haben, ist eine umfassende, auf tragfähigen empirischen Erhebungen beruhende wissenschaftliche Untersuchung erforderlich. Für das IFG ist das Datenmaterial auf Bundesebene insgesamt ergiebiger. Angesichts der insgesamt geringen Zahl an Anträgen an Stellen des Bundes kann auch hier nicht von einem generellen Überlastungssyndrom gesprochen werden. Aus Sicht des Gutachters ist eine umfassende, alle Informationszugangsgesetze abdeckende unabhängige empirische Analyse geboten, mit dem Ziel, Schwachstellen im Vollzug und auch in den Regelungen zu identifizieren. Auf dieser Basis könnten Lösungen in Richtung eines Informationsgesetzbuchs gefunden werden, die den Grundsatz der Informationsfreiheit auch in der Praxis und nicht nur wie bisher überwiegend in der wissenschaftlichen Theorie mit Leben füllen könnten.

1.3 Identifizierung und Analyse einzelner Problemfelder Es wurden einzelne Problemfelder identifiziert und speziell auf ihre Bedeutung für das Atom- und Strahlenschutz- sowie Störfallrecht analysiert.

Schomerus - Informationsanspruch - Endbericht - 07. 10. 2010

REPORT ON INDEPENDENT ANALYSIS AND ADVICE REGARDING THE SAFETY CASE 2015

Doel 3 Reactor Pressure Vessel Assessment

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

1

Contents

Contents

1

Contents............................................................................................... 2

2

Summary.............................................................................................. 3 2.1 2.2 2.3 2.4 2.5

Executive Summary ............................................................................................... 3 Role of the SCP ...................................................................................................... 4 Methodology .......................................................................................................... 4 Organization .......................................................................................................... 4 Main Conclusions of the 2012 Safety Cases and their Addenda............................ 5

3

Advice .................................................................................................. 6

4

Review ................................................................................................. 7 4.1

Roadmap ................................................................................................................ 7 4.1.1 Scope of the Review ........................................................................................... 7 4.1.2 Analysis ............................................................................................................ 8 4.2 Characterization of Hydrogen flakes ..................................................................... 9 4.2.1 Scope of the Review ........................................................................................... 9 4.2.2 Analysis ............................................................................................................ 9 4.3 Ultrasonic Inspection .......................................................................................... 10 4.3.1 Scope of the Review .......................................................................................... 10 4.3.2 Analysis ........................................................................................................... 11 4.3.2.1 Generalities about the UT examination and the accuracy expected ..... 11 4.3.2.2 Selection of the sensors to perform the examination ......................... 11 4.3.2.3 Sizing of the indications in the X and Y dimensions ........................... 12 4.3.2.4 Re-analysis, complementary to the qualification of the MIS-B............. 13 4.3.2.5 DZ sizing and characterization ........................................................ 16 4.3.2.6 Clad interface imperfections requalification for SIA analysis ............... 17 4.4 Material Properties .............................................................................................. 18 4.4.1 Scope of the Review .......................................................................................... 18 4.4.2 Analysis ........................................................................................................... 19 4.4.2.1 Analysis of the unexpected results obtained in March 2014 ................ 19 4.4.2.2 Review during the complementary test programmes set up in 2014 and 2015.19 4.4.2.3 Review during the Root Cause Analysis (RCA) .................................. 20 4.4.2.4 Additional material investigations .................................................... 20 4.4.2.5 KS 02 material presentation and material properties ......................... 21 4.4.2.6 Transposability ............................................................................. 22 4.4.2.7 Final selection of the material properties to be used for the Safety Case 2015.23 4.5 Structural Integrity Assessment ......................................................................... 25 4.5.1 Scope of the Review .......................................................................................... 25 4.5.2 Analysis ........................................................................................................... 25 4.5.2.1 The updated grouping criteria used in the Safety Case 2015 .............. 25 4.5.2.2 The determination of the acceptable flaw sizes................................. 25 4.5.2.3 The ASME-III elastic-plastic analysis ............................................... 26 4.5.2.4 Assessment of the crack driving forces ............................................ 26 4.5.2.5 Conservativeness of the SIA ........................................................... 30 4.6 Sensitivity Studies ............................................................................................... 32

5

Abbreviations ..................................................................................... 33

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

4

Review

Review

The SCP Review Team took a two-way approach in its analysis of the Safety Case: •

•

Follow-up of the development of the Safety Case in order to get a deep understanding of the subject. Members of the SCP Review Team played an interactive role as ‘participating review’ and ‘challenging interaction’ with the Project Team. Independent analysis of the project deliverables: safety framework, characterization of hydrogen flakes, ultrasonic examinations, mechanical tests, root cause of the unexpected behaviour of the VB395 material under irradiation, proximity rules, calculations of the structural integrity, etc.

4.1

Roadmap

The SCP Review Team considers the Project Team’s final roadmap as well as the methodology presented in the 2015 Safety Case to be appropriate to verify the integrity of the RPV. The SCP Review Team focused on the validity of the postulated statements and the adequacy of the safety margins identified in the proposed methodology.

4.1.1

Scope of the Review

The SCP Review Team assessed the roadmap developed by the Project Team and found that it demonstrated that the detected flaws do not impair the safety function of the Doel 3 RPV. Based on the results of the inspections, tests and measurements conducted as part of the action plan, the roadmap was gradually extended to encompass all of these outcomes. On 5 December 2014, the FANC issued a letter with 26 requirements and 14 suggestions after a workshop with an International Review Board (IRB) that took place in the first week of November 2014. The SCP Review Team followed the actions launched by the Project Team to address these requirements and suggestions. In preparation of the second IRB workshop, which took place from 22 to 24 April 2015, the Project Team issued a Technical Summary note on 14 April 2015, synthesizing all of the actions taken to complete de roadmap and address the requirements and suggestions as stipulated in the FANC letter of 5 December 2014. The Service Contrôle Physique accompanied the project during the completion of the extended action plan performed during 2013-2015 and reviewed the actions leading the project to conclude that the: • • • •

Phenomenology of flaking is independent of the level of segregation in the material Hydrogen flakes are fully characterized and have a laminar orientation Qualified UT inspection procedure achieves high performance in detection and sizing Re-inspection of the vessel shells delivers a complete cartography of the indications which confirms that the flakes are stable • Conservative material properties are derived for use in the SIA • Structural integrity of the RPV is demonstrated with large safety margins, and has never been a concern during the whole operation of the plant since commissioning.

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4.4.2.5

Review

KS 02 material presentation and material properties

KS 02 is made of German 22NiMoCr37 steel belonging to the family of NiMoCr RPV steel . The KS 02 flange is a half ring of which the forging started from a solid ingot without applying any piercing. The KS 02 was examined in the 1980s as part of a comprehensive German FKS (Forschungsvorhaben Komponenten Sicherheit) research programme with large forgings. Summarizing the results and conclusions of the Chivas-12 test campaign performed on BR2 irradiation facility of SCK•CEN, it can be concluded that, as opposed to the results on the VB395, the KS 02 behaves according to the expected prediction defined by the models and shows no major modifications of the characteristics of the material due to the presence of the flakes. It must be noted that the chemical composition of the KS 02 component falls outside of the validity domain of the RSEM prediction2. Strictly speaking, the RSE-M prediction formula may not be applied on this component to predict the RTNDT shift. However, the measured values fall well in line with the prediction. While not a formal evidence of correctness, it is indeed a positive element. Figure 11 shows the measured values of the shift which are in accordance with the RSE-M prediction and Figure 12 shows the results of the measured values of ∆T0. For a proper understanding of the legend in this last figure, note that ‘FKS non segregated’ and ‘AREVA segregated’ are designating respectively the KS 02 out of the macro segregated area and the KS 02 broken specimens after Charpy tests reconstructed by AREVA Erlangen. Therefore, both are applicable for the KS 02 material. Both figures show consistent results.

Figure 11: Shift in RTNDT (∆T=41J) versus fluence (LS = ‘Less Segregated Zone’, OF = ‘out of flakes’, BF = ‘Between Flakes’)

2

The nickel content of KS02 is 1.29% and the limit of the RSE-M validity domain in Ni is 0.7%.

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

Review

Nevertheless, the Project Team concurred with “the assumption that the Doel 3 and Tihange 2 RPV shells have an additional sensitivity to embrittlement under irradiation of the same magnitude as the VB395 material”. This extra shift has been used as input for the structural integrity assessment, providing a conservativeness that could not be quantified exactly (since we do not know the exact behaviour of the flaked areas in the Doel 3 and Tihange 2 RPV shells under irradiation). The SCP Review Team considers that this transposability of the shift of the VB395 to the Doel 3 and Tihange 2 RPV shells is based on strong engineering judgment and consistent test results. As no univocal root cause of the VB395’s unexpected behaviour has been identified, no formal demonstration of the transposability can be given. Consequently, the behaviour of the final properties proposed by the Project Team for the Structural Integrity Assessment of the Doel 3 and Tihange 2 RPV shells has been accepted by the SCP Review Team as both a conservative and a state-of-the-art approach. In its advice, the SCP Review Team accepted the Project Team’s deliverable covering this engineering judgment and giving the synthesis of the numerous tests done. As mentioned in previous § 4.1.2 Analysis, the FANC issued in June 2015 a request to “add a term to

the initial RTNDT to account for the potential lower fracture toughness of the material in the macrosegregated areas where the flakes are located ”. This lead the Project Team to propose adapted embrittlement trend curves as described in § 5.5.2 of the Safety Case 2015. The proposed trend curves introduce, as requested, an additional term on the initial RTNDT and adapt the margins for uncertainties taking into account the statement that the VB 395 is an outlier compared to similar steels. These adapted trend curves are enveloped by the trend curves retained by the Project Team as input for the SIA. Therefore the SCP Review Team agrees with the position of the Project Team that the analysis performed with these inputs remain valid.

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

4.5

Review

Structural Integrity Assessment The SCP Review Team considers the approach that the Project Team developed for calculations and simulations to be a good theoretical development to demonstrate the RPV’s structural integrity. The SCP Review Team also considers that the results of the assessment of the crack driving forces as well as the conservativeness of the Structural Integrity Assessment provide enough confidence to cover the residual uncertainties.

4.5.1

Scope of the Review

The SCP Review Team closely examined the Structural Integrity Assessment (SIA) in particular with a

focus on the following items: • • • • •

Updated grouping criteria used in the 2015 Safety Case (2D to 3D methodology) Determination of the acceptable flaw sizes ASME-III elastic-plastic analysis Assessment of the crack driving forces Conservativeness of the SIA

4.5.2

Analysis

4.5.2.1

The updated grouping criteria used in the Safety Case 2015

The setting up of the 3D methodology is based on a set of seven key assumptions, among which one may note that the flaw interaction between quasi-laminar elliptical flaws is calculated considering a uni-axial loading. In order to challenge the Project Team’s position, the SCP asked Sandia National Laboratory (SNL) to perform an independent review of this methodology. Sandia checked the consistency of the seven key assumptions and developed an alternate methodology to assess by its own the 3D methodology. Sandia had some comments and remarks but none of them threatened the applicability of the 3D methodology. Finally, SNL concluded saying that: “The good agreement between Tractebel

Engineering’s results and those of the alternate method provide independent verification of their methodology for determining regions of interaction between pairs of circular flaws.” SCP positioned itself vis-à-vis of the SNL comments and its own assessment in an advice. Complementary question regarding the boundary conditions for the 3D simulations for indications close to the cladding were communicated to the Project Team and properly answered. In conclusion, the SCP admitted the use of the 3D methodology presented by the Project Team.

4.5.2.2

The determination of the acceptable flaw sizes

The methodology used by the Project Team can be summarized as follows: • •

Introduction of the notion of stress intensity factor (independent of the material properties) Introduction of the notion of crack arrest/crack initiation toughness (depending on the material properties)

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3 • • •

Review

Load cases: screening of the transients to find the most penalizing transients as a function of the ligament “S” in the base metal Definition of the acceptance criteria, according to ASME code Results of the calculations

The SCP Review Team has reviewed the methodology used by the Project Team to determine the admissible flaw sizes. An ASME Life Fellow of the SCP performed a check on the Project Team’s deliverables without comments but with a suggestion to provide more description for the elasticplastic behaviour. Be reminded that the crack driving force is the stress intensity factor K, expressed in MPA √m. This stress intensity factor depends upon the geometry of the flaw but not on the properties of the material. The initial requirement is the determination of the stress distribution. This distribution is calculated either by linear elastic theory or by elastic-plastic theory according to the yield limit (and so to the deepness of the considered indication inside the material). With the stress distribution in hand, it is possible to calculate the equivalent stress intensity factor Keq. In the framework of the review by SNL regarding the consistency of the seven key assumptions for the 3D methodology (see above) SNL retained its opinion that for mixed-mode loading the equation utilized by Tractebel Engineering may produce an equivalent stress intensity factor that is nonconservative for certain specific configurations (as already mentioned in their analysis of the original Safety Case in 2012). Based on clarifications, the SCP could conclude that SNL’s statement is general. Indeed some non-conservative cases may occur, but in the configuration of the flaws of Doel 3 and Tihange 2 this would not happen. Consequently, the SCP Review Team accepted the Project Team’s methodology and calculation using this Keq equivalent stress intensity factor.

4.5.2.3

The ASME-III elastic-plastic analysis

When a component is designed to become a part of a reactor pressure vessel, it must comply with the rules described in the ASME code, part III. The criteria expressed in this part of the code aim at ensuring that the component under pressure will not collapse under an excess of primary stress load. The criteria cover failure modes like excessive plastic deformation, plastic instability leading to incremental collapse, fatigue, etc. Due to the presence of flakes in the Doel 3 and Tihange 2 RPVs, assurance was needed to ensure that the reduction of surface due to the presences of those voids could not threaten the original ASME III demonstration carried out at the time of the licensing of the units. The SCP Review Team expressed its acceptance regarding the methodology developed by Tractebel Engineering since the final results of calculations were in line with ASME III requirements and as the assumptions taken (use of RSE-M code for part when the data were not available in the ASME) were consistent and robust.

4.5.2.4

Assessment of the crack driving forces

Methodology of the assessment This part of the calculation chapter is very important because it deals with the assessment of the crack driving forces in the Doel 3 and Tihange 2 RPVs made by the Project Team in order to address the following requirement of FANC:

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

Revlew

'Provide an assessment of the severity of the upgraded degraded condition of the Doe/ 3 and Tihange 2 RPVs by comparison to the condition assumed in the 2012 Safety Cases (estimation of the distribution of the driving force /(„-,.„„„-ed)" This part will make the link between the calculation of the stresses in the material (dependant of the transient considered and of the local stress distribution due to the flakes) and the material properties (dependant of T, RTNDT, etc.). In the study performed by the Project Team, 16 flaws are considered for Doel 3 (orange triangles on figures 16 and 17). They are spaced all along the RPV wall. The selected transients are the most penalizing ones. The criteria used to determine the most penalizing configuration of flaw is complex as it has to mix several consideration such as the A inclination angle of the flaw, its projection on the Z axis (radial dimension in the core vessel), its size (in term of 2a dimension), etc. Then the considered flaws are modelled and adequate boundary conditions are imposed upon the model (pressure on the inner wall of the RPV wall). Finally, XFEM 3D calculations are performed to determine stress distribution in the material. Linear elastic theory is used (using equivalent Keq) for flaws far from the cladding while elastic-plastic calculations (with J-integral) are employed for the flakes close to the cladding. Then the influence of the material is taken into consideration via the fracture toughness curve KIR (depend`ng of both T and RTNDT). As explained in the Safety Case : "The fracture toughness /(_,-R is a function of temperature Tand RTNDT. For temperatures /ower than the RTNDT, the /(_,-R curve tends to a /oWer she/f (see gure 14 here after). Therefore, When the crack driving force K ofa f/aW is /ower than the toughness /oWer shelf no crack initiation is expected to occur regard/ess of T and RTNDT va/ues'í

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nr... Figure 14: Fracture toughness lower shelf

Be reminded that safety factors are taken into consideration when adapting the value of the fracture toughness in a conservative manner. Those safety factors are dependent upon the transients considered (level A/B transients concern heat up/cool down and level C/D transients concern incidents like in case of small break LOCA).

SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

Review

One way to determine the margin on the RTNDT is to shift the curve of the crack driving force to find its intersection (if any) with the fracture toughness (divided by the safety factor) curve. The value of the shift gives the RTNDT margin. This is illustrated at the Figure 15.

Figure 15: Determination of the RTNDT margin

The results of the studies for the several criteria considered are numerous and differ from Doel 3 and Tihange 2. Summary of Doel 3 results As can be seen in Figure 16 and Figure 17, the results of the calculations to select most penalizing criterion (in this case the flaw with the highest radial projection ∆z) give values which are always lower than the lower shelf. Nevertheless, some points slightly exceed the value of the lower shelf divided by the selected safety factor. For those configurations, the margin on the RTNDT, assuming the temperature dependence of KMax and KIC, is 80 °C or more.

28

Review

SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

Figure 16: KJ,max values compared to lower shelf toughness for flaws close to the cladding-base metal interface

35

KIa,lower shelf = 29.4 MPa√m

30

Keq,MAX (MPa√ √ m)

25

Flaws in groups

Level A/B S > 20mm

Individual flaws

20 15

KIa,lower shelf /√10 = 9.3 MPa√m

10 5 0 0

20

40

60 80 Ligament S (mm)

100

120

140

Figure 17: Keq,max values compared to lower shelf toughness for flaws far to the cladding-base metal interface

29

SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

Review

Conclusion of the assessment of the crack driving forces In conclusion, the assessment of the crack driving forces show that, most of the time, the crack driving force is below of the lower shelf divided by the safety factor of the fracture toughness. In some rare cases (9 for Doel 3), the value of the lower shelf divided by the safety factor is slightly overtaken but in those cases strong margin in term of RTNDT are still present (min 80 °C for Doel 3). The SCP Review Team considers that this is completely acceptable in term of safety approach assuming that it corresponds to the most penalizing flaws and the most penalizing transients.

4.5.2.5

Conservativeness of the SIA

The Safety Case relies indeed on some assumptions. In order to challenge the robustness of the structural integrity assessment, it was decided to perform a study on the conservativeness provided in the calculation/structural integrity assessment. It is important to note that the scope only focuses on the margin of the sole structural integrity assessment. So, other types of conservativeness may also exist. The assessment was performed using several studies. Twenty-two types of conservativeness have been identified. The types of conservativeness deal with three families of topics: • • •

The UT inspection technique serving as an input for the calculations The load transients (acting as the load cases to take into consideration for the determination of the stresses imposed to the material) The ASME XI compliancy • Flaw acceptability analysis • Fatigue crack growth analysis • ASME III primary stress reassessment

Regarding the UT inspection techniques, the conservativeness concerns the general oversizing, demonstrated through destructive tests, which becomes higher for the smaller flakes. When a flake is smaller than the focal of the UT beam, this last is considered as the flake size. This oversizing reduces in some cases the possibility of detecting sound metal between two indications (namely when the measured ligament tends to zero). Only one larger indication is reported, which replaces sound material by void, which overly penalizes the calculation. Concerning the load transients, several types of conservativeness are linked to the hypotheses (water injection flow rate, pressure and temperature, etc.), making the transients more severe than the potential ones. These hypotheses have an impact on the calculated maximum crack driving forces, which are overestimated. Concerning the ASME XI compliancy, the larger conservativeness is linked to the grouping criteria as illustrated by the refined analyses performed on grouped flaws of the Doel 3 and Tihange 2 RPVs. Figure 18 shows that the conservativeness expressed in terms of the ratio flaw size to acceptable flaw size (2a/2aacc) are very important. Indeed, this ratio calculated for a group of flaws is divided by a factor 6 to 54 (in the case of Doel 3) for each of the grouped flaws when the refined analysis of this group is performed.

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Review

SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

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Figure 18: Impact on the refined analysis for the Doel 3 and Tihange 2 RPVs

The SCP Review Team participated in the Project Team’s review committee related to the deliverable that summarizes the studies on the twenty-two types of conservativeness. Several SCP Review Team comments were discussed directly and taken into consideration. Finally, the SCP Review Team accepted the study of the Project Team regarding the conservativeness of the Structural Integrity Assessment.

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

4.6

Review

Sensitivity Studies

Sensitivity studies have been performed on three of the roadmap’s key elements. They have demonstrated the robustness of the approach applied in the 2015 Safety Case 2015. The SCP Review Team is confident that the margins and conservativeness in the 2015 Safety Case are high enough to cover the residual uncertainties. This confidence is primarily based on the sensitivity studies (performed by the Project Team to demonstrate the robustness of the applied approach), as well as the results of the assessment of the crack driving forces. The SCP Review Team analysed the three sensitivity studies performed by the Project Team to assess the robustness of the 2015 Safety Case: • • •

Consideration of an alternative DZ sizing procedure for the indications (UT inspection) Impact of the KS 02-based RTNDT curve on the margins of the SIA (Material properties) SIA analysis with 2012 methodology but 2014 cartography (SIA)

The SCP Review Team agrees with the conclusions given in the 2015 Safety Case Report regarding each sensitivity study. Concerning the potential impact of an alternative DZ sizing procedure as discussed on previous § 4.3.2.5, a sensitivity study for the SIA was performed for all indications larger than 20 mm. in the DX or DY dimension, based on the ‘alternative’ DZ values. As far as the results of the SIA in terms of 2a/2aacc values (ratio flaw size to acceptable flaw size) are very similar to the ones based on the original DZ values, the SCP Review Team agrees with the Project Team’s conclusions that “the structural integrity of the core shells of Doel 3 and Tihange 2 is thus not impacted by the variation of the Z coordinates of indications bigger than 20 mm”. Hence, the SCP Review Team considers that the original “6db drop” sizing methodology can be maintained for Z coordinates. Concerning the impact of the KS 02-based RTNDT curve, the sensitivity study confirms that the original Safety Case assumption for the shift in RTNDT (curve of Safety Case 2012 close to the KS 02-based RTNDT curve) is more conservative than the VB395-based RTNDT curve for most of the flakes (at low and medium fluence). Nevertheless the margins in RTNDT based on the crack driving forces (as explained in Chapter 4.5.2) are almost not affected. Concerning the SIA analysis with 2012 methodology and input parameters but applied with the 2014 cartography, the SCP Review Team underlines the fact that the structural integrity is still demonstrated for a SI water temperature of 7 °C. Thus, in addition to the demonstration that structural integrity has always been guaranteed, the modification aiming to bring this temperature at more than 40 °C for Doel 3 introduces a large margin for the flakes close to the inner surface of the vessel. In addition to these sensitivity studies, the SCP Review Team considers the results of the assessment of the crack driving forces as the most important factor contributing to the SCP Review Team’s confidence that the margins and conservativeness in the 2015 Safety Case are high enough to cover the residual uncertainties.

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SCP report on Safety Case 2015 RPV Doel 3

5

Abbreviations

Abbreviations

Abbreviation

Meaning

AIA ASME BEST CARE NS D3H1 DDH DOE DSR DTR EAR ECNSD FANC FIS IRB LEFM LOCA MER MIS-B Ppm PTS RDM/RN RF RG RHRS RPV RSE-M RWST RTNDT SC SCK•CEN SCP SI SIA SNL TWCF UT XFEM

Authorized Inspection Agency American Society of Mechanical Engineers Belgian Stress Tests CARE Nuclear Safety Department of Doel/Tihange site Organization Doel 3 nozzle shell cut-out H1 Défaut Dû à l’Hydrogène United States Department Of Energy Défaut Sous Revêtement Défaut Technique de Revêtement Examen d’Accrochage du Revêtement (specific straight beam transducer) Electrabel Corporate Nuclear Safety Department (Belgian) Federal Agency on Nuclear Control Fragilisation sous Irradiation Supérieure International Review Board Linear Elastic Fracture Mechanics Loss of Coolant Accident Mesure d’Epaisseur du Revêtement (ultrasonic transducer) Machine d’Inspection en Service Belge Parts per million Pressurized Thermal Shock Rotterdamsche Droogdok Maatschappij/Rotterdam Nuclear Radio Frequency Regulatory Guide Residual Heat Removal System Reactor Pressure Vessel Règles de Surveillance en Exploitation des Matériels Mécaniques Refuelling Water Storage Tank Reference Temperature for Nil Ductility Transition Steering Committee StudieCentrum voor Kernenergie-Centre d’Etude de l’énergie Nucléaire Service de Contrôle Physique of Electrabel Safety Injection Safety Integrity Assessment Sandia National Laboratories Through-Wall Cracking Frequency Ultrasonic Testing Extended Finite Element Modelling

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Doel 3/Tihange 2: new update After a large number of flaw indications was discovered in the walls of the reactor pressure vessels (RPVs) of Doel 3 and Tihange 2 during a scheduled maintenance in the summer of 2012, the Belgian nuclear safety authorities (FANC and Bel V) decided that Electrabel had to submit a Safety Case to justify the restart of both reactors. Electrabel had to demonstrate specifically and convincingly in its Safety Case that the flaw indications in the walls of the RPVs do not compromise its structural integrity. After an analysis of the safety cases of both reactors, the FANC and Bel V decided on May 17, 2013 that Doel 3 and Tihange 2 could be restarted. Linked to this agreement, however, was the condition that Electrabel had to perform a series of medium-term actions to consolidate the hypotheses of its Safety Case. These actions were divided into three major themes: 1. The ultrasonic inspection technique of the RPVs: detection and measurement of hydrogen-induced flaw indications 2. Material properties of steel containing hydrogen flakes 3. Structural integrity of a rpv containing hydrogen flakes The results of the actions on issues 1 and 2 provide the input for theme 3. In carrying out tests related to theme 2 during the spring of 2014, a fracture toughness test revealed unexpected results, which suggested that the mechanical properties of the material were more strongly influenced by radiation than experts had expected. As a precaution both reactors were immediately shut down again. Electrabel launched a test campaign to find an explanation for the unexpected test results. At the same time, the licensee continued the execution of the medium termed-action plan. In the mean, this has led to the following results:

More accurate information about the flaw indications In February 2015, Electrabel completed the actions related to the theme of the ultrasonic inspection technique. This technique was originally designed for the control of the welding and the cladding of the RPV, but it also proved to be able to detect flaw indications in the wall of the RPV. Electrabel had to qualify the technique, i.e. prove that all hydrogeninduced flaw indications can be found and can be measured correctly using the ultrasonic inspection. By doing so, Electrabel found that the inspection procedure had to be slightly modified and that the detection threshold of the probes had to be lowered to ensure the proper detection of all flaw indications. In 2014, a further inspection was carried out based on the improved procedure and the modified settings of the machine, resulting in the detection of a greater number of flaw indications than was measured in 2012 and 2013. This means that Electrabel now has to take into account 13 047 flaw indications for Doel 3 and 3149 flaw indications for Tihange 2 in its calculations. These additional flaw indications are similar to those which were previously considered and are located in the same area of the RPV.

New sequence of material testing At the same time, Electrabel also continues its research on the material properties of

http://www.fanc.fgov.be/nl/news/doel-3/tihange-2-new-update/745.aspx?bPrint=1

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the RPV and the unexpected results of the previous fracture toughness test. Currently a 4th irradiation campaign is being executed in the research reactor BR2 of the SCK, where, next to hydrogen-flaked samples of the French VB395 test material, other hydrogen-flaked samples of another test material of German origin are also being irradiated. The results of this irradiation campaign and of the subsequent material tests are expected by April 2015.

New meeting of the international review board Electrabel provides the FANC and Bel V with results of ongoing tests and analyses on a regular basis. The Belgian security authorities need time to look into this new information and will continue their analysis during the first months of 2015. Therefore, they call in the help of international experts who are specialized in damage mechanisms caused by radiation and in mechanical resistance tests. This international expert panel (International Review Board) met for the first time in Brussels at the start of November 2014. The main conclusion of this meeting was that the methodology used by Electrabel was not yet sufficiently developed to make a well-grounded judgment. The international experts have formulated some suggestions for further actions and studies. Based on these suggestions and on the documents already analyzed, the Belgian security authorities have passed a series of additional demands and suggestions to Electrabel, so that the licensee can adjust its methodology and validate the underlying hypotheses of its arguments. In April 2015, the FANC will organize a new meeting of the international panel of experts to obtain their advice on the results of the new material tests and on the new data provided by Electrabel. 13 Februari 2015

http://www.fanc.fgov.be/nl/news/doel-3/tihange-2-new-update/745.aspx?bPrint=1

Digby Macdonald | Berkeley...

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30.11.2015 15:07

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Directory Faculty Lecturers/Researchers /Visitors Graduate Students Staff

Digby Macdonald PROFESSOR-IN-RESIDENCE

Email: [email protected] Office: 4157 Etcheverry Website: http://www.matse.psu.edu/directory/faculty/digbymacdonald http://www.mri.psu.edu/Centers/CDS/Personnel /FacultyBios/macdonald.asp Additional Affiliation: Professor in Residence, Department of Materials Science and Engineering, UC Berkeley Education: 1969 Ph.D., University of Calgary, Chemistry 1966 MSc, University of Auckland, Chemistry 1965 BSc, University of Auckland, Chemistry Areas of Interest: Electrochemistry, corrosion science, battery science and technology, thermodynamics, chemical kinetics, high temperature aqueous chemistry, nuclear power technology, energy conversion technology, and physical chemistry Current Research Focus: Simulating Coolant and Corrosion Processes in Water-Cooled Nuclear Reactors This research activity involves modeling the coolant circuits of water-cooled nuclear power reactors (BWRs and PWRs) over multiple fuel cycles, including the modeling of the thermal-hydraulics, the radiolysis of water, the electrochemical corrosion potential, and the accumulation of localized corrosion damage. The corrosion damaging processes that are incorporated include those for general corrosion, pitting corrosion, stress corrosion cracking, corrosion fatigue, hydrogen-induced cracking (e.g., of Alloy 600 steam generator tubes), and flow-assisted corrosion. The damage is predicted by deterministic "Coupled Environment Models" that have been developed and are being continually upgraded elsewhere in this program (see "Development of Deterministic Corrosion Damage Models"). To date, fifteen operating nuclear power reactors have been modeled. The models are of particular value in assessing the corrosion damage consequences of choosing a particular operating water chemistry protocol that is characterized by specific chemistry parameters (e.g., coolant hydrogen concentration or Li/B in PWR primary circuits), thereby providing plant operators with a tool for choosing the most cost-effective and least risky procedures for operating a power reactor. Development of Deterministic Corrosion Damage Models

In this program, mechanism-based, deterministic models for predicting the nucleation of localized corrosion events (pits and cracks) in reactor coolant circuits are being continually developed and updated for use in Damage Function Analysis (DFA), which is the first deterministic damage prediction protocol for predicting the evolution of corrosion damage in the coolant circuits of water-cooled nuclear reactors. The "Coupled Environment Pitting Model (CEPM)", the "Coupled Environment Fracture https://www.nuc.berkeley.edu/people/digby-macdonald Model (CEFM)", and the "Coupled Environment Corrosion Fatigue Model (CEPM)", and the the "Coupled Environment Flow-Induced Corrosion Model (CEFICM)" are

based upon the differential aeration hypothesis and are because the Digby Macdonald | Berkeley... 2 "deterministic", von 2

predictions are constrained by the relevant natural laws (conservation of mass and charge and Faraday's law of mass-charge equivalency). Damage initiation is predicted by the Point Defect Model, which describes passivity and passivity breakdown. DFA has been shown to provide quantitative prediction of general and localized corrosion damage in reactor coolant circuits and in other systems, such as low pressure steam turbines and oil and gas transmission pipelines. Honors and Awards: 1991 Carl Wagner Memorial Award from The Electrochemical Society 1992 Willis Rodney Whitney Award from The National Association of Corrosion Engineers W. B. Lewis Memorial Lecture from Atomic Energy of Canada, Ltd. H. H. Uhlig Award from The Electrochemical Society U. R. Evans Award from The Institute of Corrosion, UK 20th Khwarizmi International Award in fundamental science Wilson Research and Teaching Awards of the Pennsylvania State University Fellow of NACE-International Fellow of The Electrochemical Society Fellow of the Royal Society of Canada Fellow of the Royal Society of New Zealand Fellow of ASM International Fellow of the World Innovation Foundation Fellow of the Institute of Corrosion (UK) Fellow of the International Society of Electrochemistry US Air Force Science Advisory Board with the protocol rank of Lieutenant General, 1993-1997 US Air Force Medal for Meritorious Civilian Service in 1997 Trustee of ASM International Doctuer Honoris Causa by INSA-Lyon, Lyon, France Lee Hsun Research Award of the Chinese Academy of Sciences Faraday Memorial Trust Gold Medal by CERC, 2012 Gibbs Award from the International Association on the Properties of Water and Steam (IAPWS), 2013 Nominated for the Nobel Prize in Chemistry, 2011 Professional Activities: Assistant Research Officer at Atomic Energy of Canada Ltd. Lecturer in Chemistry at Victoria University of Wellington, New Zealand Senior Research Associate at Alberta Sulfur Research Honorary Associate Professor at the Chemistry Department of the University of Calgary Director and Professor of the Fontana Corrosion Center, Ohio State University Vice President, Physical Sciences Division, SRI International, Menlo Park, California Professor and later Distinguished Professor of Materials Science and Engineering at Pennsylvania State University Visiting Chair Professor at the King Fahd University of Petroleum and Minerals (KFUPM) in Dhahran, Saudi Arabia

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30.11.2015 15:07

Joonhong Ahn · Cathryn Carson Mikael Jensen · Kohta Juraku Shinya Nagasaki · Satoru Tanaka Editors

Reflections on the Fukushima Daiichi Nuclear Accident Toward Social-Scientific Literacy and Engineering Resilience

Editors Joonhong Ahn Department of Nuclear Engineering University of California Berkeley, CA USA Cathryn Carson Department of History University of California Berkeley, CA USA

Shinya Nagasaki McMaster University Hamilton, ON Canada Satoru Tanaka Department of Nuclear Engineering and Management University of Tokyo Bunkyo-ku Japan

Mikael Jensen Sundbyberg Sweden Kohta Juraku Department of Humanities and Social Sciences Tokyo Denki University Adachi-ku, Tokyo Japan

ISBN 978-3-319-12089-8 ISBN 978-3-319-12090-4  (eBook) DOI 10.1007/978-3-319-12090-4 Library of Congress Control Number: 2014956647 Springer Cham Heidelberg New York Dordrecht London © The Editor(s) (if applicable) and The Author(s) 2015. The book is published with open access at SpringerLink.com. Open Access This book is distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Noncommercial License, which permits any noncommercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original author(s) and source are credited. All commercial rights are reserved by the Publisher, whether the whole or part of the material is concerned, specifically the rights of translation, reprinting, reuse of illustrations, recitation, broadcasting, reproduction on microfilms or in any other physical way, and transmission or information storage and retrieval, electronic adaptation, computer software, or by similar or dissimilar methodology now known or hereafter developed. The use of general descriptive names, registered names, trademarks, service marks, etc. in this publication does not imply, even in the absence of a specific statement, that such names are exempt from the relevant protective laws and regulations and therefore free for general use. The publisher, the authors and the editors are safe to assume that the advice and information in this book are believed to be true and accurate at the date of publication. Neither the publisher nor the authors or the editors give a warranty, express or implied, with respect to the material contained herein or for any errors or omissions that may have been made. Printed on acid-free paper Springer International Publishing AG Switzerland is part of Springer Science+Business Media (www.springer.com)

Foreword

Looking back on the history of nuclear reactor accidents and incidents, it appears that serious or near-serious events have happened at least once a decade. With deep regret we must observe that the Fukushima Daiichi accident, which brought about a socially unprecedented disaster and has required an enormously lengthy process of cleanup, once again poses a fundamental question: can science and technology forestall the inevitability of serious reactor accidents? This publication is a leading attempt put forward by a U.S.–Japan team of experts to answer this question. A number of investigative committee studies made thus far on each of the past accidents have repeatedly indicated that the vulnerability revealed of reactor safety is more or less closely connected with socio-technical factors, as well as insufficiency of appropriate technical measures. The necessity of managing these factors has been recognized as well, in the aftermath of the Fukushima Daiichi accident. For instance, it has been concluded that overconfidence regarding safety measures against tsunami events was a major cause of the accident. The reason for that overconfidence was obviously not purely technical but conspicuously socio-technical, suggesting it was due to the lack of a so-called “safety culture,” broadly construed, which notably rests on the social system and social structure including behaviors in both individual and organizational or institutional levels. Hence, the management of “safety culture” would not be possible without proper consideration of behavioral sciences concerning the interface between nuclear technology and the society using it. In my view, the comprehensive assembly of papers collected in this book is the first academic joint product aimed at looking into such interfacial issues from a multiplicity of professional perspectives. No doubt, the nuclear future, not only in Japan or the U.S. but more broadly worldwide, depends on active and continuous contributions from younger generations, and I do hope the voyage of reading this book will provide a unique

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Foreword

opportunity to foster their in-depth understanding of implications of learning about nuclear engineering, sciences for nuclear energy, behavioral sciences for nuclear risks, sciences for resilience, and other relevant fields. Tokyo, Japan 

Atsuyuki Suzuki Professor Emeritus, The University of Tokyo Former Chair, Nuclear Safety Commission, Japan, and Former President, Japan Atomic Energy Agency

Nach grober Durchsicht: In diesem Buch werden in keiner Weise Materialprobleme vom RDB Block1 diskutiert, die eine Ursache für die schnelle Kernschmelze dieses Blockes sein kann im Unterschied zu den anderen Blöcken.

Contents

1

Integrating Social-Scientific Literacy in Nuclear Engineering Education. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 Kohta Juraku, Cathryn Carson, Shinya Nagasaki, Mikael Jensen, Joonhong Ahn and Satoru Tanaka

Part I Understanding the Fukushima Daiichi Accident and Its Consequences 2

Event Sequence of the Fukushima Daiichi Accident. . . . . . . . . . . . . . 21 Shinya Mizokami and Yuji Kumagai

3

Analysis of Radioactive Release from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51 Satoru Tanaka and Shinichiro Kado

4

Environmental Contamination and Decontamination After Fukushima Daiichi Accident . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85 Joonhong Ahn

5

Long-Term Energy and Environmental Strategies . . . . . . . . . . . . . . . 105 Yasumasa Fujii and Ryo-ichi Komiyama

6

Impact of Fukushima Daiichi Accident on Japan’s Nuclear Fuel Cycle and Spent Fuel Management. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 117 Joonhong Ahn

7

Political Impact of the Fukushima Daiichi Accident in Europe. . . . . 123 Mikael Jensen

xiii

Chapter 2

Event Sequence of the Fukushima Daiichi Accident Shinya Mizokami and Yuji Kumagai

Abstract  On March 11, 2011, the Great East Japan Earthquake and subsequent tsunami hit Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Flooding by the tsunami induced loss of AC and/or DC power for reactor cooling, hence the reactor water level decreased and fuel was exposed. Water reacting with high temperature fuel metal covering resulted in hydrogen generation and hydrogen explosion of reactor buildings. This accident caused radioactive release to the environment. In this chapter, an attempt has been made to understand in detail the mechanism of the accident progression for Units 1–3 that were in operation by utilizing results of computer simulations. It should be noted that, due to limited information and capability of the state-of-the-art severe-accident simulation tools, there are still unanswered questions, which should be tackled by academic research for improving and enhancing safety for the nuclear industry now and in the future. Keywords Fukushima Daiichi nuclear power station · Severe accident · Accident progression  ·  Great East Japan earthquake  ·  MAAP simulation

2.1 Overview of the Accident The Tohoku-Chiho--Taiheiyo--Oki Earthquake1 (the Earthquake, hereafter) and ensuing tsunami, which occurred on March 11, 2011, led the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS) to a situation far beyond design basis accidents and was even 1  The earthquake is also often referred to in Japan as the Great East Japan Earthquake. In the Press Conference by Prime Minister Naoto Kan on April 1, 2011, it was announced that the Cabinet decided to officially name the disaster the Great East Japan Earthquake.

S. Mizokami (*)  Nuclear Asset Management Department, Tokyo Electric Power Company, 1-1-3 Uchisaiwai-cho, Chiyoda-ku, Tokyo 100-8560, Japan e-mail: [email protected] Y. Kumagai  Nuclear Safety and Supervisor Department, Tokyo Electric Power Company, 1-1-3 Uchisaiwai-cho, Chiyoda-ku, Tokyo 100-8560, Japan © The Author(s) 2015 J. Ahn et al. (eds.), Reflections on the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, DOI 10.1007/978-3-319-12090-4_2

21

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S. Mizokami and Y. Kumagai

further exacerbated by multiple failures assumed in developing accident management measures. Consequently, Units 1–3 ultimately experienced severe accidents; although they were successfully shut down, they lost functions related to cooling. On March 11, 2011, Units 1–3 of Fukushima Daiichi NPS were in operation, while Units 4–6 had been shut down for periodic inspection outage. Due to the shock of the Earthquake that occurred at 14:46, the safety function of Units 1–3 was actuated by the seismic over-speed trip signal, which resulted in automatic shutdown of all reactors in operation at the time. Due to the collapse of the electric tower connection to off-site, all power supply from off-site to Fukushima Daiichi NPS was lost, but the emergency diesel generators (EDGs) started up as expected, and the electric power necessary to maintain safety of the reactors was acquired. Later, the tsunami hit the Futaba area of Fukushima Prefecture where Fukushima Daiichi NPS is located. It was one of the largest in history. Many of the power panels were inundated, and the EDGs, except for Unit 6, stopped, resulting in the loss of all alternating-current (AC) power and, consequently, loss of all the cooling functions using AC power at the site. As a consequence, corecooling functions not utilizing AC power were put into operation, or, alternatively, attempts were made to put them into operation. These were the operation of the reactor core isolation cooling system (RCIC) in Unit 2, and the operation of the RCIC and the high-pressure injection system (HPCI) in Unit 3. Units 1–3 had a different process, but in the end the loss of direct-current (DC) power resulted in the sequential shut down of core cooling functions that were designed to be operated without AC power supply. Then, due to water evaporation by decay heat and depressurization boiling, the reactor coolant in the reactor pressure vessel gradually decreased, which caused boil-dry of the fuel. Accordingly, water injection was attempted through an alternative water path by joining fire engines with the fire ­protection system and make up water condensate system (MUWC), but water could not be injected into the reactor vessels in Units 1–3 for a certain period of time. Due to exothermic chemical reaction between steam and zirconium (Zr) included in the fuel cladding tube, Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2, massive heat was generated, causing the fuel to melt and the generation of a substantial amount of hydrogen. Subsequently, in Units 1 and 3, explosions, which appeared to be caused by hydrogen leakage from the primary containment vessel (PCV), destroyed the upper structure of their respective reactor buildings.2

2.2 Unprecedented Mega-Earthquake The Earthquake on March 11, 2011 was of the biggest scale ever observed in Japan. Kurihara City in Miyagi Prefecture observed a maximum seismic intensity of 7 on the scale ranging between 0 and 7 defined by the Japan Meteorological 2 Japanese

BWR was designed to replace gas inside PCV with nitrogen to prevent hydrogen explosion inside PCV.

Die Katastrophe im Kernkraftwerk Fukushima nach dem Seebeben vom 11. März 2011 Beschreibung und Bewertung von Ablauf und Ursachen Fa c h b e re i c h S i c h e r h e i t i n d e r Ke r n te c h n i k

BfS-SK-18/12 Bitte beziehen Sie sich beim Zitieren dieses Dokuments immer auf folgende URN: urn:nbn:de:0221-201203027611 Zur Beachtung: BfS-Berichte und BfS-Schriften können von den Internetseiten des Bundesamtes für Strahlenschutz unter http://www.bfs.de kostenlos als Volltexte heruntergeladen werden. Salzgitter, März 2012

Autorinnen / Autoren: Ervin Bejdakic Bernhard Fischer Mario Hellmich Johann Hutter Christopher Kopisch Matias Krauß Claudia Link Jan Mahlke Sebastian Meiß Katarzyna Niedzwiedz Frank Philipps Matthias Reiner Anna Sachse Antja Schaper Patric Scheib Matthias Schneider Freddy Seidel

KURZFASSUNG Der vorliegende Bericht setzt sich ausführlich mit dem TŌHOKU-CHIHOU-TAIHEIYOU-OKI Erdbeben vom 11. März 2011 und dem dadurch ausgelösten Unfallgeschehen im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi auseinander. Er beschäftigt sich auf der Grundlage des Berichts der japanischen Regierung an die Internationale Atomenergieagentur (IAEA) sowie einer Vielzahl weiterer Quellen ausführlich mit den Unfallabläufen, den Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung, der sicherheitstechnischen Auslegung der Anlage und den Maßnahmen zur langfristigen Eingrenzung der Unfallfolgen. Ergänzend wird auf die Auswirkungen der Freisetzungen für die Umgebung der Anlage sowie auf Aspekte des Sicherheitsmanagements und der Sicherheitskultur eingegangen. Der Bericht gibt erste Antworten auf die Fragen, warum es nach dem Seebeben und dem dadurch ausgelösten Tsunami zu der Katastrophe im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi gekommen ist, wie die Abläufe bis zu den Kernschmelzen und den Zerstörungen der Blöcke 1 - 4 zu erklären sind und was dabei noch nicht abschließend geklärt werden kann, welche Schwächen und Fehler in der Auslegung der Anlage und im regulatorischen System dazu wesentlich beigetragen haben und was zu den Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre und ins Meer gesagt werden kann.

ABSTRACT This report discusses the TŌHOKU-CHIHOU-TAIHEIYOU-OKI earthquake of March 11, 2011 and the resulting nuclear accident in the Fukushima Dai-ichi nuclear power station. Based on the report of the Japanese government to the International Atomic Energy Agency (IAEA) and on numerous additional sources it examines in considerable detail the accident progression, the emission of radioactive material to the environment, the technical design basis of the plants and the measures taken to mitigate the consequences of the accident. In addition it covers the radiological consequences for the vicinity of the station and aspects of safety management and safety culture. The report provides answers as to why the nuclear catastrophe following the earthquake and ensuing tsunami in the Fukushima Dai-ichi nuclear power station could occur, how the accident progression to core melting and destructions in units 1 - 4 can be explained and what cannot be explained yet, which weaknesses and failures in the design of the plant and within the regulatory system contributed significantly to the accident and which information can be provided on the emission of radioactive material to the atmosphere and to the ocean.

3

Die Überflutung der Dieselaggregate selbst, der Notstrom-Schaltanlagen und der Kühlwassersysteme für die Notstromdieselaggregate führten dann ab 15:36 Uhr mit wenigen Minuten Abstand in allen Blöcken (1 bis 4) zum Ausfall der in Betrieb befindlichen Notstromdieselaggregate. Lediglich ein auf einem höheren Geländeniveau befindliches, luftgekühltes Notstromdieselaggregat des Blockes 6 blieb in Betrieb, welches später (ab 13.03.2011) auch für die Stromversorgung des Blockes 5 herangezogen wurde. In den einzelnen Blöcken fielen damit auch die aus den Notstromnetzen gespeisten sicherheitstechnisch wichtigen Wechselstrom-Verbraucher aus, wie z. B. die Pumpen der Nachkühlketten oder des Brennelementbecken-Kühlsystems. Lediglich das Sicherheitskühlsystem im Block 1 (passiver Isolationskondensator außerhalb des Containments) und die mit Frischdampf angetriebenen Sicherheitskühlsysteme (Hochdruckeinspeisesystem HPCI und Hochdrucknachspeisesystem RCIC) jeweils im Block 2 und im Block 3 wurden vor Ausfall der Notstromnetze gestartet und standen auch noch nach dem Tsunami für unterschiedliche Zeiträume zur Verfügung. Jedoch konnte auch durch diese noch zur Verfügung stehenden Notkühlsysteme keine langfristig ausreichende Kühlung der Reaktorkerne der Blöcke 1 bis 3 gewährleistet werden. Die Kühlung des Brennelement-Lagerbeckens (BE-Becken) im Block 4 war mit Ausfall der Notstromversorgung komplett eingestellt. Eine detaillierte Beschreibung der in den einzelnen Blöcken vorhandenen Sicherheitsteileinrichtungen ist im Abschnitt 5.1.2 enthalten. Da für die Blöcke 5 und 6 noch ein Dieselgenerator zur Verfügung stand und ein katastrophaler Verlauf dadurch verhindert werden konnte, konzentriert sich die weitere Unfallablaufbeschreibung auf die Blöcke 1 bis 4.

Aufgenommen am 11. März 2011 zwischen 15:42 Uhr und 15:57 Uhr, vom 4. Stock der Nordseite der Abfallkonditionierungsanlage (TEPCO). Abbildung 3.1: Bilder des Tsunami, wie er auf Fukushima Dai-ichi trifft.

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3.1.1 Ausfall der Kernkühlung und Kernschmelze Durch den Ausfall aller mit Wechselstrom gespeisten Verbraucher, insbesondere der Nebenkühlwasserpumpen aufgrund des Station Blackouts, d. h. des Ausfalls der externen Stromversorgung und der Notstromdieselaggregate, existierte keine geschlossene Nachkühlkette mehr, über die die Nachwärme aus den Reaktoren 1 bis 3 bis zur Hauptwärmesenke, der Meerwasserkühlung abgeleitet wurde. Der Betreiber hat bereits eine Stunde nach dem Tsunami alle Notkühlsysteme für den Block 1 als nicht verfügbar erklärt. Eine zwischenzeitliche Notfallmaßnahme bestand in dem Einspeisen von Feuerlöschwasser über eine dieselgetriebene Feuerlöschpumpe in den Isolationskondensator, bis diese Pumpe nach einigen Stunden auch ausfiel. Im Block 2 wurde die Kühlung des Reaktorkerns längere Zeit durch den Betrieb des Hochdrucknachspeisesystems (RCIC) aufrechterhalten, am Anfang noch durch Einspeisung von kaltem Kondensat aus den Kondensatvorratsbehältern und später dann nur noch im Umwälzbetrieb mit aufgeheiztem Wasser aus der Kondensationskammer. Dieses System stand bis zum 14.03., 13:25 Uhr zur Verfügung (ca. 3 Tage nach dem Erdbeben). In den Blöcken 1 und 2 kam es ca. 10 Minuten nach dem Eintreffen des Tsunami neben dem Station Blackout zusätzlich zum Ausfall der batteriegepufferten Gleichstromversorgung der Warteninstrumentierung (vgl. Abschnitt 5.1.3). Da Teile der Warteninstrumentierung nicht mehr zur Verfügung standen, herrschte z. B. in Block 1 Unklarheit über die Ventilstellung des Isolationskondensators und den Wasserstand im Reaktordruckbehälter. Im Block 3 wurde ebenfalls über einen längeren Zeitraum der Reaktor mit dem Hochdrucknachspeisesystem (RCIC) gekühlt, bis dieses nach ca. 20 Stunden aus ungeklärter Ursache ausfiel. Aufgrund des nachfolgenden Füllstandsabfalls im Reaktor wurde das Hochdruckeinspeisesystem (HPCI) automatisch gestartet. Nach ca. 14 Stunden Betrieb fiel die Batterie-Stromversorgung aus und das Hochdruckeinspeisesystem schaltete sich ab. Eine weitere Kühlmöglichkeit für die Reaktoren 1 bis 3 wurde mit der Einspeisung zuerst von Frischwasser und, nachdem die Frischwasserreserven (Feuerlöschwasser- und Kondensatvorratsbehälter) aufgebraucht waren, von Meerwasser über die dieselgetriebenen Feuerlöschpumpen in Angriff genommen (Notfallmaßnahme). Diese Maßnahme wurde realisiert, nachdem die o. g. Notkühlsysteme aufgrund unterschiedlicher Ursachen ausgefallen waren. Allerdings gab es hierbei Verzögerungen, die auf die Auswirkungen des Erdbebens auf die Anlage und das Anlagengelände (z. B. nicht befahrbare Straßen, versperrte Wege, erdbebenbedingte Wasserverluste aus Tanks usw.) zurückzuführen waren. Für mehrere Stunden nach Ausfall der Notkühlsysteme bis zum Beginn der Einspeisung von Frischwasser bzw. Meerwasser war deshalb keine Kühlung der Brennelemente mehr gegeben. Dies führte dazu, dass die Reaktorkerne freigelegt wurden, die Brennelemente sich aufheizten und eine Kernschmelze begann. Durch die verschiedenen noch verfügbaren Notkühlsysteme in den Blöcken 1 bis 3 verlief dieser Prozess in den einzelnen Blöcken zeitlich unterschiedlich. So kam es nach den Analysen des Betreibers im Block 1 bereits nach wenigen Stunden zur Kernschmelze, in den Blöcken 2 und 3 erst nach mehreren Tagen (77 Stunden Block 2, 42 Stunden Block 3).

3.1.2 Druckanstieg im RDB und im Containment, Druckentlastung Aufgrund der Nachwärmeleistung des Reaktorkerns kam es nach Anregung des frischdampfseitigen Durchdringungsabschlusses im Reaktordruckbehälter durch Verdampfen von Kühlmittel zu einem Druckanstieg. Der erzeugte Dampf wurde auslegungsgemäß über die der Druckbegrenzung dienenden Sicherheits- und Entlastungsventile in die Kondensationskammer (Torus bzw. Wetwell) abgeblasen und dort kondensiert, was zu einer Aufheizung der Wasservorlage in der Kondensationskammer führte. Wenn, wie in Fukushima, aufgrund des Station Blackout keine Möglichkeit besteht, die Wärme aus dem Containment und insbesondere aus der Kondensationskammer abzuführen (z. B. durch das Nachwärmeabfuhrsystem oder Containment-Sprühsystem), kommt es zu einem Druckanstieg im Containment. Innerhalb unterschiedlicher Zeiträume wurden deshalb in den drei Blöcken die Auslegungsgrenzen der Containments (Druck und Temperatur) erreicht und überschritten. Aus diesem Grund wurde vom Betreiber eine Druckentlastung des Containments, ein sogenanntes Venting, durchgeführt. Die technische Vorbereitung wurde nach einem über mehrere Stunden andauernden Vorbereitungs- und Entscheidungsprozess im Block 1 am 12.03.11 um 14:00 Uhr, im Block 2 am 13.03.11 um 11:00 Uhr und im Block 3 am 13.03.11 um 08:41 Uhr abgeschlossen, so dass zu diesen Zeitpunkten mit der Durchführung des Ventings begonnen werden konnte. Die Durchführung des Ventings war mit einer Reihe von Schwierigkeiten behaftet, da aufgrund des Station Blackouts und der Nichtverfügbarkeit von Steuerluft die dazu notwendigen Ventile von Hand vor Ort gestellt werden mussten. Wegen bereits hoher Dosisleistungen am Ort der Ventile mussten die Arbeiten vor Ort in mindestens einem Fall abgebrochen werden. Aus den vorliegenden Informationen geht hervor, dass der Ventingversuch in Block 2 nicht erfolgreich war. 22

Nach dem Venting ereigneten sich Wasserstoffexplosionen, die zur Zerstörung der oberen Bereiche der jeweiligen Reaktorgebäude führten (am 12.03.11 um 15:36 Uhr im Block 1, am 14.03.11 um 11:01 Uhr im Block 3 und am 15.03.11 um ca. 06:00 Uhr im Block 4). Der Wasserstoff entsteht bei Erreichen hoher Temperaturen (ab ca. 1000°C) an den Brennstabhüllrohren aus der Reaktion des Hüllrohrmaterials Zirkonium mit Wasser bzw. Wasserdampf. Da es sich um eine exotherme Reaktion handelt, wurde im Zuge der fortschreitenden Kernschädigung Wasserstoff in sehr großen Mengen gebildet und gelangte dann über die Sicherheits- und Entlastungsventile in die Kondensationskammer und von dort in das Containment. Durch Undichtigkeiten im Containment oder auch durch das Venting selbst gelangte der Wasserstoff in die Anlagenräume im Reaktorgebäude, in denen sich dann ein zündfähiges Gemisch mit dem Sauerstoff der Luft bilden konnte. Eine weitere Erschütterung wurde am 15.03.2011 um ca. 06:00 Uhr in den Anlagenräumen des Blockes 2 im Bereich der Kondensationskammer registriert, bei der das Reaktorgebäude selbst nicht sichtbar beschädigt wurde. Die zu diesem Zeitpunkt gemessenen seismischen Wellen konnten bisher nur der zeitnah stattgefundenen Explosion im Block 4 zugeordnet werden. Ob eine Wasserstoffexplosion stattgefunden hat, ist unklar. Der bei der Kernzerstörung im Block 2 entstandene Wasserstoff könnte durch Undichtigkeiten im Containment und eine Öffnung im Reaktorgebäude, die durch die Explosion des Reaktorgebäudes des Blockes 1 entstanden ist, entwichen sein. Als mögliche Ursache der Erschütterung im Block 2 wird deshalb auch die direkte Auswirkung (seismische Wellen) der Explosion des Reaktorgebäudes des Blocks 4 in Betracht gezogen (TEP11p). Hinsichtlich der Explosion im Block 4 geht der Betreiber nach Messungen der Dosisleistungen im Bereich der Luftfilteranlage des Blocks 4 davon aus, dass sich der Wasserstoff im Block 4 durch Überströmen über lufttechnische Verbindungen aus dem benachbarten Block 3 angesammelt hat. Aus den inzwischen festgestellten Brennstabschäden der Brennelemente im Lagerbecken kann nicht geschlossen werden, dass es dort in großem Umfang zur Zirkon-Wasser-Reaktion gekommen ist. Dies wird im zweiten Regierungsbericht auch dadurch bestätigt, dass die Brennelemente im BE-Lagerbecken immer mit Wasser bedeckt waren. Seitens des Betreibers TEPCO und den Behörden (zuständige Ministerien, Regierung) wurden Krisenstäbe noch am 11.03.2011 eingerichtet. Der für die anlageninterne Koordinierung von Maßnahmen (Analyse des Anlagenzustandes und Abstimmung der Notfallmaßnahmen) im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi zuständige gemeinsame Krisenstab zwischen Betreiber und Regierungsbehörden nahm erst am 15.03.2011 in der TEPCO-Zentrale seine Arbeit auf.

3.2

AKTUELLER ANLAGENZUSTAND

Auf der Grundlage der vorliegenden Dokumente (TEPCO-Pressemitteilungen, Bericht der japanischen Regierung an die IAEA) ergibt sich die nachfolgende Beschreibung der aktuellen Situation im Kernkraftwerk Fukushima Daiichi. Hierbei ist jedoch zu berücksichtigen, dass aufgrund fehlender Aufzeichnungen (insbesondere in Block 1 und 2, wo Schreiber und Prozessrechner aufgrund der Störung der Gleichstromversorgung nicht zur Verfügung standen), ausgefallener Messungen etc. die Darstellung noch mit großen Unsicherheiten behaftet ist.

3.2.1 Zustand der Reaktorkerne und der Kühlsysteme Die Brennelemente in den Reaktoren 1 bis 3 sind stark beschädigt bzw. zum großen Teil geschmolzen. Diese Einschätzung ergibt sich aus der hohen Rate der Freisetzung und der gemessenen Nuklidzusammensetzung der freigesetzten radioaktiven Stoffe. Die Kühlung erfolgte von März bis Ende Juni durch Einspeisung von Meer- und später Frischwasser. Ende Juni wurde die neu installierte Aufbereitungsanlage für kontaminiertes Wasser in Betrieb genommen. Diese bereitet seitdem - mit reparaturbedingten Unterbrechungen - kontaminiertes Wasser aus den Gebäuden der Blöcke 1 bis 3 über Filter und andere Einrichtungen auf, um es dann wieder in die Reaktoren der Blöcke 1 bis 3 einzuspeisen (siehe Kapitel 7).

23

Fragen der GRS und des RSK-Ausschusses Druckführende Komponenten und Werkstoffe zum Sicherheitsnachweis für die Reaktordruckbehälter der belgischen Kernkraftwerke Tihange 2 und Doel 3

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Veranlassung und Vorgehensweise

Im Juli und September 2012 wurden bei einer neu eingeführten Sonderprüfung am Reaktordruckbehälter (RDB) der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 mehrere Tausend Ultraschallanzeigen gefunden. Die belgische Aufsichtsbehörde FANC informierte andere Aufsichtsbehörden und Sachverständigenorganisationen darüber und bat um Unterstützung bei der Bewertung. Nach einer Phase eingehender Diskussionen unter internationaler Beteiligung kam FANC zu dem Schluss, dass es sich um wasserstoffinduzierte Trennungen im Werkstoff, sogenannte Wasserstoffflocken, handelt, die schon bei der Herstellung entstanden sind. Die beiden Anlagen blieben daraufhin bis zum Mai 2013 abgeschaltet. Unter Würdigung eines durch den Betreiber Electrabel vorgelegten Sicherheitsnachweises wurde durch FANC im Mai 2013 die Genehmigung zum Wiederanfahren erteilt. Diese war mit einer Reihe von Auflagen verbunden, darunter Untersuchungen der mechanischen Eigenschaften des Werkstoffs mit Wasserstoffflocken nach Neutronenbestrahlung. Nach ersten Ergebnissen an Proben aus artgleichem Werkstoff waren diese Eigenschaften teilweise ungünstiger als erwartet, weshalb die beiden Anlagen im März 2014 vorzeitig wieder abgefahren wurden. Beide Anlagen befanden sich seither im abgeschalteten Zustand. Durch Electrabel wurden weitere Untersuchungen durchgeführt, mit dem Ziel nachzuweisen, dass die beiden Anlagen sicher weiterbetrieben werden können. Am 17. November 2015 hat FANC seine Entscheidung zum Wiederanfahren der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 bekannt gegeben und die Begründung in einem Abschlussbericht dargelegt /1/. FANC kommt nach Würdigung der ihr vorliegenden Unterlagen zu dem Schluss, dass die Integrität der RDB der beiden Anlagen für einen 40-jährigen Betrieb nachgewiesen sei. FANC hat angekündigt, am 11. und 12. Januar 2016 einen In-

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ternationalen Workshop in Brüssel zu organisieren, auf dem die Fachleute von zuständigen Behörden und Sachverständigenorganisationen über die Ergebnisse der Bewertung in Einzelnen informiert werden sollen und Gelegenheit für Fragen haben. Die GRS und die RSK haben seit Bekanntwerden der Befunde in den belgischen Anlagen Doel-3 und Tihange-2 im Jahr 2012 im Auftrag des BMUB die von FANC zur Verfügung gestellten Informationen ausgewertet. In diesem Rahmen hat das BMUB die GRS und den DKW beauftragt, die der Entscheidung der FANC zugrunde liegenden Unterlagen, soweit diese veröffentlicht wurden /2/-/13/, insbesondere hinsichtlich Plausibilität und Nachvollziehbarkeit auszuwerten und Fragen zu nach ihrer Sicht offenen Punkten zu formulieren. Der nachfolgende Fragenkatalog gliedert sich in die Abschnitte •

Vorbemerkungen

•

Fragen zu den durchgeführten zerstörungsfreien Prüfungen an den RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

•

Fragen zum Werkstoffzustand / -verhalten der RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

•

Fragen zum Integritätsnachweis für die RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2.

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2

Fragenkatalog

2.1

Vorbemerkungen

Wie auch im BelV-Bericht zur sicherheitstechnischen Bewertung der Wasserstoffflocken in den RDB von Doel-3 und Tihange-2 /8/ ausgeführt, stellen die in den RDB der beiden Anlagen zwischenzeitlich gefundenen Wasserstoffflocken eine signifikante Abweichung von der an die Komponenten der Druckführenden Umschließung geforderten Fertigungsqualität (Fehlerfreiheit, hohe Bruchzähigkeit) dar. Dadurch ergibt sich eine Reduzierung der Sicherheitsmargen. Wie weiter im BelV-Bericht zur sicherheitstechnischen Bewertung der Wasserstoffflocken in den RDB von Doel-3 und Tihange-2 /8/ ausgeführt, setzt ein belastbarer Sicherheitsnachweis voraus, dass jeder einzelne Bewertungsschritt konservativ ist. Dies muss für die durch Electrabel vorgelegten Sicherheitsnachweise zweifelsfrei und durchgängig gewährleistet sein. Die nachfolgend gestellten Detailfragen ergeben sich aus den in den öffentlich zugänglichen zusammenfassenden Dokumenten enthaltenen Bewertungen und Schlussfolgerungen. Diese wiederum basieren auf Ergebnissen aus Detailberichten, die auf der FANC Webseite nicht verfügbar sind, weswegen die zugänglichen Berichte Mängel in der Nachvollziehbarkeit beinhalten.

2.2

Fragen zu den durchgeführten zerstörungsfreien Prüfungen an den RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

1. Wo liegen die Nachweisgrenzen der eingesetzten zerstörungsfreien Prüfverfahren in Bezug auf die Wasserstoffflocken. 2. Anhand welcher Kriterien wird unterschieden, ob die Anzeigen eher Seigerungen oder Wasserstoffflocken zuzuordnen sind? 3. Wie wurden Abschattungseffekte und Überlappungseffekte beim Fehlernachweis und bei der Fehlergröße berücksichtigt? 4. Wurde die Schräglagenabhängigkeit nur für die Nachweisbarkeit von Wasserstoffflocken angepasst oder gab es auch Anpassungen bei deren Größenbestimmung?

3

2.3

Fragen zum Werkstoffzustand / -verhalten der RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

5. Wie wurde das Ausmaß der Seigerungen, d.h. die Ausdehnung und die maximale Aufkonzentration, in den Schmiederingen von Doel-3 und Tihange-2 abgeschätzt? 6. Wie wurde der Einfluss der Seigerungen auf die Bruchzähigkeit der betroffenen RDB-Werkstoffe ermittelt und wie wurden Daten von anderen bekannten Fällen mit stark ausgeprägten Seigerungen in großen Schmiedestücken (KS02, Kalotten der RDB von EPR) berücksichtigt? 7. Welche Annahmen wurden für die Fehler im Übergang Grundwerkstoff zur Plattierung („clad interface imperfections“, siehe /2/, S.31) getroffen (Fehlerlage, -orientierung und -größe, Bruchzähigkeit), um diese zu bewerten? 8. Wie wurden die möglichen Auswirkungen der unterschiedlichen Phosphorgehalte der RDB-Ringe der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 gegenüber den untersuchten Bestrahlungsproben aus den Schmiedestücken VB395 und KS02 auf das Ausmaß an Seigerungen der RDB und deren Bestrahlungsverhalten berücksichtigt?

2.4

Fragen zum Integritätsnachweis für die RDB der Anlagen Doel-3 und Tihange-2

9. Die Schlussfolgerungen der Integritätsbewertung basieren auf rechnerischen Analysen (linear-elastische Bruchmechanik in Verbindung mit der modifizierten Fehlercharakterisierung nach ASME Code Case N-848). Wie wurde die Anwendbarkeit der verwendeten Analysemethoden für die Bewertung der inhomogenen geseigerten Bereiche in Verbindung mit den vorliegenden Rissfeldern nachgewiesen? 10. Für die Festlegung der Referenztemperatur der Schmiederinge von Doel-3 und Tihange-2 nach Bestrahlung wurde eine Übertragungskette auf der Basis der Ergebnisse an unbestrahlten Proben dieser Ringe (ohne Seigerungen und ohne Flocken) und an bestrahlten und unbestrahlten Proben von VB395 aufgebaut: RTNDT = RTNDT,init + ΔRTNDT,init,segr + ΔRTNDT,RSE-M + ΔRTNDT,VB395 + M Wie wurde diese Übertragungskette überprüft? 11. Für welche Lastfälle und wie wurden die Beanspruchungsanalysen detailliert durchgeführt (Belastungen bei Betrieb und Störfällen, Festlegung der führenden

4

Transienten, Strähnen- oder Streifenkühlung, linear-elastisch oder elastischplastische Werkstoffgesetze, Berücksichtigung von Eigenspannungen durch den Plattierungsprozess, Berücksichtigung inhomogener Werkstoffeigenschaften in den Seigerungszonen, Fehlerannahmen)? 12. Zur Bestimmung der Beanspruchung der Wasserstoffflocken in gemischten Spannungszuständen (d. h. in Mode I, II und III) wurde ein „äquivalenter Spannungsintensitätsfaktor“ herangezogen. Wurde die Anwendbarkeit dieses Spannungsintensitätsfaktors auf den vorliegenden Beanspruchungs- und Werkstoffzustand (elastisch-plastisch mit Seigerungszonen) verifiziert? 13. Beim Nachweis der Strukturintegrität wurde als Ersatz für einen Spannungsnachweis ein Tragfähigkeitsnachweis gemäß ASME BPVC Section III, Subsection NB3228.3 durchgeführt. a. Wie wurde die Anwendbarkeit der Nachweismethodik gemäß ASME BPVC Section III, Subsection NB-3228.3, die üblicherweise für fehlerfreie Bauteile angewendet wird, auf die fehlerbehafteten RDB-Bereiche nachgewiesen? b. Welche Spannungs-Dehnungs-Kurve des Werkstoffs wurde dabei in der FiniteElemente Analyse verwendet? c. Für welche Stelle(n) am RDB wurde die Last-Verschiebungs-Kurve ermittelt und wie wurden dabei Dehnungskonzentrationen in lokalen Bereichen wie den Wasserstoffflocken berücksichtigt? 14. Wurde für die RDBs der Anlagen Doel-3 und Tihange-2 nach der Fertigung eine Druckprüfung durchgeführt und wenn ja mit welchem Prüfdruck? 15. Ist es erforderlich zusätzlich im Bereich der Seigerungen postulierte Fehler (T/4Fehler nach ASME) bruchmechanisch zu untersuchen?

3

Fazit

Das in den uns zur Verfügung gestellten Dokumenten dargestellte Konzept ist in sich geschlossen und nachvollziehbar. Einzelne Elemente des Konzepts sind basierend auf den vorliegenden Unterlagen nicht hinreichend bewertbar oder bedürfen einer Überprüfung, um den Integritätsnachweis der RDB von Doel-3 und Tihange-2 nachvollziehen zu können. Der RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten und Werkstoffe trifft

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damit keine Aussage, ob das Vorgehen den Grundsätzen des Sicherheitskonzepts entspricht.

6

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Quellen

/1/

Flaw indications in the reactor pressure vessels of Doel 3 and Tihange 2, Final Evaluation Report 2015, 12.11.2015

/2/

Safety Case 2015 Doel 3 Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 28.10.2015

/3/

Safety Case 2015 Tihange 2 Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 28.10.2015

/4/

Doel 3 Reactor Pressure Vessel Assessment, Report on independent analysis and advice regarding the safety case 2015, Electrabel, Service de Contrôle Physique, 03.11.2015

/5/

Tihange 2 Reactor Pressure Vessel Assessment, Report on independent analysis and advice regarding the safety case 2015, Electrabel, Service de Contrôle Physique, 03.11.2015

/6/

Synthesis Report Doel2012, Vincotte, 16.11.2015

/7/

Synthesis Report Tiha186, Vincotte, 16.11.2015

/8/

Evaluation of the impact of the hydrogen flaking damage on the serviceability of the Doel 3 and Tihange 2 reactor pressure vesssels, Safety Evaluation Report, BelV, 05.11.2015

/9/

Doel 3 and Tihange 2 Issue, Final Report, International Review Board, 28.08.2015

/10/

ORNL Evaluation of Electrabel safety Cases for Doel 3 and Tihange 2, Final Report (R!), Oak Ridge National Laboratory/USA, November 2015

/11/

Doel 3 & Tihange 2 RPV issue: FANC synthesis note on „hydrogen induced cracking“ hypothesis FANC, 06.11.2015 7

/12/

Safety Case Report Doel 3; Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 05.12.2012

/13/

Safety Case Report Tihange 2: Reactor Pressure Vessel Assessment, Electrabel, 05.12.2012

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RSK-Anforderungskatalog-Vorspann, Stand: 30.03.2011

Anlagenspezifische Sicherheitsüberprüfung deutscher Kernkraftwerke unter Berücksichtigung der Ereignisse in Fukushima-I (Japan) Der Deutsche Bundestag hat die Bundesregierung am 17.03.2011 aufgefordert, ... eine umfassende Überprüfung der Sicherheitsbestimmungen für die deutschen Kernkraftwerke durchzufüh­ ren. Dazu soll eine unabhängige Expertenkommission beauftragt werden, eine neue Risikoanalyse aller deutschen Kernkraftwerke und kerntechnischen Anlagen unter Einbeziehung der vorliegenden Erkenntnisse über die Ereignisse in Japan – insbesondere auch mit Blick auf die Sicherheit der Kühlsysteme und der ex­ ternen Infrastruktur – sowie anderer außergewöhnlicher Schadensszenarien vorzunehmen1; … Das Bundesumweltministerium hat am 17.03.2011 die Reaktor-Sicherheitskommission in ihrer 433. Sitzung aufgefordert, einen Anforderungskatalog für eine Sicherheitsüberprüfung der deutschen Kernkraftwerke zu erstellen und die Ergebnisse der auf dieser Basis durchgeführten Überprüfungen zu bewerten. Dabei sollen die Erkenntnisse aus dem Unfallablauf in Japan insbesondere im Hinblick darauf berücksichtigt werden, ob die bisherigen Auslegungsgrenzen richtig definiert sind und wie robust die deutschen Kernkraftwerke ge­ genüber auslegungsüberschreitenden Ereignissen sind. Die Reaktor-Sicherheitskommission hat in ihrer 433. Sitzung die folgenden vorläufigen Erkenntnisse aus dem Unfall in Japan sowohl für in Betrieb als auch in Revision befindliche Anlagen gewonnen:  Bei der Auslegung wurden Folgen aus naturbedingten Ereignissen offensichtlich unterschätzt.  Trotz des außergewöhnlich starken Erdbebens wurden die Anlagen automatisch abgeschaltet; die Notstromversorgung und das sicherheitstechnisch notwendige Kühlwasser (Nebenkühlwas­ ser) waren zunächst verfügbar.  Durch die Einwirkung des Tsunami ca. eine Stunde nach dem Beben fielen sowohl die Not­ stromversorgung mit Ausnahme der Batterien als auch das Nebenkühlwasser aus.  Mehrere Wasserstoffexplosionen haben sowohl Barrierenfunktionen und eventuell auch weitere Sicherheitseinrichtungen zerstört und zur Verschlimmerung des Unfallablaufs beigetragen.  Ein langfristiger Komplettausfall der Stromversorgung und des Nebenkühlwassers lagen der Anlagenauslegung und der Planung von anlageninternen Notfallmaßnahmen offensichtlich nicht zugrunde.  Hinsichtlich der Organisation und Wirksamkeit von anlageninternen Notfallmaßnahmen wurde die Zerstörung der Infrastruktur nicht hinreichend berücksichtigt. Aufgrund der bislang noch unvollständigen Informationen ist davon auszugehen, dass mit fortschreitender Analyse des Unfallablaufes weitere und spezifischere Erkenntnisse hinzukommen werden.

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96. Sitzung des Deutschen Bundestages vom 17.03.2011; Entschließungsantrag der Fraktionen der CDU/CSU und FDP zu der Abgabe einer Regierungserklärung durch die Bundeskanzlerin zur Aktuellen Lage in Japan, Drucksache 17/5048

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RSK-Anforderungskatalog-Vorspann, Stand: 30.03.2011

Derzeit leitet die Reaktor-Sicherheitskommission daraus folgenden Überprüfungsbedarf für die deutschen Kernkraftwerke ab:  Überprüfung, inwieweit die übergeordneten Schutzziele „Kontrolle der Reaktivität“ und „Küh­ lung der Brennelemente“ sowohl im Reaktordruckbehälter als auch im Brennelementlagerbe­ cken und „Begrenzung der Freisetzung radioaktiver Stoffe (Erhalt der Barrieren)“ bei über die bisher angesetzten Auslegungsanforderungen hinausgehenden Einwirkungen eingehalten wer­ den. Hierzu sind die Robustheit (vorhandene Auslegungsreserven, Diversität, Redundanz, bauli­ cher Schutz, räumliche Trennung) der sicherheitsrelevanten Einrichtungen, Komponenten, Ge­ bäude und die Wirksamkeit des gestaffelten Sicherheitskonzepts zu beurteilen. Soweit sich aus dieser Überprüfung Erkenntnisse ergeben, Auslegungsanforderungen zu verändern, so wird die RSK entsprechende Empfehlungen formulieren. Eine generische Überprüfung von Auslegungs­ anforderungen ist in einer späteren Phase zu erledigen.  Überprüfung, inwieweit die Funktionen zur Einhaltung der Schutzziele bei über die bisherigen postulierten Szenarien hinausgehenden Annahmen erhalten bleiben. Dabei sind Postulate hin­ sichtlich der Nichtverfügbarkeit von Sicherheits- und Notstandssystemen, wie z. B. längerfristi­ ger Ausfall der Stromversorgung inkl. Notstromversorgung oder Nichtverfügbarkeit der Neben­ kühlwasserversorgung, zu berücksichtigen.  Überprüfung des erforderlichen Umfanges von anlageninternen Notfallmaßnahmen und deren Wirksamkeit. Dabei sind Umfang und Qualität der Vorplanung für unterstellte Ereignisfolgen wie Unverfügbarkeit der Kühlkette für die Kühlung der Brennelemente sowohl im Reaktor­ druckbehälter als auch im Brennelementlagerbecken, Unverfügbarkeit der Stromversorgung, eingetretene massive Brennelementschäden bis hin zur Kernschmelze, zu beurteilen. Ferner sind weitgehende Zerstörungen der Infrastruktur und eine Nichtzugänglichkeit aufgrund hoher Ortsdosisleistungen sowie die Verfügbarkeit von Personal mit zu bewerten. Ein Schwerpunkt der Überprüfung hinsichtlich der Robustheit aller Einrichtungen und Maßnahmen liegt darin, eine eintretende abrupte Verschlechterung im Ereignisablauf (cliff edges) zu erkennen und ggf. Maß­ nahmen zu deren Vermeidung abzuleiten (Beispiel: Erschöpfung der Batteriekapazität bei „station black­ out“). In den Betrachtungsumfang sind nach dem derzeitigen Kenntnisstand einzubeziehen:  Naturbedingte Ereignisse wie Erdbeben, Hochwasser, wetterbedingte Folgen sowie mögliche Überlagerungen.  Von konkreten Ereignisabläufen unabhängige Postulate, wie z. B. redundanzübergreifende Feh­ ler (gemeinsam verursachte Ausfälle, systematische Fehler), „station blackout“ größer zwei Stunden, lang andauernder Ausfall Nebenkühlwasserversorgung.  Erschwerende Randbedingungen für die Durchführung von Notfallmaßnahmen, wie z. B. Unverfügbarkeit der Stromversorgung, Wasserstoffbildung und Explosionsgefahr, einge­ schränkte Personalverfügbarkeit, Nichtzugänglichkeit aufgrund hoher Strahlenpegel, erschwerte technische Unterstützung von außen.

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Darüber hinaus werden wegen übergreifender Aspekte zivilisatorisch bedingte Ereignisse wie z. B. Flug­ zeugabsturz, Explosionsdruckwelle, gezielter Angriff auf sicherheitsrelevante Einrichtungen in den Betrach­ tungsumfang einbezogen. Die RSK erstellt für jedes zu behandelnde Thema eine Aufgabenstellung und die zugehörigen Fragen. Aus Sicht der RSK sollte die GRS die Überprüfungen gemäß den Vorgaben der RSK federführend überneh­ men und andere Sachverständigenorganisationen mit einbeziehen. Die RSK wird die Ergebnisse auf Basis von ihr festzulegender Maßstäbe im Einzelnen bewerten, den Sicherheitsstatus der Anlagen auch unter den erweiterten Anforderungen ausweisen sowie ggf. Maßnahmen empfehlen. Es ist beabsichtigt, die Überprü­ fung zeitlich gestaffelt abzuarbeiten. Gemäß Auftrag des BMU ist eine erste Stellungnahme bis zum 15. Mai 2011 abzugeben.

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Deutscher Bundestag 18. Wahlperiode

Drucksache

18/6038 21.09.2015

Kleine Anfrage der Abgeordneten Hubertus Zdebel, Eva Bulling-Schröter, Caren Lay, Herbert Behrens, Andrej Hunko, Kerstin Kassner, Ralph Lenkert, Birgit Menz, Dr. Kirsten Tackmann und der Fraktion DIE LINKE.

Stand der Überprüfung der Risse in den Atomkraftwerken Tihange und Doel

Im März 2014 wurden die beiden belgischen Kernreaktoren Doel 3 und Tihange 2 wegen unerwarteter Ergebnisse bei Bestrahlungsversuchen im Forschungsreaktor BR2 in Mol abermals heruntergefahren. Die Reaktordruckbehälter der beiden Atomkraftwerke (AKW) sind mit tausenden bis zu 18 cm großen Fehlstellen beschädigt. Trotzdem versucht der Betreiber Electrabel immer noch, die Sicherheit der beiden Reaktoren nachzuweisen. Der zunächst vom Betreiber für Juli 2015 geplante Neustart wurde Anfang Mai 2015 auf den 1. November 2015 verschoben (http://transparency.gdfsuez.com/UMMDetail.aspx?IsDefault=False&UMMId= 11479&IsUMM=True&CommodityId=3). Die belgische Atomaufsicht (FANC) verlangt von Electrabel vor einem möglichen Neustart einen Sicherheitsnachweis (Safety Case). Die Schritte die möglicherweise zu einem Wiederanfahren der beiden AKW führen, werden von der FANC wie folgt beschrieben: Nachdem der Safety Case vom Betreiber an die FANC übergeben wurde, erfolgt eine Überprüfung des Sicherheitsnachweises durch Bel V, einer Tochterfirma der FANC. Bel V wird bei diesem Prozess durch weitere Gremien für die Bereiche Ultraschallverfahren, Materialeigenschaften und bruchmechanische Fragen unterstützt. Die Bewertungen all dieser Gruppen fließen zurück an die FANC, werden von ihr abschließend bewertet und führen zur Entscheidung für oder gegen die Genehmigung für einen Neustart der beiden Reaktoren (http://fanc.fgov.be/nl/news/doel-3/tihange-2-next-steps-of-the-review-process/ 766.aspx). Tihange ist nicht einmal 60 Kilometer von deutschem Hoheitsgebiet entfernt. Bereits im Jahr 2013 wurden die beiden Reaktoren gegen die Empfehlung der von der FANC selbst beauftragten internationalen Experten wieder angefahren. Diese Experten hatten einen größeren RTNDT-Shift von 100°C empfohlen (http://fanc.fgov.be/GED/00000000/3300/3393.pdf, Seite 17). Dieser Shift hätte zu einer sofortigen und dauerhaften Abschaltung der beiden Reaktoren führen müssen (www.stop-tihange.org/de/wp-content/uploads/Report_DE.pdf, Seite 25). Seitdem hat sich herausgestellt, dass der Zustand der beiden Reaktoren noch katastrophaler ist. Wir fragen die Bundesregierung: 1. Welche Kenntnisse hat die Bundesregierung über den aktuellen Status bezüglich des Safety Case und insgesamt zu der laufenden Überprüfung der Sicherheit der Atomkraftwerke Doel 3 und Tihange 2?

Drucksache 18/6038

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Deutscher Bundestag – 18. Wahlperiode

2. Wurde nach Kenntnis der Bundesregierung der Safety Case von Electrabel an die FANC übergeben? Wenn ja, wann? Wenn nein, warum nicht? 3. Wurde nach Kenntnis der Bundesregierung der Safety Case an das International Review Board übergeben? Wenn ja, wann? Wenn nein, warum nicht? 4. Ist der Bundesregierung bekannt, wann die endgültige Entscheidung über ein mögliches Wiederanfahren getroffen wird? Wenn ja, was ist der Bundesregierung im Einzelnen dazu bekannt? 5. Sind der Bundesregierung der Safety Case und sein Inhalt bekannt? 6. Ist die Bundesregierung bzw. sind bundesdeutsche Experten in irgendeiner Weise an den Sicherheitsprüfungen beteiligt, und wenn ja, in welcher Weise, und zu welchen Fragestellungen? 7. In welcher Weise wird die Bundesrepublik Deutschland aufgrund der Grenznähe über die laufenden Überprüfungen der belgischen AKW Doel und Tihange durch die belgischen Behörden informiert? 8. In welcher Weise werden die Europäische Kommission oder andere europäischen Stellen nach Kenntnis der Bundesregierung über die laufenden Überprüfungen der belgischen AKW Doel und Tihange durch die belgischen Behörden informiert? 9. In welcher Weise wird die Bundesregierung aufgrund der Grenznähe des AKW Tihange einwirken, um das Recht auf körperliche Unversehrtheit für die Menschen im Bundesgebiet sicherzustellen, wenn die FANC das Wiederanfahren genehmigen wird? 10. Welche Informationen liegen der Bundesregierung neben den möglichen Längen der Risse zu den Tiefen der Risse vor? 11. Liegen der Bundesregierung Ergebnisse von Finite-Elemente-Berechnungen und von anderen Festigkeitsanalysen vor, die die Haltbarkeit der Bauteile des Reaktors unter Berücksichtigung der Bauteilschwächung durch die Risse beinhaltet? 12. Wird die Bundesregierung entsprechende Analysen anfordern? Wenn nein, warum nicht? Berlin, den 21. September 2015 Dr. Gregor Gysi und Fraktion

Satz: Satzweiss.com Print, Web, Software GmbH, Mainzer Straße 116, 66121 Saarbrücken, www.satzweiss.com Druck: Printsystem GmbH, Schafwäsche 1-3, 71296 Heimsheim, www.printsystem.de Vertrieb: Bundesanzeiger Verlag GmbH, Postfach 10 05 34, 50445 Köln, Telefon (02 21) 97 66 83 40, Fax (02 21) 97 66 83 44, www.betrifft-gesetze.de ISSN 0722-8333

Reaktorversuche und ihre Konsequenzen 26.04.1984 bis 11.03.2011

Tschernobyl Fukushima Daiichi

- aktiver Station-Black-Out-Versuch - Weiterbetrieb mit seit Jahrzehnten bekanntem zu kleinem Notkühlsystem bei Station-Black-Out

Reaktoren Typ Fessenheim seit 1980 Fessenheim 1 - Risse im Reaktordruckbehälter (RDB) seit 2011 Fessenheim 1 - 10 Jahres Betriebsverlängerung trotz Versagen der voreilenden Materialproben des Reaktordruckbehälter (RDB), CLIS-Protokoll 16.09.2013 2012 Doel 3 - Rissen im RDB Anzahl > 10 000 bis 17cm lang 2013-2014 Doel 3 - Weiterbetrieb, RTNDT gesamt + 50°C für die Risse 2015 Doel 3 - Abschaltung, Risse sind im Betrieb entstanden, internationale Warnung für alle Reaktoren ab Juni 2015 Doel 3 - Weiterbetrieb geplant, Super-GAU wann? Der Versuch in Fukushima endete am 11.03.2011 durch die Notabschaltung der Reaktoren und den Black-OutFall in ganz Japan auslöst durch die Erdbewegung des Bebens . Viel mehr Reaktoren als die geschmolzenen von Fukushima Daiji waren durch die Schnellabschaltung nahe der Kernschmelze, ohne Flutwelle. Wann und wo wird der Reaktordruckbehältermaterialermüdungsversuch der Fessenheimbaureihe seine Konsequenz haben? Was machen Sie, wenn Sie auf einem unerwartet nachgiebigen Stuhl sitzen? Aufstehen, Stuhl umdrehen und Probesitzen? Bei Bedenken anderen Stuhl nehmen? Dieses selbstverständliche gilt nicht für den eigenständigen Rechtsraum Atomindustrie, weltweit. Es werden zwar Ultraschalluntersuchen an der inneren dünnen Edelstahlhülle am RDB gemacht, aber niemals in das volle Material des 20cm starken Gußeisens. Nur in Doel 3 wurde dieses „irrtümlich“ gemacht. Kein Betreiber weltweit hat versucht die Sprödheit seiner RDB's im Betrieb oder danach zu ergründen (Obrigheim), obwohl die Technik seit der Produktion (vollständige Ultraschalluntersuchung) existiert. Nach 2012 war die Ausrede für Doel 3 Produktionrisse von einem Hersteller, deshalb wurde nur Tihange 2 (vom selben Hersteller) auch untersucht. Seit 2015 existiert die weltweite Warnung für alle Reaktoren, dass die Risse beim Betrieb entstanden sind, sogar von der belgischen Atomaufsicht, geführt von dem ehemaligen Sicherheitsbeauftragten des Betreibers der Doel-Reaktoren. Alles nur, weil Greenpeace die Herausgabeklage der Ultraschalluntersuchung gewonnen hat. Transparenz in der Atomwirtschaft nur nach Klage. Vertrauen geht anders! Wird Fessenheim 2 beim aktuellen Brennstabwechsel nach RDB-Rissen untersucht? Haben Sie bis heute aus den großen Medien, dem öffentlich rechtlichen Rundfunk von den Rissen (2012, 2015) in Doel 3 und Tihange 2 erfahren? Warum nicht? Ist der Super-GAU ausgelöst von Stahl aus den 70er Jahren nicht die realste Gefahr überhaupt? Wissen Sie, dass die Neutronenstrahlung den Stahl versprödet? Wissen Sie, dass für den Notkühlfall (Stillstand des heißen unter Druck stehenden primären Kreislaufes) in Doel 3 und Fessenheim das Notkühlwasser vor dem Kontakt mit dem RDB erwärmt werden muss (Fessenheim: RTNDT=80°C), damit dieser nicht wie Glas spröde zerbricht? Dafür wurde extra ein Wärmetauscher nachgerüstet. In Doel 3 wurde für die Rissen 50°C zusätzlich angenommen. Warum sollte das viel ältere Fessenheim weniger Risse haben? 80°C + 50°C = 130°C, aber RTNDT kann maximal 99°C sein. Unberücksichtigte Risse in Fessenheim zu finden, bedeutet sofort den Betrieb einstellen. Wissen Sie, dass fast keiner in der Anti-Atombewegung das überhaupt versteht noch technisch ausgebildete Personen sich in der Bewegung befinden? Meinen Sie, ohne Ihre aktive Hilfe wird Fessenheim abgeschaltet? Alles an einem Kernreaktor hat man bis heute erneuern können, den RDB bisher nicht. Der RDB ist die alles entscheidende Barriere vor der Freisetzung der radioaktiven Elemente, ca. 60t pro Reaktor. Sind sie geschockt über so viel Verantwortungslosigkeit? Warum? Wann sind sie das letzte Mal öffentlich aktiv geworden? Ist es nicht naiv zu glauben, dass ein einziger Reaktor (Gewinn von 1 Mio. € täglich) aus Sicherheitsgründen von einem abhängigen leitenden Angestellten (200 000 € jährlich) einer Sicherheitsbehörde oder einem technisch unwissenden Umweltminister abgeschaltet wird? Nach Überschreiten der technischen Sicherheitsgrenzen (RTNDT, Materialermüdung) gibt es keinen Grund mehr, einen Reaktor vor dessen SuperReaktorversuche und ihre Konsequenzen

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2015-03-16 14:15:17

GAU abzuschalten. Sie müssen schon Ihr Lebensrecht selber öffentlich verteidigen. Der nächste Super-GAU, Alters bedingt wahrscheinlich in Europa, ist kein Zufall, Terrorismus oder Sabotage, sondern logische Konsequenz des Reaktordruckbehältermaterialermüdungsversuch bei unter dimensioniertem Not-Kühlsystem. Gehen Sie einfach davon aus, dass nach 40 Jahren Atomwirtschaft in keiner Behörde ein unabhängig sachlich entscheidende Person arbeitet. Bestes Beispiel ist der ATWS-Störfall vom 09.04.2014 Fessenheim 1, wo mit Not-Borierung der Reaktor abgefahren werden musste, nach dem bei einer internen Überflutung der RelaisSteuerhalle die Steuerstäbe nicht verfügbar waren. Sind die Hälfte der Steuerstäbe nicht verfügbar ergibt das mindestens INES-Stufe 2. Ab Stufe 2 wird international gemeldet. Nicht in Fessenheim (0-1). Im RDB gibt es nur zwei Möglichkeiten den Reaktor abzufahren, Steuerstäbe und Bor. Bor wird auf Grund der Sprödbruchgefahr möglichst vermieden. Wurde der RDB nach dem 09.04.2014 untersucht? Was ist bei dem nächsten Super-GAU zu tun? - Generalstreik bis alle Atomreaktoren endgültig angeschaltet sind - Aktiv handelnder Chef einer zur Abschaltung berechtigten Sicherheitsbehörde kann nur eine direkt vom Volk gewählte Person sein Was kann noch bis zum nächsten sicheren Super-GAU unternommen werden? - informieren Sie ihre Freunde, Bekannten, Schüler, Arbeitgeber, NGO's, Politiker, Medien, ... - stellen Sie als Aktionär der EnBW am 29.04.2015 den Antrag auf eine außerordentlichen Aktionärsversammlung zur Bewertung des finanziellen Risikos vom AKW Fessenheim Sprödbruch unter Betrieb, ob die EnBW wie bei Tschernobyl für Jahrzehnte bis zur Abschaltung Unterhalt zahlen muss (EnBW bezahlt 17,5% des Unterhaltes, Land Baden-Württemberg ist zu 46,5% an EnBW beteiligt (Grüne,SPD), OEW (CDU) 46,5%) - mit 20% Aktienanteil findet diese Aktionärsversammlung statt, was tun Grüne, SPD und CDU? - fordern Sie von Politikern ein öffentliche Stellungnahme - lassen sie sich selber für politische Stellungen wählen (Bund, Land, Kreis, Gemeinde), z.B. einziges Wahlversprechen endgültige Abschalten der AKW's (Zerschneiden des RDB), anschließend Rücktritt - demonstrieren Sie am 26.04.2015 dem Tschernobyltag vor dem AKW Fessenheim - fragen Sie nach über den Grund der erhöhten Radioaktivität am 27.02.2014, 6 Uhr - organisieren Sie selbst und unterstützen Sie fessenheimstop.org - bereiten Sie sich und Ihre Familie auf einen Super-GAU Fessenheim vor: + Atemschutzmaske und ausreichend Filter immer dabei + beobachten Sie Dampfwolken am AKW Fessenheim (Fukushima) + Strahlungsmessgerät + packen Sie einen Notkoffer, Auto immer ausreichend betankt + halten Sie sich nach einem Unfall in geschlossenen Räumen auf und verlassen bei der ersten besten Gelegenheit sofort die Region gegen die Windrichtung + versuchen Sie ruhig und gelassen unter Meidung von Staus die Region zu verlassen + versuchen Sie so wenig wie möglich Umgebungsluft in das Fahrzeuginnere gelangen zu lassen (etwas Luft braucht man, u.a. Beschlagen der Scheiben), alle Luftfilter nach der Flucht entsorgen + suchen Sie sich vor dem Super-GAU eine andere Arbeitsstelle und Wohnort mindestens 50 km vom AKW entfernt (Haus verkaufen) → ein Atomkraftwerk ist keine Atombombe (Fenster bleiben intakt), wichtig ist es, möglichst wenig radioaktive Elemente einzuatmen, zu schlucken oder auf die Haut kommen zu lassen. Schwesterkraftwerke vom Typ Fessenheim haben eine Betriebserlaubnis für 60 Jahre. Bitte glauben Sie nicht an einen französischen Atomausstieg, auch Deutschland hatte einen Ausstieg vom Ausstieg, eine Wahl genügt. Wo sind Sie am 26.04.2015? Wo am 29.04.2015? Kann man Sie 2016 wählen? Wie haben Grün, Rot und Schwarz am 29.04.2015 gehandelt? Wen werden sie 2016 wählen? Wo sind Sie nach einem Super-GAU in Fessenheim? Werden Sie nach einem Super-GAU in Europa unbefristet streiken? Wie viele von fessenheimstop.org werden beim Super-GAU noch in der 50km-Region sein? http://fessenheimstop.org/user/matt/2015-04-RPV-Known-Material-Risk-Doel3-Fessenheim.pdf http://fessenheimstop.org/user/matt/2014-04-09-AKW-Fessenheim-Stoerfall-INES-3-ALL.pdf http://fessenheimstop.org/user/matt/2014-11-PressurizedThermoShock.pdf

http://fessenheimstop.org/user/matt/2016-01-14-RoundTable-StadtFreiburg.pdf Reaktorversuche und ihre Konsequenzen 2/2

2015-03-16 14:15:17

Entwurf Aktionsbündnis Fessenheim stilllegen. JETZT! (Montagsmahnwache Müllheim 18:30 Uhr, Sparkasse) www.fessenheimstop.org

Presseerklärung zum Gespräch der Bürgerinitiativen (s.o.) mit der Stadt Freiburg zur Verhinderung einer atomaren Katastrophe durch das Betreiben von grenznahen Atomkraftwerken mit versprödeten und rissigen Reaktordruckbehältern insbesondere Beznau (Schweiz) und Fessenheim (Frankreich). Freiburg, den 15.01.2016 – die Mitglieder der Bürgerinitiativen überreichten dem Oberbürgermeister Herrn Salomon eine Liste an Fragen, die sich aus den durch den Betrieb entstandenen Rissen in den Reaktoren Doel 3, Tihange 2 und Beznau 1&2 zur Bewertung des bis heute fehlenden Festigkeitsnachweis für den Reaktor 1 von Fessenheim (CLISProtokoll vom 16.09.2013) basierend auf den 2010/11 entnommenen voreilenden Vergleichsproben ergeben. Die Mitglieder der Bürgerinitiativen weisen insbesondere darauf hin, dass der weitere unendliche Betrieb, durch unklare Abschaltkriterien, von versprödeten und beim Betrieb entstehenden und fortschreitenden Rissen zu einem sicheren Versagen (nur Zeitpunkt ist unbekannt) der Reaktoren im Ausmaße der Katastrophe von Fukushima führen muss. Eine besondere Gefahr geht dabei von den Reaktoren Fessenheim aus . Eine Ultraschalluntersuchung im vollen Material wie bei Doel 3 fehlt bis heute. Bisher wurde kein französischer Reaktor im vollen Material untersucht, obwohl nach heutiger Kenntnis die Risse während des Betriebes entstehen, da AREVA Verunreinigungen bei der Verarbeitung nicht sachgerecht entfernte (besseres Vorgehen in Deutschland und Japan). Aktuell sind diese Verunreinigungen auch beim EPR in Flamanville nur in den von AREVA produzierten Teilen (Deckel und Boden) und nicht in den Zylindern (Japan) nachgewiesen worden. Diese Verunreinigungen werden im Betrieb des EPR ebenso zu Rissen führen wie bei Doel 3, Tihange 2, Beznau 1&2 nachgewiesen, und betrifft voraussichtlich alle bei AREVA hergestellten Bauteile (Kenntnisstand heute). Freiburg, den 15.01.2016 Michael Ernst, Rainer Johannsmeier, Frieder Müller, Matthias Kellner Welche Einfluss-Faktoren könnten die sichere Katastrophe noch abwenden? • EnBW stoppt die 17,5% Unterhaltszahlungen für Fessenheim und verlangt die Abschaltung bis die Festigkeit der RDB widerspruchsfrei öffentlich transparent bewiesen ist • Sicherheitsbehörden geben keine Genehmigung für den weiteren Betrieb • Medien berichten intensiv (mehrere Wochen) über den Rissskandal • Politiker angrenzender Länder stellen Frankreich und Belgien Ultimaten • Innenminister, Staatsanwälte, Rechtsanwälte, Richter leiten internationale Strafverfahren wegen Verstoß gegen internationale Atomverträge/-gesetze und Mißachtung der Menschenrechte ein (z.B. Bewertung INES-Stufe 1 für ATWS-Störfall vom 9.4.2014 interne Überflutung, Weiterbetrieb ohne Festigkeitsnachweis, CLIS 16.09.2013)) • TRAS klagt, Bürgermeister klagen • Bürgerinitiativen befassen sich mit den Rissen, demonstrieren, rufen zum Generalstreik • Unternehmer und Eigentümer protestieren und klagen • Untersuchung aller deutschen Reaktoren auf Risse • Importverbot für Atomstrom aus Ländern in denen nicht alle Reaktoren im vollen Material auf Risse untersucht sind • Veröffentlichung aller Dokumente zu den Atomkraftwerken insbesondere RT-NDT, Voreilfaktoren • Anwohner im Evakuierungsradius verlassen die Region • Bürgermeister verteilen die seit Jahren eingelagerte Fessenheim-Notfall-Broschüre • neue Notfallpläne werden erstellt und der Katastrophenfall mit den Einwohner geübt (nicht nur Stabsübungen) • Politiker und Minister beauftragen deutsche Gutachter (GRS, KTA) um Gefahrenbewertung ◦ öffentliche bewertende Unterlagen auf die sich Bürger beziehen können • öffentliche Konferenz Diskussion Austausch spontaner Argumente über Fukushima und Reaktorversprödung statt überraschendes heimliches Erstellen von Gutachten durch unbekannte abhängig Beschäftigte in „Sicherheits“-GmbH's • Anschreiben an alle Bürger, Einladung zur Katastrophenschutzübung: Katastrophengrund Reaktorversprödungsriß • Evakuierung der Atomkraftmahner als erstes, Reduktion der Entschädigung auf diese • ... Von allen Parteien haben sich zur Reaktorversprödung bisher nur die GRÜNE und die LINKE öffentlich eingesetzt: http://dip21.bundestag.de/dip21/btd/18/062/1806266.pdf, http://dipbt.bundestag.de/dip21/btd/18/013/1801347.pdf, http://dip21.bundestag.de/dip21/btd/17/127/1712798.pdf Bisher haben sich nur folgende öffentliche Personen/Institutionen öffentlich für die Sicherheit der Bevölkerung eingesetzt: • Bürgerinitiativen mit Veranstaltungen, Demonstrationen und Webseiten • Politiker Minister, Parlamente Bund und Land, kleine Anfragen ◦ GRÜNE: ◦ die LINKE: ◦ CDU Rapp? • Politiker Bürgermeister: Stadt Hartheim • kritische Klein-Aktionäre • universitäre Materialwissenschaftler (Professoren) ein einziger: Digby McDonald • Gesellschaftlich verantwortlich völlig versagen die Berufsgruppen: ◦ Unternehmer, freier Gutachter, Professoren, Rechtsanwälte, Behördenmitarbeiter (Bund, Land, Kommune), Aktionäre Folgende Parteien versagen vollständig: AfD Verhängnisvoll für die Gesellschaft ist, wenn sich jeder nur auf seine Verantwortung beschränkt und andere gesellschaftliche Prozesse nicht kontrolliert und kommentiert, jeder seinen Anteil an der Gesamtverantwortung als zu gering erachtet, sich nicht kompetent, nicht zuständig und nicht verantwortlich fühlt. Wenn dann noch in den unmittelbar verantwortlichen Gesellschaften wie dem Betreiber und der Sicherheitsbehörde die Verantwortung und die persönliche Haftung fein genug geteilt und verantwortlich handelnde Personen durch passive ersetzt werden, ist das Eintreten Adresse, Telfonnummer, Spendenkonto, Kontonummer

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Entwurf Aktionsbündnis Fessenheim stilllegen. JETZT! (Montagsmahnwache Müllheim 18:30 Uhr, Sparkasse) www.fessenheimstop.org eines katastrophalen Ereignisse sicher, ob Krieg oder technische Katastrophe. Mit dem erneuten Anfahren von Doel 3 und Tihange 2 (2015) und der verweigerten Untersuchung von Fessenheim befindet sich West-Europa unaufhaltsam auf dem Weg zur Katastrophe. Faktoren, die zu einer sicher schon lange absehbaren Katastrophe führen, wo bei nur eine aufrechte Charakter eine starke Persönlichkeit jederzeit den verhängnisvollen Verlauf unterbrechen oder sogar aufhalten kann: • eingesetzte Technik altert, kann nicht reparierbare werden, wird weiter benutzt, muss versagen ◦ Ein technisches System enthält eine Schwäche die durch Alterung größer werden → Versrprödung, Risse (Fukushima: zu geringe Kühlkapazitäten für Station-Blackout, rein mechanische Notwassernachspeisung wird durch fehlen von Gleichspannung beendet oder aber wahrscheinlicher der sehr alte Druckbehälter versagte) ▪ Reaktordruckbehälter sind nicht austauschbar ▪ Neutronenstrahlung/fluss schädigt das Gusseisen der Reaktordruckbehälter ▪ In Bauteilen verbliebene Verunreinigungen oder andere Einflüsse führen unter Druck zu Rissbildung • Die Risse sind in allen bisher untersuchten Reaktoren Doel 3, Tihange 2, Beznau 1+2 zweifelsfrei nachgewiesen ◦ GRS führt die Ursache der Rissentstehung bei Reaktorbetrieb auf nach dem Guss bei der Verarbeitung (AREVA) nicht entfernte Verunreinigungen zurück (Deutschland/Japan nicht betroffen) ◦ Risse entstehen nicht an den durch Schweißen Wärme behandelten Stellen • Betreiber ◦ (EDF, GDF Suez) haben kein Interesse an einer Reaktorstilllegung zum Ausschluss von Restrisiken, da bei einer Katastrophe die halb staatlichen Betreiber praktisch nicht haften, Führungspersonen schon gar nicht • Gutachter ◦ werden von vom Betreiber abhängigen Gesellschaften von unbekannte Personen erstellt ◦ Gutachten werden nur passend zur Laufzeitverlängerung erstellten ▪ kein paralleles Gutachten welches zu einer sofortigen Abschaltung führt ▪ keine unumstößlichen Kriterien, die zu einer sofortigen Abschaltung führen (z.B. 10-Jahresverlängerung trotz Versagen der Vergleichsproben in Deutschland KO-Kriterium) ▪ keine Auswahlmöglichkeit für entscheidende Personen, welches Gutachten plausibler ist ◦ externe Gutachter werden nicht herangezogen oder ignoriert • Politiker ◦ Trotz Risskenntnis werden politisch keine alternativen Energien hochgefahren, existenzielle Abhängigkeit bleibt bestehen ◦ beschäftigen sich nicht inhaltlich mit Technik sondern vertrauen Gutachtern, die indirekt immer mit der Atomwirtschaft verbunden sind, und Fokussieren auf weniger brisante Fakten ▪ GRÜNE fokussieren Erdbeben und Dammbruch, RDB-Versprödung ist öffentlich kein Thema ▪ die LINKE fokussiert auf Risse werden aber medial ignoriert • Sicherheitsbehörden ◦ anderer Länder schweigen zu Sicherheitsrisiken anderer Länder und geben keine Risikoeinschätzung ab • Richter ◦ Gerichte lassen eine Überprüfung der Sicherheit nicht zu • Medien ◦ Fernsehen und Printmedien ignorieren trotz Kenntnis die Schwächen mit der Folge, dass ▪ der überwiegende Teil der Bevölkerung keine Kenntnis von der Gefahr hat ▪ Personen, die an entscheidenden Einfluss reichen Positionen sitzen (Richter, Staatsanwälte, Unternehmer) werden nicht erreicht und können sich nicht einsetzen ▪ zufällig über das Internet informierte Personen zweifeln an der Wahrheit der Schwäche, da sie bei so gravierenden Mängeln intensive Berichte in den Medien erwarten • Bevölkerung ◦ ahnungslos, uninteressiert, Grenzenlos gutgläubig, faul, entmutigt ◦ einzig unabhängig interessierte und potentiell Betroffene (keine Fachleute) lesen sich die Fakten an, ziehen logische offensichtliche Schlussfolgerung, die aber auf Grund des fehlenden Fachmanntitels in der Gesellschaft kein Gehör finden ◦ etablierte öffentlich anerkannte Umweltschützer fokussieren weniger brisante Fakten ▪ BUND Freiburg ◦ NGO's (Greenpeace) fokussieren RDB-Versprödung, werden in diesem Bereich von den Medien ignoriert • Eigentümer, Unternehmer ◦ setzen ihren gesellschaftlichen Einfluss nicht ein ◦ klagen nicht vorsorglich auf Schadensersatz, persönliche Haftung der Entscheidungsträger Wie viel Kernschmelzen wird es in Europa geben? • Abhängig vom weiterer Betrieb, Ablenkende Definition der Ursache des Versagens (z.B. Fukushima Flutwelle, obwohl mit hoher Wahrscheinlichkeit die Reaktordruckbehälter versagten, aktuell öffentlicher Grund ist Verlust der Gleichstromversorgung und daraus resultierendes Schließen der Ventile für die über eine Dampfturbine mehr als eine Stunde erfolgreiche Nachspeisung von Kühlwasser beendete) z.B. Definition als Terrorakt • Wiederholung bei weiteren Reaktoren, bis die Rissproblematik die Gesellschaft durchdrungen hat • abhängig von Notstandsgesetzen nach Katastrophen ggf. niemals P.S.: •

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Vertreter der Medien seien an ihre Verantwortung bei Kürzung/nicht Abdruck dieser Presseerklärung gegenüber der uninformierten Öffentlichkeit erinnert. Es gibt auch die Möglichkeit eine Öffentlichkeit durch intensive inhaltsreiche Informationen mehrfach und damit tiefgründig aufzuklären. Vertreter der Atombetreiber, -sicherheitsbehörden, -lobby, -befürworter oder -anteilseigner sei die Frage gestellt, ob sie langfristig ihre Interesse nicht besser vertreten können, wenn es zu keinen weiteren Atomunfällen kommt, egal ob technisches Versagen, Terroristen oder Naturkatastrophen öffentlich als Ursache diskutiert werden. Politikern sei die Frage gestellt, ob es nicht die Möglichkeit der Wiederwahl auch mit schlechtem Listenplatz gibt (z.B. Christian Ströbele), wenn sie sich intensiv um die Sicherheit der Bevölkerung bemühen.

Verweise: - http://www.welt.de/wirtschaft/energie/article147724473/Raetselhafte-Flecken-im-aeltesten-AKW-der-Welt.html

- ... Adresse, Telfonnummer, Spendenkonto, Kontonummer

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Sperrvermerk: Nicht kopieren, wörtlich zitieren bis zur EnBW Hauptversammlung 2016

Freiburg, den 29.02.2016

Aktiennr.: XXXXXXXXX Gegenanträge zur Hauptversammlung am 10.Mai 2016, Geschäftsjahr 2015 Anträge zur Tagesordnung: - zu 3: Entlastung des Vorstandes: nicht entlasten - zu 4: Entlastung des Aufsichtsrates: nicht entlasten - zu 3 und 4: Eine Entlastung erfolgt erst nach Beendung aller Strombezugsverträge aus atomaren Brennstoffen und deren Endlagerung - zu 7: Wiederwahl des Aufsichtsrates: Vertreter der Mehrheitseigentümer nicht wieder wählen: Frau Silke Krebs Ministerin im Staatsministerium Baden-Württemberg, Dr. Nils Schmid Wirtschaftsminister Baden-Württemberg, Dr. Wolf-Rüdiger Michel, Stellvertretender Vorsitzender der OEW und Landrat des Landkreises Rottweil - zu 7: Wahlvorschläge: NGO-Vertreter: Heinz Smital (Greenpeace), Ilse Tweer (Materialwissenschaftlerin) Begründung für alle Tagesordnungspunkte (3, 4, 7): Seit 2012 ist das für die EnBW existenzielle Risiko der Strombezugsverträge der KKW Fessenheim/Cattenom ungeklärt ENBW Bericht 2014, Risiko und Chancenlage, Strategische Risiken und Chancen, Kernenergie Frankreich, Lagebericht > Risiko- und Chancenbericht, Seite 80: "Grundsätzlich besteht das Risiko, dass sich die EnBW an den Kosten für den Kraftwerksrückbau beteiligen muss." ... "Der Sachverhalt befindet sich in Klärung. Die Risikosituation in Bezug auf mögliche Investitionen für die Nachrüstung des Kraftwerks und daraus resultierende höhere Strombezugsaufwendungen für die EnBW besteht weiterhin, auch für das Kraftwerk Cattenom." Die EnBW ist auf die Abschaltung von Fessenheim in 2016 eingestellt. Ein Weiterbetrieb bedeutet nur einen zusätzlichen mittleren zweistelligen Millionengewinn Operative Risiken und Chancen, Seite 80: "In 2016 besteht aber auch eine Chance zusätzlicher Erträge in vergleichbarer Größenordnung." In der Grafik "Top-Risiken/-Chancen zum 31.12.2014" ist das KKW Fessenheim unter "11 Verfügbarkeit Kraftwerke" mit "Intervall der Eintritts-wahrscheinlichkeit" "geringen" "10-30%" für Risiken und Chancen mitbewertet. Kurzschlüsse in der Leitwarte, Interne Überflutung der Steuerungshalle für die Steuerstäbe, Abfahren des Reaktors nur mit Borsäure, ATWS? (Anticipiated Transient without Scram), wie am 9.4.2014 (ASN-Schreiben INSSN-STR-2014-0205) zeigen eher ein Risiko von 90%.

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Sperrvermerk: Nicht kopieren, wörtlich zitieren bis zur EnBW Hauptversammlung 2016

Seit 2012 - trotz 3 RDB-Kernschmelzen in Fukushima - > 12000 Risse einige >= 17cm in Doel3 - besteht erhöhte Gefahr sprödem Zerbrechens unter Druck, Pressurized Thermo Shock (PTS) für alte Reaktordruckbehälter (RDB) In Verantwortung des Vorstandes: - wirtschaftliche Risiko der Strombezugsverträge Fessenheim/Cattenom ist unbewertet - keine Vorschläge zur Risikominimierung In Verantwortung der Aufsichtsratsmitglieder: - 4 Jahre fehlende Anweisung an den Vorstand eine Risiko-Bewertung abzugeben - trotz Kenntnis der Verträge keine Stellungnahme/Veröffentlichung der Vertragsinhalte mit Grund strafrechtlichen Geheimnisverrat, obwohl einen Strafantrag gemäß Aktienrecht nur der Vorstand der EnBW stellen kann. In Verantwortung der Aufsichtsratsvertreter der Mehrheitseigentümer: - 46,75% Land Baden-Württemberg (gebündelt in der NECKARPRI-Beteiligungsgesellschaft mbH, Geschäftsführer Wirtschaftsminister Herr Schmid, oder 20% Anteile per Weisung des Ministerpräsident Manfred Kretschmann übertragen auf die Staatsministerin Frau Krebs) - 46,75% Oberschwäbische OEW-Anteile übertragen auf den stellvertretenden OEW-Vorsitzenden Herr Dr. Michel zu jeder Zeit fehlende Einberufung einer Aktionärsversammlung mit 20% ihrer Aktien zu Risikobewertung mit der Veröffentlichung aller Daten zur Beurteilung des Risikos für alle Aktionäre Unter Beachtung von: - 9.4.2014 (ASN-Schreiben INSSN-STR-2014-0205) -> erhöhte PTS-Gefahr - RDB-Materialqualität (CLIS-Protokoll 16.9.2013, Seite 3, Frau Sene):"Frau SENE bestätigt, dass derzeit Versuche an den Behältern entnommenen Proben laufen, wobei die Fehlerrate allerdings kein sicheres Ergebnis erlaubt. ... Die Frage der Metallqualität steht weiter offen." - Station Black Out Ertrag zu Kernschmelzerisiko/-kosten sind abzuwägen: - Weiterbetrieb von 60-80-??? Betriebsjahren - sofortige Forderung abzuschalten, stop der Strombezugsaufwendungen und Verzicht auf Strombezug bis Abschluss der Risikobewertung, während dessen weiterer Betrieb durch EDF mit Kernschmelze - EnBW-Kostenanteil sofort Abschalten (PTS-Gefahr = 0) und Stilllegen - Kernschmelze in Fessenheim, 30 Jahre Beteiligung an Stilllegungskosten (Tschernobyl) - Verlust des Süd-Badischen Kundenstamm (z.B. Evakuierung von Freiburg) - persönliche Haftung von Vorstand, Aufsichtsräten, Aktionären für Strombezug aus offensichtlich unsicheren Quellen Weiterführende fortlaufend aktualisierte Informationen unter: http://fessenheimstop.org/user/matt/the-book-of-the-predicted-fessenheim-desaster.pdf #Zeichen: < 5000

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Absender-Adresse Straße Ort www

Freiburg, den 13.02.2016

Empfänger-Adresse Straße Ort www Betr.: Risikobewertung spontane Reaktordruckbehälter (RDB)-Sprödbruchgefahr AKW Fessenheim und Konsequenzen für Behörden, internationale Unternehmensbeteiligungen und Zivilschutz Sehr geehrte(r) Frau/Herr , wir wenden uns mit der unaufschiebbaren und Eile bedürftigen Frage der „Risikobewertung spontane Reaktordruckbehälter-Sprödbruchgefahr AKW Fessenheim“ an Sie. Der Leiter des Umweltamtes Herr Dr. von Zahn mit seinem Mitarbeiter Herrn Außenhofer hatte unsere Bürgerinitiative dankenswerterweise am 14.1.2016 zu einem Rundentisch-Gespräch eingeladen, zu dem ebenfalls ein Vertreter der Stadt Basel, Herr Husen, und der Vorsitzende der TRAS, Herr Prof. Stöcklin, anwesend waren. Herr Küppers vom Ökoinstitut e.V. beantwortet von uns vor dem Termin gestellten Fragen, so weit dieses durch verfügbare Informationen möglich war. Der Schwerpunkt unserer Fragen zielte dabei auf die Bewertung der RDB-Sprödbruchgefahr, die nur bei alten Reaktoren mit hohem RT-NDT gegeben ist. Die Gefahr des Sprödburchs ist leider in keinem bisherigen Gutachten der Baden-Württembergischen Landesregierung betrachtet worden. Der Sprödbruch war auch nicht Teil der vom Gutachten zu beantwortenden Fragen, wie uns Herr Prof. Mertins bei der Vorstellung seines Gutachtens am 8.12.2015 mitteilte. Basierend auf den Strombezugsrechten für das AKW Fessenheim profitieren staatliche Stellen des Landes Baden-Württemberg jährlich mit ca. 50 Mio. € Gewinn. Dieser Gewinn ist viel zu gering im Verhältnis zu dem ab dem Jahre 2012 erhöhten RDB-Sprödbruchrisiko durch die Erkenntnisse über die AKW's Doel3, Tihange2, Beznau 1&2 und Fessenheim allgemein: - geringe Vertrauenswürdigkeit von Problem gerechter Bewertung von Störfällen und ihren Konsequenzen 9.4.2014, interne Überflutung der Halle für die Steuerung der Regelstäbe, ATWS? - mehr als 10 000 Risse mit nachgewiesener Länge von bis zu 17 cm in mindestens einem RDB - weltweit fehlende Untersuchung auf Risse im vollen Material - Februar 2015 weltweite Warnung für alle RDB von der belgischen Atomaufsicht FANC - Auswahl von unpassenden Vergleichsversuchen zur Abschätzung der RDB-Festigkeit. Zerstörende Prüfstandsuntersuchungen eines kürzlich stillgelegten RDB mit Rissen wären aussagekräftiger. - AREVA ist in Belgien, Frankreich und der Schweiz Teil der Sicherheitsbegutachtungen - in keiner voreilenden Vergleichsprobe wurden bisher Risse festgestellt, damit ist die Bewertung von Reaktoren alleine nur durch voreilende Vergleichsproben besser als der Ist-Zustand Für die Unterzeichner ist es nicht nachvollziehbar, dass ohne Stromnot in Europa menschliche Opfer und die Vertreibung von Millionen Menschen in Kauf genommen werden. - permanent 2 GWatt Stromexport von Frankreich nach London, 33% des Stromes vom AKW Fessenheim gehen ins Ausland (17,5% Deutschland über Strombezugsrechte der EnBW, 15% Schweiz) - keine wirkliche Entschädigung von Opfern (Fukushimaopfer erhielten ca. 10 000 €), insbesondere nicht in Nachbarstaaten, wenn die AKW-Zerstörung durch Terrorismus erfolgte Neben der unmittelbaren Gefahr durch Doel3 bei ungünstiger Windrichtung möchten wir insbesondere auf die Gefahr durch Fessenheim hinweisen: - voreilende Materialproben (Entnahme ca. 2010) für AKW-Fessenheim halten nicht mehr (CLIS1/2

Protokoll 16.09.2013, Frau Sene) - das volle vor dem Betrieb fehlerfreie Material der Reaktordruckbehälter wird weltweit nach der Inbetriebnahme nicht untersucht. Neutronenstrahlung führt zu Versprödung und Segregation. Bisher wurden nur vier RDB's untersucht: Doel3, Tihange2, Beznau 1&2 und immer Risse gefunden. - wären 2012 nicht zufällig bei der tieferen Verfolgung von Unterplattierungsrissen im RDB Doel3 weitere Risse durch Verwendung des schon immer existierenden Verfahrens für das volle Material der Schweißnähte (selbe Maschine nur andere Einstellungen) gefunden worden, würde Doel3 heute noch genau so bewertet werden wie Fessenheim - die für Fessenheim fehlende Untersuchung und Bewertung des vollen Materials des RDB schützt bei Existenz von Rissen wie in Doel3 nicht vor den Folgen eines spontanen Sprödbruchs - auch Fessenheimer Notkühlwasser wird wie in Doel3 vorgewärmt - Störfälle (9.4.2014 ähnlich zu Three-Mile-Island?: Einleitung von Wasser in Druckluftleitung) werden nicht intensiv untersucht, richtig international INES eingestuft und Konsequenzen gezogen Die Unterzeichner möchten die Regierenden eindringlichst darauf hinweisen, dass die spontane RDB-Sprödbruch-Gefahr nur für alte und betriebene Reaktoren existiert. In der Öffentlichkeit findet leider eine unglückliche Vermengung von Stilllegen und Abschalten statt. Das mittlerweile abgerissene AKW Rancho Seco war nach einem Unterkühlungsstörfall (vergleichbar mit dem Störfall vom 9.4.2014?) und der daraus resultierenden Gefahr des sponaten RDB-Sprödbruchs durch einen thermischen Druckschock (PTS) ein Jahrzehnt abgeschaltet, wurde kurzzeitig betrieben und anschließend durch eine Volksabstimmung stillgelegt und abgerissen. Auch dort versagten alle Behörden und Volksvertreter und erst durch eine Volksabstimmung kam es zu einer rationalen Entscheidung gegen das unvertretbare Risiko. Leider sind die europäischen Möglichkeiten für eine Stilllegungsvolksabstimmung sehr schwierig, so dass so eine Entscheidung in Europa Jahre nach weiteren Kernschmelzen sein wird, die ein vielfach höheres Zerstörungspotential als in Fukushima haben. Fukushima gehörte zu einem ganz normalen „Station Black Out“-Störfall, wo nach dem Beben automatisch die Steuerstäbe einfielen, die Reaktoren bis zum Auftreffen der Flutwelle 40 min. lang optimal gekühlt wurden und nach der Flutwelle nur noch ca. 2% der Nachzerfallswärme zu kühlen waren. Damit setzte die Kernschmelze erst viele Stunden später ein. Bei einem spontanen RDB-Sprödbruch aus dem Leistungsbetrieb müssen nicht nur 2% aus der Nachzerfallswärme abgeführt werden, sondern 100% (890MWel * 3 = 2700 MWtherm). Eine sofortige Kernschmelze wäre die Folge. Werden durch mangelhafte Automatisierung oder durch Nichtverfügbarkeit der Steuerstäbe wie am 9.4.2014 die Regelstäbe nicht sofort eingeführt, resultiert eine Kernschmelze ohne Neutronenfänger wie dem Bor aus den Regelstäben. Am 13.03.2016 ist Wahl in Baden-Württemberg. Wie Sie aus dem Aktionärsantrag ersehen können, haben alle großen Parteien sofort die Möglichkeit alleine oder gemeinsam mit 20% ihrer EnBWAktien eine sofortige Abschaltung und Untersuchung von Fessenheim zu beauftragen und auf den Strombezug zu verzichten. Wäre ein gemeinsames Handeln der Politik nicht ein positives Zeichen an die Wahlbevölkerung, sich nicht kleinen Parteien zuwenden zu müssen? Ein Unterlassen der Politik ist für die allgemeine Bevölkerung wie das Handeln des Betreibers EDF: unverantwortlich. Wie bewerten Sie die spontane Sprödbruchgefahr und welche Schritte werden sie zu unternehmen? Mit freundlichen Grüßen

Michael Ernst, Rainer Johannesmaier, Matthias Kellner, Friedrich Müller (Erstunterzeichner des offenen Briefes, letzte Seite des vorläufigen Buches: http://fessenheimstop.org/user/matt/the-book-of-the-predicted-fessenheim-desaster.pdf) Anlage (1): - Kleinaktionärsantrag u.a. Hinweis auf fehlende außerordentliche EnBW-Aktionärsversammlung zur Bewertung der spontanen RDB-Sprödbruchgefahr des AKW Fessenheim, beantragt mit 20% Aktienkapital der Mehrheitseigentümer 2/2

Schweizerische Eidgenossenschaft Ccmfederaticin suisse Ccinfederazicine Svizzera Ccinfecleraziun svizra

Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI

Sprödbruchsicherheitsnachweis für Reaktordruckbehälter Übersicht und aktuelle Messwerte Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg, 05.06.2015 Dr. Dietmar Kalkhof Sektionschef Maschinentechnik

ENSI

Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB (Schema)

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Werkstoff

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Nachweis: Beanspruchbarkeit > (Marge) x Beanspruchung Frage 1: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

2

Grenzwert Referenztemperatur Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB • Wert, bei dem Wachstum der postulierten Risse nicht mehr ausgeschlossen werden kann (Annahme: kritische Leckage in der Hauptkühlmittelleitung hinsichtlich Spannungen an der Rissspitze); • Wert, mit Einhaltung untenstehender Sicherheitszuschläge Sicherheiten bei Erreichen Grenzwert: • Werkstoffseitig: Untere Grenzkurve für die Bruchzähigkeit deckt Messunsicherheit und Inhomogenität des Materials ab; • Beanspruchungsseitig: Sicherheitszuschlag mind. 1.4

Frage 1, 3: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

3

Grenzwert Referenztemperatur Internationale Empfehlungen Internationales Regelwerk: Keine allgemeingültigen Grenzwerte für die Versprödung von RDBWerkstoffen, da abhängig u.a. von Reaktortyp, Konstruktion RDB, Brennelementbeladung USA: Code of Federal Regulations 10CFR50.61 Grundmaterial (Innenwand RDB): RTPTS= 132 oC Schweissmaterial (Rundnähte): RTPTS= 149 oC Falls überschritten, bruchmechanische Nachweise erforderlich USNRC: Regulatory Guide 1.99 Rev. 2: Empfehlung für neue Reaktoren Grund-und Schweissmaterial (1/4 Wandtiefe): RTNDT = 93 oC Schweiz: UVEK-Verordnung zur vorläufigen Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken, SR 732.114.5, Mai 2008 Grund-und Schweissmaterial (1/4 Wandtiefe): RTRef = 93 oC Bruchmechanische Kennwerte generell zugelassen Frage 2: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

4

Bestrahlungsprogramm Voreilproben KKB-1 Zustand RDB ist durch Prüfung der Proben vorrausschauend bekannt _ır~_~_-._*-,_fr_^'.i|

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Ring D

Nach Auswertung der letzten Bestrahlungskapsel (ca. bei 40 Betriebsjahren) ist der Versprödungszustand der RDB-Materialien für den Langzeitbetrieb (ca. 67 Betriebsjahre) bekannt Ein allfälliges Überschreiten des Grenzwertes für die Referenztemperatur ist demzufolge auch vorausschauend bekannt

Anordnung der Bestrahlungsproben (rot markiert) im Reaktor: Lage im Wasserspalt zwischen Kerngitter und RDB-Innenwand Frage 6: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

5

U

Bestrahlungsprogramm Voreilproben KKB-1 Entnahme und Prüfung der Proben Kapsel

RDB-Innenwand

Name

Zyklus (Nummer)

Zyklusende (Jahr) (1)

Entnahmefluenz E>1MeV [cm-2]

Voreilfaktor

Maximalfluenz E>1MeV bei Kapselentnahme [cm-2]

V

1

1971

3.73E+18

2.35

1.59E+18

R

3

1974

9.80E+18

2.38

4.12E+18

S

6

1977

1.07E+19

1.30

8.22E+18

N

15

1986

2.70E+19

1.27

2.12E+19

P

27

1999

5.08E+19

1.42

3.58E+19

T

38

2010

6.04E+19

1.50

4.04E+19

(1) Diese Spalte wurde nachträglich am 2. Oktober 2015 angepasst.

Frage 5, 9: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

6

Anforderungen ENSI zur Sprödbruchsicherheit RDB in der Stellungnahme Langzeitbetrieb KKB Sicherheitstechnische Stellungnahme zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau Block 1 und Block 2, Brugg, November 2010: Forderung 1: Prüfung weiterer Probensätze zur Untersuchung des Bestrahlungsverhaltens der RDB-Werkstoffe und Auswertung sowohl nach dem klassischen (ASME, gekerbte Proben) als auch dem bruchmechanischen Konzept (ASME, Masterkurve, Proben mit Schwingriss): • Konzept vom ENSI genehmigt am 12.07.2011; • Ergebnisse und Bewertungen vom ENSI genehmigt am 10.02.2012; Forderung 2: Thermoschock-Berechnungen sind gemäss Stand von W/T zu aktualisieren: • Analysen und Ergebnisse vom ENSI genehmigt am 10.02.2012. Frage 10: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

7

Weitere Massnahmen KKB zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung •

Verbesserte Neutronenflussberechnung gemäss aktuellem Stand von W/T, jährliche Aktualisierung der Berechnung, jährliche Überprüfung der Kriterien der UVEK-Verordnung zur vorläufigen Ausserbetriebnahme;

•

Entnahme und Prüfen des letzten Bestrahlungsprobensatzes für KKB-1 (Materialien: Ring C, Ring D, Schweissgut, Proben: klassisch mit Kerben, Stand W/T mit Schwingriss);

•

Zusätzliches Prüfprogramm zur Bestimmung von bruchmechanischen Kennwerten (Materialproben mit Schwingriss);

•

Bestimmung der Referenztemperatur auf bruchmechanischer Basis sowohl für den unbestrahlten Ausgangszustand (Ring C und D) als auch für die Bestrahlungsproben des letzten Probensatzes (Ring C);

•

Verbesserte Thermoschockberechnungen mit postulierten Rissen im Kernbereich RDB und an der Kante RDB-Eintrittsstutzen der Hauptkühlmittelleitung (kleine, mittlere und grosse Lecks, Streifen- und Strähnenkühlung, 3D-Modellierung)

•

Vergleich mit internationalen Messwerten Frage 8: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

8

Sicherheitstechnische Stellungnahme ENSI Sprödbruchsicherheitsnachweis KKB Langzeitbetrieb Nach Erfüllung der Forderungen 1 und 2, sowie der weiteren Massnahmen KKB zur kontinuierlichen Überwachung der Neutronenversprödung sieht das ENSI • die Sprödbruchsicherheit des RDB Block 1 für eine Betriebsdauer von weiteren 10 Betriebsjahren (2009-2019) auf Grundlage der gesetzlichen Regelungen und den Anforderungen der Richtlinie ENSIB01 als hinreichend nachgewiesen an. • Diese Aussage gilt auch für den Block 2, da der Nachweis für den Block 1 für die Bedingungen von Block 2 abdeckend ist. • Für eine Betriebsdauer über 2019 hinaus wird die Sprödbruchsicherheit des RDB Block 1 vom ENSI erneut gemäss aktuellem Stand der Technik bewertet.

Frage 10: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

9

Probabilistische Thermoschock-Analyse RDB NEA/CSNI/R(99)3, Int. Comparative Assessment Study (PTS ICAS), 1999

• Schweizer Regelwerk wie auch international (ausser USA): Sprödbruchsicherheitsbewertung RDB erfolgt deterministisch; • Ziel Anwendung probabilistischer Methoden für die ThermoschockAnalyse RDB: Verifizierung der Margen der deterministischen Analyse (Abbau von unangemessenen Konservativitäten); • OECD/Nuclear Energy Agency: Forschungsprogramm zum Stand von W/T hinsichtlich Anwendung probabilistischer Methoden für die Thermoschock-Analyse RDB; • Ergebnis: Trotz Festlegung einheitlicher Randbedingungen ist die Streuung der Ergebnisse zu gross, z.B. bei der Versagenswahrscheinlichkeit, um die Methoden in der Sicherheitsbewertung anwenden zu können; • Schlussfolgerung: Weitere Verbesserung und Validierung der Modelle notwendig, weiterer Forschungsbedarf. Frage 4: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

10

U

KKM: 60 Betriebsjahre (Werte aus 3 Probensätzen) Sprödbruchübergangsreferenztemperaturen RTref

Werkstoff

RDBPosition

Neutronenfluenz (E>1MeV) [cm-2]

RTref [oC] ENSI-B01

Innenoberfläche

6.51E+18

17

¼ Wandtiefe

5.14E+18

14

Schweissmaterial V2 auto

Innenoberfläche

1.89E+18

61

¼ Wandtiefe

1.49E+18

54

Schweissmaterial V3 manu

Innenoberfläche

6.29E+18

-3

¼ Wandtiefe

4.97E+18

-5

Grundmaterial

Hochlagenenergie [J]

Frage 7: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

125

11

U

KKG: 60 Betriebsjahre (Werte aus 3 Probensätzen) Sprödbruchübergangsreferenztemperaturen RTref

Werkstoff

RDBPosition

RTref [oC] ENSI-B01

1.4E+19

31

8.3E+18

27

1.4E+19

33

8.3E+18

28

Innenoberfläche

1.4E+19

10

¼ Wandtiefe

8.3E+18

6

Innenoberfläche

Schmiedering I ¼ Wandtiefe

Innenoberfläche

Schmiedering II ¼ Wandtiefe Schweissmaterial

Neutronenfluenz (E>1MeV) [cm-2]

Hochlagenenergie [J]

Frage 7: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

119

118

138

12

U

KKB-1: 60 Betriebsjahre (Werte aus 6 Probensätzen) Sprödbruchübergangsreferenztemperaturen RTref

Werkstoff

RDBPosition

RTref [oC] ENSI-B01

5.59E+19

80

3.55E+19

74

5.59E+19

52

3.55E+19

47

Innenoberfläche

5.59E+19

42

¼ Wandtiefe

3.55E+19

39

Innenoberfläche

Schmiedering C ¼ Wandtiefe

Innenoberfläche

Schmiedering D ¼ Wandtiefe Schweissmaterial

Neutronenfluenz (E>1MeV) [cm-2]

Frage 7: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

Hochlagenenergie [J] 150

137

160

13

U

KKB-2: 60 Betriebsjahre (Werte aus 5 Probensätzen) Sprödbruchübergangsreferenztemperaturen RTref

Werkstoff

RDBPosition

RTref [oC] ENSI-B01

5.07E+19

51

3.22E+19

46

5.07E+19

-1

3.22E+19

-5

Innenoberfläche

5.07E+19

40

¼ Wandtiefe

3.22E+19

36

Innenoberfläche

Schmiedering C ¼ Wandtiefe

Innenoberfläche

Schmiedering D ¼ Wandtiefe Schweissmaterial

Neutronenfluenz (E>1MeV) [cm-2]

Frage 7: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

Hochlagenenergie [J] 139

138

120

14

Referenztemperatur zur Bestimmung der Bruchzähigkeitskurve für KKB-1 und KKB-2

0

120 110 100

R1-ref [nc] ART,

00 00 70 00 50 40 30 20 10 0 -10 -20 -30 -40 -50

I*

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-Ring D -SG

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120 110 100 00 00 10

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4- 54 VLJ Innenwand

2E+19 3E+19 4E+19 5E+19 6E+19 ?E+19 8

Fluenz [cm-2] (E > 1 MeV)

KKB, Block 1

40 00 zu 10 0 -10 -20 -30 40 -00

'iii

I-'I -'_l'ı r

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I

I

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1

I

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0

I

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KKB, Block 2

Frage 7: Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

15

U

Für mehr Informationen besuchen Sie uns auf:

www.ensi.ch www.ifsn.ch

http://twitter.com/#!/ENSI_CH

Sprödbruchsicherheitsnachweis RDB | Technisches Forum Kernkraftwerke, Brugg 05.06.15 | D. Kalkhof ENSI

16

Hauptsitz EnBW Energie Baden-Württemberg AG Gremien & Aktionärsbeziehungen cc. Dr. Jens Kling, Gesamtorganisation Hauptversammlung Durlacher Allee 93 76131 Karlsruhe Telefax: +49 (0)721 - 91 42 01 00 Telefon: 0721 63-12669 E-Mail: [email protected] CC: [email protected]

Müllheim, den 15.04.2016 Dr. Martin Richter AGUS Vorstand Am Eichwald 40 79379 Müllheim Tel.: (0 76 31) 57 79 E-Mail: [email protected]

Betr.: Teilnahme an der Hauptversammlung 2016, Aktienbesitznachweis, Gegenantrag und Redebeitrag, Teilnehmerverzeichnis 2014 und 2015, Fragen für die Hauptversammlung Sehr geehrter Damen und Herren der Gremien & Aktionärsbeziehungen, (cc sehr geehrter Herr Dr. Jens Kling), hiermit überreiche ich Ihnen elektronisch meinen 2-seitigen ( 12000 Risse einige >= 17cm - RDB-Beznau1 2015 untersucht, fast 1000 Risse, aktuell abgeschaltet - Voreilende Vergleichsproben haben nirgendwo Risse -> seit 2012 untauglich - August 2015 RDB AKW Obrigheim geborgen, fehlende Riß und RT-NDT-Prüfstanduntersuchung - keine vollständige tiefe (20cm) Ultraschalluntersuchung der eigenen RDB und RDB von Strombezugsverträgen, obwohl Technik dafür seit Jahrzehnten für die Schweißnähte benutzt wird - weder Untersuchung des ATWS-Störfalls Fessenheim1 vom 9.4.2014, noch Einwirken auf die EdF, obwohl EnBW in Kenntnis sämtlicher Strombezugskosten und der damit verbundenen Arbeiten ist - Verzicht auf Einflussnahme für dauerhafte Abschaltung über nukleare Strombezugsverträge zum Schutz des eigenen Kundestamms vor Vertreibung/Evakuierung z.B. Freiburg - Zweifel an der Wirtschaftlichkeit von 45% nuklearen Stromerzeugungsanteil in Anbetracht schlechter Erlössituation (Börse, B2B) bei unverhältnismäßig hohem Unfall bedingten Totalverlustrisiko In Verantwortung des Vorstandes: - wirtschaftliches Risiko der Strombezugsverträge Fessenheim/Cattenom und der eigenen AKW blieb unbewertet - Klage gegen das Abschalten von spröden Alt-Reaktoren trotz Kenntnis, dass alte Siedewasserreaktoren Erdbeben nicht Stand halten - keine Vorschläge zur Risikominimierung (Verkürzung der Restlaufzeiten unter die gesetzlichen Vorgaben) - keine Initiative bei BUM, UM, RSK, GRS, IAEO die AKW-Risiken national und international neu zu bewerten und um einseitige Wettbewerbsverluste bei Verzicht auf Atomkraft zu vermeiden: + RT-NDT-Prüfstandsversuche RDB Obrigheim + international RDB älter als 20-30 Jahre abschalten In Verantwortung der Aufsichtsratsmitglieder: - 4 Jahre fehlende Anweisung an den Vorstand eine Risiko-Bewertung abzugeben - Duldung von Geschäftsberichten in denen AKW-Risiken nicht explizit definiert werden - Verzicht über Geschäftsberichte in der Hauptversammlung abstimmen zu lassen - trotz Kenntnis der Strombezugsverträge Jahre lang keine Stellungnahme/Veröffentlichung der Vertragsinhalte mit Grund strafrechtlichen Geheimnisverrat, obwohl einen Strafantrag gemäß Aktienrecht nur der Vorstand der EnBW AktG §404 (3) stellen kann. - keine Einberufung einer Hauptversammlung zur Risikobewertung mit einfacher Mehrheit AktG §111 (3) In Verantwortung der Aufsichtsratsvertreter der Großaktionäre: - 46,75% Land Baden-Württemberg gebündelt in der NECKARPRI-Beteiligungsgesellschaft mbH vertreten durch Geschäftsführer Wirtschaftsminister Herrn Dr. Schmid und Staatsministerin Frau Krebs - 46,75% Oberschwäbische OEW-Anteile vertreten durch den stellvertretenden OEW-Vorsitzenden Herrn Dr. Michel zu jeder Zeit fehlende Einberufung einer Aktionärsversammlung mit 20% Aktienanteil AktG §122 (1) zur Risikobewertung mit der Veröffentlichung aller Daten für alle Aktionäre

2/2

Zur Bewertung der Tagesordnungspunkte Entlastung des Vorstandes (3), Entlastung des Aufsichtsrates (4), Wahl der Aufsichtsratsmitglieder (7) werden für die Entscheidung zur Abgabe meiner Stimme vom Vorstand Antworten zu den folgenden Fragen benötigt. Neben dem Kenntnisstand des Unternehmens repräsentiert durch den Vorstand ist von besonderem Interesse, welche Aufsichtsratmitglieder initiativ wurden und ggf. auch als Einzelperson den Vorstand um Beantwortung von Fragen mit derselben Zielrichtung, wie diese Fragen, aufgefordert haben und welche Antworten der Vorstand an den gesamten Aufsichtsrat berichtet hat. Hinweise und Antworten von Bewerbern für den Aufsichtsrat an den Vorstand sind ebenfalls willkommen.

Gemäß AktG § 131 Auskunftsrecht des Aktionärs „(1) Jedem Aktionär ist auf Verlangen in der Hauptversammlung vom Vorstand Auskunft über Angelegenheiten der Gesellschaft zu geben, soweit sie zur sachgemäßen Beurteilung des Gegenstands der Tagesordnung erforderlich ist. Die Auskunftspflicht erstreckt sich auch auf die rechtlichen und geschäftlichen Beziehungen der Gesellschaft zu einem verbundenen Unternehmen. ... … (4) Ist einem Aktionär wegen seiner Eigenschaft als Aktionär eine Auskunft außerhalb der Hauptversammlung gegeben worden, so ist sie jedem anderen Aktionär auf dessen Verlangen in der Hauptversammlung zu geben, auch wenn sie zur sachgemäßen Beurteilung des Gegenstands der Tagesordnung nicht erforderlich ist.“

wird um Beantwortung der folgenden Fragen, insbesondere auch um Mitteilung von bisher an andere Aktionäre erteilten Auskünften zu den im folgenden Themen gebeten: - Technischer Stand Atomkraftwerke und Strombezugsverträge -a - Haftung für Kernschmelze in AKW, die in ehemaligem Besitz oder mit den ehemalig Strombezugsverträge bestanden -b - Rentabilität von Atomstromerzeugung (Risiko/Nutzen) -c - Atomstromperspektive 2019-2022 -d - Klage Atom-Moratorium -e - Rückbau AKW Obrigheim -f - Versprödung Reaktordruckbehälter RT-NDT, Pressurized Thermo Shock (PTS), Ultraschalluntersuchungen im vollen Material bei Schweißnähten und nur 2cm im vollen Material -g - EU-Stresstest -h - D&O-Versicherung -i - Störfall 9.4.2014 17:00 Uhr (und weitere) AKW Fessenheim Reaktor1 -j - Evakuierung von EnBW und Energiedienst Kunden -k - Bundesumweltministerium (BUM) / Landesumweltministerium (UM) -l - Atomaufsichtsbehörden allgemein -m - Klage gegen die Zahlung von Kernbrennstoffsteuer im Wert von 1,31 Mrd. € -n - Verbleib des von der EnBW erzeugten nuklearen Stromes -o - Vorzeitige Stilllegung aller Atomkraftwerke der EnBW -p - Haftung der Vorstands- Aufsichtsratsmitglieder mit ihrem gesamten Vermögen -q - Veränderter Kernaufbau, Neutronenflussschwankungen, RESA beeinträchtigt -r - Tätigkeiten des Aufsichtsrates -s - Gemeinsamer Aktionärausschuss des Zweckverbandes OEW, OEW Energie-Beteiligungs GmbH und dem Land Baden-Württemberg, derNECKARPRI GmbH, der NECKARPRIBeteiligungsgesellschaft mbH -t - Zusammenfassung/Schlussfolgerungen -u Ich bitte bei der Beantwortung der Fragen, die alleine auf Sichtung öffentlich bekannter Informationen beruhen, die Antworten um Details und Hinweise zu ergänzen, die nur dem Unternehmen und den Fachkreisen geläufig oder zugänglich sind. Gemäß dem Informationsfreiheitsgesetz ist es jedem Bürger grundsätzlich gestattet, für die Gemeinschaft wichtige Informationen von öffentlichen Behörden zu bekommen. Auch wenn dieses Recht noch nicht wirklich aktiv von der öffentlichen Verwaltung gelebt wird, und häufig eine Klage notwendig ist, so werden die öffentlichen Mehrheitseigentümer (Land Baden-Württemberg, OEW-Landkreise) 1/16

gebeten, den Vorstand anzuweisen und die Aufsichtsratmitglieder zu bitten, vollständig und umfangreich auch über die von der EnBW an die öffentliche Verwaltung gelieferten Daten und erhaltenen Daten zu antworten, wenn es zur Sachaufklärung der Fragen beiträgt. Die rechtliche Gültigkeit der Beschlüsse auf der Hauptversammlung 2016 hängen von der vollständigen Beantwortung der Fragen ab. Damit die wertvolle Zeit der Diskussion und Nachfragen in der Hauptversammlung nicht durch Verlesen der Fragen und Antworten erschöpft wird, wird auf eine schnelle schriftliche Antwort gebeten, damit eventuell aus den Antworten entstehende Rückfragen noch schriftlich beantwortet werden können. Um die Qualifikation so wie die chronologische Bearbeitung der in den Fragen angesprochenen Themen beurteilen zu können, wird gebeten, wenn möglich, zu jeder Frage die beantwortende Person so wie Datum des erstmaligen Kenntnisstand und das für die Erarbeitung und die Beantwortung der Frage eingesetzte Budget, so wie den Budgetverantwortlichen anzugeben. Anhand der Beantwortung der Fragen und der Stellung beziehenden Personen, Vorstand, Aufsichtsrat, Mitarbeiter, Betriebsrat oder Gewerkschaft soll die aktive Wahrnehmung der unternehmerischen Pflichten, die selbständige aktive Kontrolle und fachlicher Eignung der zur Wahl stehenden Personen beurteilt werden. Im Zusammenhang mit der Arbeit der EnBW, des Vorstandes und der Aufsichtsratsmitglieder sind drei Dateien zur Beurteilung der EnBW Reaktoren oder Reaktoren mit Strombezugsverträgen von besonderem Interesse. Von besonderem Interesse ist der Zeitpunkt der Kenntnis von der Datei zum AKW Fessenheim Störfall vom 9.4.2014: http://www.asn.fr/content/download/86950/604922/version/1/file/INSSN-STR-2014-0205.pdf Von besonderem Interesse ist der Zeitpunkt der Kenntnis von der Datei zum AKW Fessenheim, dass die Materialqualität des Reaktordruckbehälters ungeklärt ist (Frau Sene, Seite 3. „Die Frage der Metallqualität steht weiter offen“): http://www.haut-rhin.fr/images/stories/CLIS/20_08_14CpteRendus/Cpte_rendu_version_All.16_09_13.pdf

Von besonderem Interesse ist der Zeitpunkt der Kenntnis der von TEPCO veröffentlichten Datei: http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110515e10.pdf Diese Datei 110515e10.pdf zeigt auf Seite 2 (Blatt 3) das (spröde?) Zerbrechen des Reaktor 1 auf Höhe -4,25m von Fukushima-Daiichi während des Erdbebens oder des SCRAM/RESA und sofortigem Wasserverlust im Reaktordruckbehälter (RDB) noch vor Eintreffen des Tsunami (40 min später). Im Moment der RESA wird vom Temperatursensor im Kern der Brennelemente eine Temperatur von 750°C angezeigt. Die Temperatur vor und während des Bebens ist an dieser Stelle nicht veröffentlicht. Der Wasserstand des am 2011-03-11 14:46 Uhr auf der Ebene -4,25m, unterhalb der Kernunterkante entstandene Riss kann trotz Notstromdiesel erst nach 20 Minuten (vor dem Tsunami) aufgefüllt werden. Auch nach Eintreffen der zweiten Tsunamiwelle 2011-03-11 15:37 Uhr mit Verlust der Dieselaggregate und der Meerwasserhaupkühlsenke kann der Wasserstand noch bis 2011-03-11 16:36 Uhr, also eine Stunde ohne Wechselstrom, gehalten werden. Anschließend läuft der Reaktor schnell leer, beginnt ab Erreichen der Kernoberkante mit der Kernschmelze (3h nach SCRAM) und ist nach 4 ½ Stunden vollständig geschmolzen. Nach Erreichen des Wasserstandes auf Risshöhe (-4,25m), verringert sich der Wasserstand nur langsam, was auf langsame Verdampfung durch die schon auf ca. < 2-5% reduzierte Nachzerfallswärme hinweist. Nach Wassereinspeisung 2011-03-12 05:50 Uhr sinkt der Wasserstand schlagartig (Dampfexplosion?) auf -8m und verändert sich anschließend durch Befüllen oder Unterbrechung der Befüllung unbedeutend. In der Literatur ist das Absprengen des RDB-Bodens allgemein bekannt. Die Reaktoren 2&3 verhalten sich ähnlich. Im Gegensatz zu Fukushima-Daiichi mit einer Kernschmelze nach 3 Stunden, gab es in Fuksuhima-Daini nach 55-72h keine Kernschmelze. 2/16

Fragen: - Welcher Person war diese Datei vor diesem Schreiben vom 15.04.2016 bekannt? - Welche Personen erhielten erst Kenntnis von der Datei durch dieses Schreiben? - Was haben die Personen mit Kenntnis dieser Datei, nach der Kenntnis dieser Datei auch nach dem 15.04.2016 unternommen? - Wessen und welche Budgethöhe wurde zur Analyse dieser Datei verwendet? - Wurden andere der EnBW bekannte nukleare Kraftwerksbetreiber auf die Existenz der Datei hingewiesen? - Wurden die öffentlichen für Reaktorsicherheit zuständigen Behörden (nationale, internationale, benachbarte Staaten: z.B. BMU, UM, IAEO, ASN, ENSI, FANC) und Sicherheitsgremien (RSK, GRS, ...) auf die Datei hingewiesen oder erfolgte ein Hinweis auf die Datei durch öffentlichen Behörden (nationale, internationale) (Nennung der Behörde, Person mit Datum der Meldung)? Nach Hinweis auf diese Datei wird spätestens von einer Analyse durch die EnBW ausgegangen. Fragen zur Analyse der Datei: - Wurde TEPCO oder andere Unternehmen und andere nationale, internationale, japanische Behörden etc., die in Kenntnis weiterer Daten sein könnten, befragt und um die Veröffentlichung weiterer Daten, insbesondere vor dem Beben bis zur RESA und mit welchem Ergebnis gebeten? - Wie kann eine Kerntemperatur zum Zeitpunkt des Bebens/RESA von 750°C erklärt werden? Unter der Voraussetzung, dass ein Riss im RDB als wesentlicher Grund für die Größe der nukleare Katastrophe nicht ausgeschlossen werden kann, ergeben sich folgende Fragen: - Warum sind nur die Reaktoren von Fukushima-Daiichi gerissen? - Ist es ein bekanntes Phänomen, dass Siedewasserreaktoren bei Erdbeben besonders gefährdet sind? - Warum werden auf nuklear getriebenen Schiffen nur Druckwasserreaktoren verwendet? - Kann ein Erdbeben das Schwappen des Wasserstandes in einem Druckbehälter so stark anregen, dass die Bedeckung der Brennelemente mit Wasser unterbrochen ist und die Brennelementstabhüllen, bestehend aus Zirkonium, mit Wasserdampf in Berührung kommen und sofort eine partielle Kernschmelze statt findet? - Kann ein plötzlicher Druckanstieg durch eine RESA verursacht werden? - Kann die RESA Grund für den Riss in Reaktor 1 sein, oder warum kann ein Riss durch eine RESA ausgeschlossen werden? - Findet im Moment der RESA, Fallen der Steuerstäbe eine Druckerhöhung oder eine Druckverringerung statt? - Wie kann der Betrieb von Siedewasserreaktoren unter der Gefahr von Erdbeben verantwortet werden? - Kann ein ähnliches Phänomen auch bei Druckwasserreaktoren auftreten? - War die Erkenntnis, dass schon das Erdbeben zur Zerstörung der Reaktoren führte wesentlicher Grund für die sofortige Abschaltung der älteren Siedewasserreaktoren? - Besteht ein Zusammenhang bezüglich Alter und Festigkeit der Reaktordruckbehälter zwischen den Rissen in Fukushima-Daiichi und keinen öffentlich bekannten Rissen in anderen Atomkraftwerken z.B. Fukushima-Daini? - Hat es in anderen Japanischen Reaktoren auf Grund des Erdbebens auch partielle Kernschmelzen während des Bebens in den Reaktoren gegeben? - Warum wurden direkt nach dem Beben 20 min. benötigt, bis der Wasserstand des RDB wieder aufgefüllt wurde? - Wenn das Wasser aus dem RDB einfach heraus lief, wohin verschwand es? - Welche Wassermengen wurden in den RDB nachgefüllt und was war die Quelle dazu? - Stammt das Wasser aus den Brennelementelagerbecken? - Erklärt sich das Absinken des Wasserstandes der Brennelementelagerbecken daher? - Bei einem großen Volumenstrom über mehrere Stunden würde man eine Flutung des Raumes um den RDB herum vermuten. Mit der Flutung müsste der Wasserstand um den Reaktor irgendwann steigen und das Niveau des Risses und der Kernoberkante erreichen. Ist Stand der Technik, dass bisher existierende Reaktoren keine Möglichkeit der Flutung besitzen? 3/16

- Ist bei einem Riß des RDB unterhalb der Kernoberkante immer mit einer anschließenden Kernschmelze zu rechnen? - Ist bei einem Riß des RDB unterhalb der Kernunterkante immer mit einer vollständigen Kernschmelze zu rechnen? Technischer Stand Atomkraftwerke und Strombezugsverträge Aus der Klärung der Fragen zum Ablauf der nuklearen Katastrophe in Fukushima ergeben sich Fragen zu den aktuellen Reaktoren der EnBW und den nuklearen Strombezugsverträge oder anderweitig bezogenen nuklearen Strom (Börsenstrom): - Haben die Reaktoren der EnBW die Möglichkeit mit den jederzeit sofort verfügbaren Wassermengen den den RDB umgebenden Raum zu fluten, so dass auch bei einem Riss unterhalb der Kernoberkante immer ein Wasserstand im RDB oberhalb der Kernoberkante erreicht werden kann? - Welche Möglichkeiten eine Kernschmelze zu verhindern gibt es, wenn bei einer RESA die Steuerstäbe sich nicht bewegen (Fessenheim 9.4.2014)? - In welchen anderen Reaktoren der EnBW oder deren Strombezugsverträgen oder Börsenstrom ließen sich die Steuerstäbe für eine RESA nicht bewegen? - In welchem Zeitraum ist mit einer Kernschmelze bei Unbeweglichkeit der Steuerstäbe und Verlust der Hauptkühlmittelsenke (Meer, Fluss, Kühlturm) zu rechnen (Bsp. Fessenheim 9.4.2014 & Fukushima-Daini)? - In welchem Zeitraum ist mit einer Kernschmelze bei Unbeweglichkeit der Steuerstäbe und Verlust der Hauptkühlmittelsenke (Meer, Fluss, Kühlturm) und Behälterriss zu rechnen (Bsp. Fessenheim 9.4.2014 & Fukushima-Daiichi)? - In welchem Zeitraum ist mit einer Kernschmelze bei Verlust des Wechselstromes (Bsp. Fukushima-Daini) zu rechnen? - In welchem Zeitraum ist mit einer Kernschmelze bei Verlust des Wechselstromes und einem Leck im Reaktordruckbehälter (Bsp. Fukushima-Daiichi) zu rechnen? Haftung für Kernschmelze in AKW, die in ehemaligem Besitz oder mit den ehemalig Strombezugsverträge bestanden Wenn der Wechsel des Eigentümers oder das Ende eines Vertrages die Haftung ausschließen würde, würde es genügen, sämtliche atomaren Altlasten an eine im Sterben liegende Person ohne Erben (Staat als Erbe) für einen Euro zu verkaufen. Ebenso könnte eine Veräußerung an ein unqualifiziertes dem Konkurs nahen Unternehmen (EdF?) erfolgen. Sollte der Gesetzgeber diese Lücke durch Vorschriften/Gesetze geschlossen haben, so müsste die Veräußerung von Strombezugsrechten an die EdF, obwohl diese schon Betreiber vom AKW Fessenheim ist, in dem Moment illegal sein, wenn begründeter Verdacht besteht, dass dieser Betreiber seine Fähigkeit für einen Ordnung gemäßen Betrieb von Atomkraftwerken öffentlich bekannt verloren hat. Der Weiterbetrieb vom AKW Fessenheim Reaktor 1 nach dem Störfall vom 9.4.2014, das falsche Einordnung des Störfalles auf INES-Stufe 0-1, so wie unter den Kenntnissen von während des Betriebes entstehenden Rissen (Doel3, Tihange2, Beznau 1&2) der Verzicht auf vollständige Ultraschalluntersuchungen und das weltweite Fehlen von Rissen in voreilenden Vergleichsproben so wie des Weiterbetriebes obwohl die voreilenden Vergleichsproben (Fessenheim Reaktor 1) von 2010 nicht mehr halten, könnte öffentlicher Hinweis für den Verlust der Fähigkeit Kernreaktoren sicher zu betreiben sein. Da die EnBW von all diesen Vorgängen zum Zeitpunkt der Vertragsbeendung (Drittes Quartal 2015) Kenntnis hatte, könnte diese Weitergabe der Strombezugsverträge rechtlich ungültig sein. Fragen: - Wenn sich in einem AKW eine Kernschmelze ereignet und die Ursache für die Kernschmelze sich auf Veränderungen am Kernaufbau oder unsachgemäße Instandhaltung zum Zeitpunkt der Ausführung zurückverfolgen lässt, ist die Haftung der EnBW für alle denkbaren Fälle ausgeschlossen? 4/16

- Ist diese Haftung auch ausgeschlossen, wenn Betreiber und Strombezugsvertragsnehmer vorsätzlich gehandelt haben? - Kann diese Haftung für Fessenheim und Cattenom und weitere Strombezugsverträge ggf. 2015 beendete ausgeschlossen werden? - Kann die Haftung für eigene Atomkraftwerke und Atomkraftwerken mit Strombezugsrechten praktisch niemals ausgeschlossen und nur durch Abschalten der Reaktoren reduziert und endgültig mit dem Rückbau „nur“ auf den „endgelagerten“ Atommüll reduziert werden? - Welche Strombezugsrechte wurden zu welchem Datum und von welcher Person beendet? - Handelte es sich bei dem Ende der Strombezugsrechte um eine Kündigung mit Ersatzzahlung oder um ein natürliches Auslaufen, einer Vertragsoption auf Verlängerung, die nicht wahr genommen wurde? - Hatten die deutschen Strombezugsverträge mit Fessenheim 1&2 (17,5%) und Cattenom 1&2 (5%) keine Kündigungsmöglichkeit wie die öffentlich bekannte Option der Schweizer Verträge für Cattenom 3&4 zum Jahre 2016? Rentabilität von Atomstromerzeugung (Risiko/Nutzen) - Wie hoch ist der Gestehungspreis des Atomstromes (ct/kWh) für die eigenen Atomkraftwerke und die Atomkraftwerke mit Strombezugsrechten? - Ist dieser Preis identisch oder vergleichbar zu dem Preis, den Schweizer Atomkraftwerke und Schweizer für Strombezugsrechte im Ausland bezahlen? - Welcher Preis kann für den Atomstrom durchschnittlich bei welchem Kunden erzielt werden? - Wird der Atomstrom hauptsächlich über die Börse verkauft? - Welcher durchschnittliche Preis wird an der Börse erzielt? - Gibt es weitere Einkünfte, in dem Atomkraftwerke als abschaltbare Leistung (Primär, Sekundäre, etc.) angeboten werden und für die Abschaltung vierstellige €/MWh Beträge für nicht erzeugte elektrische Energie bekommt? - Wird hauptsächlich Atomstrom an Gewerbetreibende (B2B) verkauft? - Liegt dieser hauptsächliche Verkauf an Gewerbetreibende daran, dass diese auf ihren Produkten nicht deklarieren müssen, wie viel CO2 und Atommüll bei der Entstehung des Produktes/Dienstleistung entstanden sind? - Einige Gewerbetreibende, deren konstanter Strombedarf sehr gut zu Atomstrom passen würde (z.B. Server-Farmen), werben schon heute mit der Verwendung von 100% regenerativ erzeugten Strom. Ist ein Trend bei den Gewerbetreibenden zu erkennen, auch auf Atomstrom zu verzichten? - Würde eine solche Deklarationspflicht für Produkte den Absatz des EnBW-Atomstroms existenziell gefährden, so dass die EnBW-Atomkraftwerke abgeschaltet werden müssten, da deren Strom unverkäuflich würde (Verbraucherboykott, ähnlich dem Anbieterwechsel)? - Ist die EnBW für eine aus Sicherheitsgründen jederzeit mögliche endgültige Abschaltung aller Atomkraftwerke vorbereitet und wie verändern sich die Verpflichtungen zu den EnBWStromanbietern (Yello, Watt, Energiedeinst, Stadtwerke Düsseldorf AG, ZEAG, …)? - War die Erzeugung von Atomstrom 2015 Gewinn bringend? Atomstromperspektive 2019-2022 - Wenn die Erzeugung von Atomenergie keinen Gewinn erzeugt, warum wird die Erzeugung nicht sofort beendet? - Ist es richtig, dass die Reaktordruckbehälter (RDB) der EnBW-Reaktoren nicht ausgetauscht werden können? - Welche Reaktorlaufzeit in Jahren und in Betriebsstunden wurde ursprünglich für die Reaktoren beim Bau genehmigt? - Welche Kriterien werden bei dem Betrieb der Reaktoren höher gewertet, Wirtschaftlichkeit oder Sicherheit? - Wird die Sicherheit einer Anlage vor dessen Wiederanfahren geprüft, oder ist es möglich, dass eine Anlage trotz ungeklärter Materialeigenschaften des RDB unter Auflagen die Eigenschaften zu klären, wieder angefahren wird (z.B. Doel3, Beznau2, Fessenheim1)? - In vielen Ländern wird eine Verlängerung der Reaktornutzung von 40 auf 60 Jahre oder sogar 5/16

unbegrenzt erwogen und sogar genehmigt. Welche Erkenntnisse liegen der EnBW vor, die eine Laufzeitverlängerung aus ungeklärten/geklärten Sicherheitsmängeln über die ursprüngliche Laufzeit hinaus für die bestehenden Reaktoren verhindern würden? - Welche Erkenntnisse gibt es dazu für Reaktoren für 2015 noch teilweise gültige Strombezugsverträgen? - Welcher Zahlungen wurden von EnBW zur Aufhebung der Strombezugsverträge geleistet und auf welcher gesetzlichen, vertraglichen oder freiwilligen Basis? - Im Geschäftsbericht verringern sich die materiellen Rückstellungen für Drohverluste von Strombezugsverträgen. Welches ist der Grund dafür? Ist der Grund das Ende aller Strombezugsverträge mit der EdF? - Im Geschäftsbericht 2015 wird eine Zahlung von 950 Mio. € für Drohverlustrückstellungen erwähnt. An wen wurden 950 Mio. € gezahlt? War der Empfänger die EdF und hat die EdF für diesen Betrag auf Forderungen für den Rückbau von Fessenheim und Cattenom verzichtet? Welchen Inhalt hat der Betrag von 950 Mio. €. Klage Atom-Moratorium Seite 80, Blatt 98 : „. Hintergrund ist die nach den Ereignissen von Fukushima vom Umweltministerium BadenWürttemberg auf Bitten und in Abstimmung mit dem Bundesumweltministerium erlassene Anordnung auf vorübergehende dreimonatige Einstellung des Leistungsbetriebs von GKN I und KKP 1. „

Fragen: - Wurde bei der Verfassung der Klage berücksichtigt, dass Reaktordruckbehälter nicht austauschbar sind und unter Neutronenfluss verspröden und damit von älteren Reaktoren grundsätzlich ein höheres Risiko ausgeht? - Wurde bei der Verfassung der Klage berücksichtigt, dass KKP1 ein sehr alter Siedewasserreaktor ist und in Fukushima-Daiichi drei Kernschmelzen von sehr alten Siedewasserreaktoren statt fanden? - Wurde bei der Klage das Dokument http://www.tepco.co.jp/en/press/corpcom/release/betu11_e/images/110515e10.pdf berücksichtigt, dass das Phänomene eines Reaktordruckbehälterrisses während des Erdbebens/SCRAM auf der RDB-Ebene -4,25m beschreibt und nahe legt, dass alte Reaktoren spröde zerbrechen können? - Wurde ebenfalls berücksichtigt, dass die Reaktoren 2&3 sich sehr ähnlich zu Reaktor 1 verhielten? - Wurde berücksichtigt, dass die neueren Reaktoren in Fukushima-Daini alle trotz vergleichbarer Belastung wie in Fukushima-Daiichi keine Leckage hatten? - Wurde bei der Klage berücksichtigt, dass GKN1 mit Baubeginn 1972 ebenfalls ein sehr altes Kraftwerk war? - Haben Vorstand und Aufsichtsrat vor, die Klagen gegen das Atom-Moratorium fortzuführen? - Welche Auswirkungen hätte es auf die Bilanz, wenn die Entschädigungsforderung der Klage gegen das Atom-Moratorium als endgültig verloren angesehen werden muss? - Gab es im Aufsichtsrat eine namentliche Abstimmung über die Durchführung der Klage? - Wie haben die einzelnen Aufsichtsratmitglieder abgestimmt? - Wird es nach dem erst instanzlichen Gerichtsentscheid eine Abstimmung über den weiteren Weg im Aufsichtsrat geben? - Wie weit ist sich der Vorstand und der Aufsichtsrat darin sicher, dass die vom Moratorium betroffenen Reaktoren nach heutigem Wissenstand (Riss Doel3 etc. siehe Fragenkatalog) tatsächlich noch sicher zu betreiben gewesen wären, da der RDB im vollen Material niemals nach Rissen tiefer als 2cm untersucht worden ist? - Würde ein Reaktor der EnBW bei Rissfunden zwischen Beznau1 und Doel3 bei einem Betriebsalter zwischen Doel3 – Beznau1 weiter betrieben werden? - Besteht für die EnBW bei der Klage nicht die Gefahr, dass ein Gericht eine genaue Sicherheitsüberprüfung der Reaktoren fordert und dabei entdeckte Sicherheitsdefizite z.B. RDBMaterialschwächen oder fehlende Überprüfung zu einem Verlieren der Klage und sogar zum Verlust der Betriebsgenehmigung anderer Reaktoren führt? 6/16

- Kann die EnBW einem Gericht eine schlüssige Antwort für die bis heute fehlende vollständige Materialuntersuchung des gesamten RDB in voller Tiefe (20cm) und die Beibehaltung der Untersuchung nur in 2cm Tiefe beim vollen Material, Suche nach Unterplattierungsrissen, geben, unter Berücksichtigung dass bis 2012 Doel3 als guter Reaktor galt bis durch Zufall bei der Verfolgung eines Unterplattierungsrisses das schon immer verfügbare Ultraschallprogramm für die Schweißnähte im vollen Material angewendet wurde und die über 10 000 Risse in Doel3 entdeckt wurden? - Würde die EnBW nicht sehr viele Kosten sparen, wenn sie sämtliche Klagen einstellen würde? - Erzeugen die Atomreaktoren nicht finanzielle Verluste und muss die EnBW nicht froh über die Entschlusskraft der Bundes- und Landesregierung sein? Rückbau AKW Obrigheim Die EnBW beschreibt im Geschäftsbericht, dass sie eine hohe Kompetenz im Rückbau von Atomkraftwerken aufbauen will. Grundlegend für dieses Geschäftsfeld ist ein Markt von zurück zu bauenden Reaktoren. Weltweit werden die Laufzeiten für Reaktoren auf 60 Jahre verlängert, ohne das noch voreilende Vergleichsproben in den Reaktoren vorhanden sind, da diese nur für maximale Laufzeit von 40 Jahre ausgelegt wurden (Beznau1). Wie ein „glücklicher“ Zufall, haben die zuletzt entnommenen Vergleichsproben einen Voreilfaktor von 1,5, womit sich nach einer Laufzeit von 40 Jahren eine Gesamtlaufzeit von 60 Jahren ergibt. Auf Basis der Entnahme der letzten Vergleichsprobe werden Laufzeiten bezüglich RT-NDT- oder RT-0-Verfahren errechnet. Weltweit ist bisher kein Reaktordruckbehälter mit Rissen vollständig mit Ultraschall in der Tief (Schweißnähte und volles Material) untersucht und anschließend für den Prüfstand zerschnitten worden, um belastbare RT-NDT-Werte für Reaktoren mit Rissen zu bekommen. Der RDB aus Obrigheim kann der Erste in dieser Weise untersuchte RDB weltweit sein. EnBW kann damit Standards definieren, die viele Reaktoren der Welt bezüglich Laufzeit von 60 Jahren auf Laufzeiten unter 30 Jahren reduzieren. Doel3 hatte über 10 000 Risse bei 30 Betriebsjahren. Doel3 wird nach 20 Jahren auch schon viele Risse gehabt haben .Spätestens seit dem in Beznau Risse gefunden wurden, ist in der nuklearen Branche bekannt, dass Reaktoren während des Betriebes Risse bekommen. Risse in RDB zu erkennen und diese einer Schädigungsart zuzuordnen, könnte zentrales Know-how der EnBW sein, mit dem Vorteil, dass noch mehr Reaktoren stillgelegt werden und die EnBW am Abriss und der Entsorgung verdient. - Welche RT-NDT Ergebnisse lieferten die voreilenden Vergleichsproben aller bisher aus dem Reaktor Obrigheim entnommenen Proben? - Welche RT-NDT Ergebnisse liefert die Zerlegung des Reaktordruckbehälterdeckels? - Welche RT-NDT Ergebnisse liefert die Zerlegung des Reaktordruckbehälters? - Wurde nach dem Abschalten eine vollständige Ultraschalluntersuchung der gesamten Materialdicke (20cm) auch an allen anderen Stellen neben den Schweißnähten vorgenommen? - Wurde der Reaktordeckel auf diese Weise Ultraschall untersucht? - Wurden die im Ultraschall gefundenen Materialauffälligkeiten anschließend herausgeschnitten und eines RT-NDT-Versuches unterzogen? - Wie viel Zeit verging zwischen letztem Reaktorbetrieb und der ersten RT-NDT-Untersuchung und kann die Materialheilung nach Ende der Neutronenstrahlung spezifiziert werden? - Wie viele Risse zeigte die vollständige RDB-Ultraschalluntersuchung nach dem Abschalten? - Wenn Ultraschall und RT-NDT am Reaktordeckel nicht untersucht wurden, wie ist der Stand der Arbeiten am Reaktordruckbehälter? Versprödung Reaktordruckbehälter RT-NDT, Pressurized Thermo Shock (PTS), Ultraschalluntersuchungen im vollen Material bei Schweißnähten und nur 2cm im vollen Material Fragen: - Welche Personen des Vorstandes und des Aufsichtsrates haben die Problematik der Versprödung von Stahl unter Neutronenstrahlung verstanden und können diesen Zusammenhang erklären und im Geschäftsjahr 2015 den Vorstand dazu befragt, der Vorstand berichtet? - Welche RT-NDT Ergebnisse lieferten die voreilenden Vergleichsproben aller bisher aus den EnBW 7/16

Reaktoren entnommenen Proben? - Bei welchem RT-NDT oder welchen Grenzkurven werden die EnBW-Reaktoren endgültig abgeschaltet? - Zwischen dem RT-NDT-Verfahren und mit Ultraschall entdeckten Rissen gibt es keinen mit Prüfstandsversuchen erprobtes Verfahren zur Bestimmung der tatsächlichen Materialfestigkeit. Würde die EnBW einen Reaktor mit Rissen so lange abgeschaltet lassen, bis gesicherte Prüfstanderkenntnisse vorliegen? EU-Stresstest - Welche Personen, welcher Personenkreis hat für die EnBW die Dokumente für den EU-Stresstest erstellt? - Waren diese Personen unabhängig oder die Leiter der Kernkraftwerke selber? - Wurden die Darstellungen in den Dokumenten jemals von unabhängigen Gutachtern überprüft? - Hatten die unabhängigen Gutachter Zugang zu allen Unternehmensdokumenten und Einrichtungen? - Warum spielt in den EU-Stresstest die Materialfestigkeit des Reaktordruckbehälters keine Rolle? - Welche Ursachenanalyse ist die Grundlage für den EU-Stresstest? - Wurde die Datei „http://www.tepco.co.jp/en/press/corpcom/release/betu11_e/images/110515e10.pdf“ in die Ursachenanalyse mit einbezogen? - Wurde die Ursachenanalyse oder eine eigene mit welchem Budget in der EnBW durchgeführt? - Existiert in der EnBW eine Ursachenanalyse oder ein Störfallszenario, bei dem von einem Riss des Reaktordruckbehälters unterhalb der Kernoberkante ausgegangen wird? - Der EU-Stresstest bewertet nicht die Möglichkeit bei einem Druckbehälterriss den umgebenden Raum fluten zu können. Können bei der EnBW die den Reaktor umgebenden Räume bei einem RDB-Riss geflutet werden? - Die Materialermüdung ist auf Kernebene am höchsten. Ein Riss in einem betriebenen Reaktor unterhalb der Kernoberkante führt zwangsläufig zu einer Kernschmelze, wenn sich das umgebende Gebäude nicht fluten lässt. Wenn eine Flutung des den RDB umgebenden Raumes nicht möglich ist, dann muss die Möglichkeit eines RDB-Risses unter allen Umständen ausgeschlossen werden. Wie bewerten die Mitglieder des Aufsichtsrates und Vorstandes die selbständigen Aktivitäten der EnBW alle verfügbaren Technologien (fehlende/durchgeführte Analyse RDB-Material von AKW Obrigheim) für eine möglichst genaue Beurteilung des RDB-Materials der betriebenen Reaktoren einzusetzen? D&O-Versicherung - Welchen Unterschied in der Versicherungsbewertung und in der Versicherungszahlung besteht zwischen einem Reaktor im Leistungsbetrieb und einem dauerhaft abgeschaltetem und einem stillgelegten? - Haftet eine D&O-Versicherung auch bei vorsätzlich unterlassener Untersuchung des Reaktordruckbehältermaterials nach Stand der Technik (Doel3) nur weil vom Gesetzgeber zu langsam der Stand der Technik als Forderung verpflichtend wurde? - Ist der Ausschluss oder zu starke Verringerung der Haftung von leitenden Personen nicht sittenwidrig und damit ungültig? Störfall 9.4.2014 17:00 Uhr (und weitere) AKW Fessenheim Reaktor1 - Welche rechtliche und geschäftliche Beziehungen und Kenntnisse bestanden zwischen der Gesellschaft EnBW von 2009 bis 2016 zur EdF KKW Fessenheim insbesondere über - das Ergebnis der letzten 10 Jahresrevison bezüglich der Materialgüte der Reaktordruckbehälter - jährliche/monatliche/tägliche Strombezugskosten - jährlichen/monatlichen/täglichen Strombezug für den Zeitraum 2012 - 2015 bis heute mit dem Schwerpunkt Reparaturen, Kernumbauten ggf. mit dem Resultat einer verschlechterten Neutronenflussignals, die im Zusammenhang mit der Beweglichkeit der Steuerstäbe stehen z.B. ungewolltes Einfallen oder Blockieren (9.4.2014 Fessenheim 1). Nach dem Störfall vom 9.4.2014 müssen bei der EnBW Stillstandszeiten (kein Strombezug) und erhöhte

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Strombezugskosten (Wiederherstellung der Steuerstabregelhalle) verrechnet worden sein. Diese Kosten im Zusammenhang mit den öffentlichen Störfallmeldungen und dem Schreiben der ASN (INSSN-STR-20140205) müssten Vorstand und Aufsichtsrat zu einer neuen Risikobewertung veranlasst haben. Mindestens Abrechnungen für die am AKW Fessenheim durchgeführten Arbeiten (Strombezugskosten) müssen der EnBW vorliegen. Fragen: - Kann aus den entstandenen Kosten (Inhalt der Rechnungen) die Veränderungen, die zum Blockieren der Steuerstäbe (Unmöglichkeit den Haltestrom abzuschalten) führten und die Schäden/Reparaturen am KKW Fessenheim nach dem 9.4.2014 ersehen werden? - Wie hat die EnBW Strombezugsrechnungen geprüft und bearbeitet? - Wie wurden die Störfälle für Kraftwerke mit Strombezugsrechten verfolgt? - Gab es erweiterten Informations- oder Erfahrungsaustausch zu den Strombezugskosten oder Beratungen über das Kosten günstigste Vorgehen? - Hat die EnBW sich für den Störfall vom 9.4.2014 niemals interessiert und entspricht dieses dem üblichen Verhalten der EnBW zu allen Strombezugsverträgen und Störfällen der Strombezugskraftwerke?

- Existiert ein Strombezugsvertrag zwischen der EnBW und dem AKW Fessenheim? - Existiert ein Strombezugsvertrag zwischen der EnBW und dem AKW Cattenom? - Existiert ein Strombezugsvertrag zwischen der EnBW und einem französischem AKW? - Existiert ein Strombezugsvertrag zwischen der EnBW und einem tschechischem AKW? - Wie detailliert waren/sind die Abrechnungen der Strombezugsverträge bezüglich der für den gezahlten Anteil vollbrachten Arbeiten? - Kann oder konnte die EnBW an Hand der in ihrem Besitz sich befindenden Unterlagen zu den Strombezugsverträgen den Einbau/Ersatz von Sicherheitstechnik/Personal erkennen? - Ist aus den Unterlagen der Zeitpunkt für Veränderungen am Kernaufbau in Fessenheim ersichtlich? - Wann wurde der Kern umgebaut? - War das Ziel des Kernumbaus die Reduktion des Neutronenflusses auf den Stahl des Reaktordruckbehälters? - Ergab sich mit dem Kernumbau eine Verschlechterung des zur Überwachung für die NotAbschaltung durch Abwurf der Steuerstäbe (auch einzeln) notwendigen Neutronenflusssignals? - Wann gab es im AKW Fessenheim ungewollten Abwurf von Steuerstäben? - Wie wurde das Problem des ungewollten Abwurfs gelöst? - Existiert das Problem des verschlechterten Neutronenflusssignals auch bei Reaktoren der EnBW? - Wie wurde das Problem bei der EnBW gelöst? - Unterscheiden sich die Lösungen der EnBW von denen der EdF prinzipiell? - Musste oder müsste nach dem Störfall vom 9.4.2014 auch die Lösung der EnBW-Reaktoren angepasst werden? - Wie ist die aktuelle Lösung für das verschlechterte Neutronenflusssignal in Fessenheim und bei der EnBW? - Wurde bei der Lösung des verschlechterten Neutronenflusssignals eine Lösung spezifiziert, die eine direkte Auswertung und Auslösung der RESA an den Steuerstabrelais verhindert und eine weitere Signalverarbeitung im Leitstand erforderlich machte? - War dieses der Grund, warum trotz Auslösung des Reaktorschutzsystems A, nach Verlust des Leitstandes durch Kurzschlüsse der Strom der Haltemagnete der Steuerstäbe für das Fallen nicht unterbrochen werden konnte und das Reaktorschutzsystem B trotz Verlust des Steuerstandes ggf. ebenfalls auslöste, aber kein Fallen der Steuerstäbe erreicht werden konnte? - Fand intern in der EnBW eine Bewertung des Störfalles statt? - Wurden vergleichende Schlüsse zu eigenen Reaktoren gezogen? - Wird bei der EnBW der Verlust des Leitstandes vom Reaktor automatisch erkannt und eine Schnellabschaltung (RESA/SCRAM) eingeleitet? - Ist es bei den EnBW-Reaktoren möglich, dass ein Reaktorschutzsystem nicht auslöst, wenn der Steuerstand verloren geht oder wenn eine zu starke Erhitzung/Abkühlung beim Betrieb/Herabfahren auftritt? - Wenn der Störfall von der EnBW nicht bewertet wurde, besteht für die EnBW keinerlei Haftungsrisiko, wenn in einem Kernkraftwerk mit Strombezugsvertrag eine Kernschmelze statt findet? 9/16

- Wie ist der Störfall (ca. 12% der nuklearen Stromproduktion der EnBW 2014/2015) im Risiko/Chancen-Bericht für 2014 und 2015 bewertet worden? Beendung nuklearer Strombezugsverträge Im Geschäftsbericht 2015 wird 7 mal das Wort „Strombezugsverträge“ verwendet. Seite 7, Blatt 25: „Für die nahe und ferne Zukunft rechnen wir trotz historisch niedriger Strompreise mit keiner Umfeldverbesserung. Daher haben wir auch 2015 hohe außerplanmäßige Abschreibungen auf unseren Kraftwerkspark durchführen und die Drohverlustrückstellungen auf Strombezugsverträge erhöhen müssen. Das hat unser Ergebnis mit rund 950 Millionen Euro belastet. Dennoch können wir im Gegensatz zum Vorjahr einen auf die Aktionäre der EnBW AG entfallenden Konzernüberschuss von 125 Millionen Euro ausweisen. „

Seite 52, Blatt 70: „Der Rückgang des Materialaufwands um 0,8 % auf 17.364,7 Mio. € ist vor allem im Vergleich zum Vorjahr niedrigeren Zuführungen zu Drohverlustrückstellungen für nicht mehr kostendeckende langfristige Strombezugsverträge zuzuschreiben.“

Fragen: - Welcher Gewinn/Verlust resultiert für die EnBW aus nuklearen Strombezugsverträgen? - Welche nuklearen Strombezugsverträge besitzt die EnBW weiterhin? - Welche Kündigungsmöglichkeiten, -fristen bestehen für nukleare Strombezugsverträge? - Wie viel Strom kauft die EnBW an der Börse? - Welche Erzeugungsart vermutet die EnBW bei der an der Börse bezogenem Strom? - Wie viel Strom verkauft die EnBW an der Börse? - Wie viel Strom ist davon Atomstrom? Evakuierung von EnBW und Energiedienst Kunden - Wie wird der mögliche Verlust der Kunden (EnBW, Energiedienst) durch Evakuierung von SüdBaden und Nord-Schweiz bei einer Kernschmelze in den Atomkraftwerken Beznau und Fessenheim bewertet? Bundesumweltministerium (BUM) / Landesumweltministerium (UM) - Welche Studien des BUM/UM liegen der EnBW zu Fukushima und Fessenheim vor? - Ist in den Studien der Hinweis zur TEPCO-Datei: http://www.tepco.co.jp/en/press/corpcom/release/betu11_e/images/110515e10.pdf vorhanden? - Wurde in den Studien das RDB-Versagen im Zeitpunkt des Bebens/SCRAM für Möglich gehalten und bewertet? - Gibt es Anfragen des BUM/UM an die EnBW, bezüglich Existenz oder fehlende Existenz von Rissen in den Vergleichsproben? - Gibt es Initiativen des BUM/UM die vollständige Ultraschalluntersuchung für Schweißnähte für den gesamten RDB anzuwenden? - Gibt es Initiativen des Vorstandes die alleinige Aussagekraft der voreilenden Vergleichsproben für RDB-Materialfestigkeitsbeurteilung zu streichen und eine Pflicht zu vollständigen Ultraschalluntersuchungen einzuführen? - Um wie viel erhöht sich der Aufwand/Kosten für die EnBW bei einer freiwilligen vollständigen RDB-Untersuchung? Atomaufsichtsbehörden allgemein In der Öffentlichkeit und aus dem Geschäftsbericht ist nicht bekannt, dass irgendeine nationale oder internationale Atomsicherheitsbehörde den Störfall vom 9.4.2014 oder die Ursachen von Fukushima erneut öffentlich untersuchen. Ebenso ist seit den Befunden (>10000 Risse) in Doel3 in den KTARichtlinien eine verpflichtende vollständige Untersuchung des gesamten Reaktordruckbehälters in die volle Tiefe, wie schon seit Jahrzehnten mit derselben Maschine an den Schweißnähten praktiziert, nicht zur Pflicht erhoben worden. Damit werden die Betreiber von nuklearen Anlagen 10/16

bewusst vom Gesetzgeber und internationalen Atomverbänden alleine gelassen. Öffentlich bekannt ist, die Existenz von über 10 000 Rissen nach 30 Jahren Betrieb, die in ihrer Größe und Häufigkeit bei der Produktion und Inbetriebnahme entdeckt und als Bauteile zurückgewiesen worden wären und auch damals fehlerhaft produzierte Bauteile zurück gewiesen worden sind. Ebenfalls öffentlich bekannt ist die Erkenntnis, dass bestimmte Einlagerungen beim EPR voraussichtlich beim Betrieb zu diesen Rissen führen werden. Die öffentliche Kenntnis dieser Materialmängel und eine fehlende unternehmerische Reaktion darauf, kann zu einer nuklearen Katastrophe und dabei zu einer Haftungsfrage für die EnBW und den Mitgliedern von Vorstand und Aufsichtsrat führen. Normalerweise zahlt eine Versicherung nicht, bei vorsätzlichen Taten oder Unterlassungen. Der vollständig Ausschluss der Haftung von Unternehmen leitenden und kontrollierenden Personen widerspricht dem Prinzip zu verantwortungsvollem Handeln durch eigenes persönliches Risiko anzuregen. Damit ist es fraglich, ob eine Versicherung überhaupt vorsätzlich unterlassenes Handeln versichern darf oder die Haftung unterhalb des gesamten privaten Vermögens begrenzen darf. Damit kann der Versicherungsvertrag vom Gesetz her sittenwidrig und ungültig sein und im Haftungsfall muss das gesamte persönliche Vermögen der verantwortlichen Personen auch bei anders lautenden Versicherungsverträgen herangezogen werden. - Welche Maßnahmen wurden von der EnBW ergriffen, um eine vollständige Ultraschalluntersuchung des Reaktordruckbehälter in die Tiefe des Materials an allen Stellen und nicht nur an den Schweißnähten als gesetzlich Pflicht zu verankern und damit gleiche Wettbewerbsbedingungen für alle Betreiber zu erreichen? - Welcher zeitliche und technische Mehraufwand (Budget) bedeutet es, wenn das Ultraschallmessgerät beginnend von den bisherigen Schweißnahtuntersuchungen in der gesamten Tiefe für den gesamten Reaktordruckbehälter verwendet wird? - In welchem Verhältnis steht der durch eine vollständige Ultraschalluntersuchung gewonnenen Gewissheit über die Materialeigenschaften des Reaktordruckbehälters und den zur Sicherheitserhöhung zu treffenden Maßnahmen (z.B. Erhöhung der Wassertemperatur für die Notkühlung) zu der aktuellen Ungewissheit und um wie viel genauer kann eine Risiko-ChancenBewertung nach so einer Untersuchung erfolgen? - Welche Maßnahmen wurden auf internationaler Ebene im selbigen Sinn ergriffen? - Welche Maßnahmen wurden EnBW intern ergriffen? Erzeugung von Atomstrom Gemäß Internetauftritt der EnBW besitzt die EnBW installierte nukleare elektrische Leistung in Höhe von 2868 MW. Im Geschäftsbericht sind aber 2933 MW ausgewiesen. Frage: - Wie ist die Differenz zu erklären? - Welche Strombezugsverträge existieren im EnBW-Unternehmen in Höhe von 65 MW? - Existieren Strombezugsverträge für nuklearen Strom auch mit anderen Länder außer Frankreich z.B. Tschechien? Klage gegen die Zahlung von Kernbrennstoffsteuer im Wert von 1,31 Mrd. € Dem Geschäftsbericht 2015 kann man eine Klage gegen die Kernbrennstoffsteuer entnehmen. Beklagt wird nicht die Höhe sondern eine grundsätzliche Verfassungswidrigkeit. Fragen: - Wo kann man die Begründung für die Klage gegen die Kernbrennstoffsteuer einsehen? - Wenn die Erhebung einer Mineralölsteuer existiert, warum soll dann Jahrzehnte nach der Etablierung der Atomenergie nicht auch eine Kernbrennstoffsteuer möglich sein? - Wird mit der Klage und den dadurch entstehenden Kosten nicht nur in der Bilanz ein Posten von möglichen Forderungen um 1,31 Mrd. € erhöht ohne das Aussicht auf Erfolg besteht? Verbleib des von der EnBW erzeugten nuklearen Stromes Geschäftsbericht 2015, Seite 67, Blatt 85: „Eigenerzeugung des EnBW-Konzerns 1 nach Primärenergieträgern“ 11/16

... „in GWh Erneuerbare Energien Kernkraftwerke Braunkohle Steinkohle Eigenerzeugung des EnBWKonzerns

2015 7.725 25.283 5.734 14.330

2014 7.163 25.086 6.563 16.401

55.973

57.778“

Die EnBW hat beim erzeugten Strom einen Anteil von 45% Atomstrom (25283/55973*100) [%]. Der von der EnBW an Privat-/Geschäftskunden verkaufte Strom enthält gemäß von der EnBW veröffentlichten Strommix nur einen Anteil von 26,4% Atomstrom. Fragen: - Wie kann die EnBW die Produktion von Atomstrom im Jahre 2015 steigern, obwohl im dritten Quartal 2015 die installierte nukleare elektrische Leistung um 12% durch das Beenden von langfristigen Atomstrombezugsverträgen reduziert wurde? - Wie wird der nukleare Stromanteil von der Erzeugung von 45% reduziert auf den von der EnBW an Privat/Geschäftskunden veröffentlichten Strommix von 26,4%, wenn auch alle von der EnBW beherrschten selber kein Atomstrom produzierenden Unternehmen: Yello (27,2% Atom, 29,3% Kohle), Düsseldorfer Stadtwerke AG (14,6% Atom, 37,5% Kohle), Energiedienst Holding AG (9% Atom, 19% Kohle), ZEAG (27,8% Atom, 29,9% Kohle), Watt (29,4% Atom, 31,6% Kohle) einen geringeren als 45% Atomstromanteil verkaufen? - Wird der übrige Atomstrom (ca. 28,6% der Erzeugung) der EnBW ausschließlich an der Börse verkauft? - Welche Stromanteile werden an der Börse verkauft? - Wird überwiegend Atomstrom an der Börse verkauft? - Sind die Hauptabnehmer für Atomstrom B2B-Kunden? - Welchen durchschnittlichen Strommix haben B2B-Kunden? - Wie hoch liegt der Atom- und Kohlestromanteil beim B2B-Kunden? - Welchen durchschnittlichen Preis zahlen B2B-Kunden? - Welcher Gewinn wird bei B2B-Kunden erzielt? - Wenn bei B2B-Kunden kein/geringer Gewinn erwirtschaftet wird, warum wird das Geschäftsfeld nicht beendet? - Welche Vertragsklauseln ermöglichen eine schnelle Kündigung oder eine Preisanhebung von B2BVerträgen und bei Privat-/Geschäftskunden, wenn die eigene Atomstromerzeugung und/oder nukleare Strombezugsverträge durch Abschaltung der Erzeuger unverfügbar werden? - Hat die EnBW 2015 noch langfristige B2B-Verträge unter Kalkulation der Verfügbarkeit von Atomstrom abgeschlossen? - Besteht die Möglichkeit die Stromströme und die jeweiligen Erzeugungsanteile zu den Kunden genau aufgeschlüsselt anzugeben? - Wird der Kohlestrom ebenfalls hauptsächlich über die Börse und B2B-Kunden vertrieben? - Welcher Preis wird durchschnittlich an der Börse für nuklearen Strom erzielt? - Ist dieser Preis Kosten deckend? - Der Preis an der Börse sinkt seit Jahren langfristig, wie auch im Geschäftsbericht festgestellt wird. Damit ist der Verkauf von nuklearen Strom mit einem Preis (ca. 4ct/kWh?) ein für die EnBW Verlust bringendes Geschäft. Kann der Verkauf von Strom an der Börse sofort beendet werden? - Kann der Strom für B2B-Kunden nicht günstiger an der Börse eingekauft werden? - Kann bei bestehenden Überkapazitäten am Markt nicht heute auf die Produktion und den Handel von Atomstrom verzichtet werden und die EnBW dadurch mehr Gewinn erwirtschaften? - Wie viel größer ist das nukleare Risiko eines Reaktors im Leistungsbetrieb gegenüber einem dauerhaft abgeschalteten und aus dem RDB ausgelagerten Brennelementen? - Kann durch den sofortigen Verzicht auf die Atomstromproduktion nicht die Aufwendungen für die Haftung von nuklearen Risiken drastisch reduziert werden? - Aus welchem Grunde werden heute noch Atomreaktoren von der EnBW betrieben, wenn diese 12/16

permanent Verluste erzeugen? - Auf wie viele Jahre wird üblicher Weise ein Kernreaktor abgeschrieben? - Würde die EnBW ohne gesetzliche Laufzeitbegrenzung seine Reaktoren auf 60 Jahre Laufzeit verlängern? - Welche technische Laufzeitbegrenzung seiner Reaktoren sind der EnBW Stand heute bekannt? Vorzeitige Stilllegung aller Atomkraftwerke der EnBW Fragen: - Wurde die vorzeitige Stilllegung in einem Bericht an den Aufsichtsrat geprüft oder von einem Aufsichtsratmitglied beauftragt und zu welchem Ergebnis kam der Bericht? Haftung der Vorstands- Aufsichtsratsmitglieder mit ihrem gesamten Vermögen Fragen: - Wie Verfassungskonform sind die abgeschlossenen D&OVersicherungs-Verträge? Veränderter Kernaufbau, Neutronenflussschwankungen, RESA beeinträchtigt Fragen: - Existiert in der EnBW das Problem größerer Neutronenflussschwankung durch einen in den 90er veränderten Kernaufbau? - Wie wurde das Problem bei der EnBW gelöst? - Ist bei der EnBW es auch möglich, dass nach einem Verlust der Leitwarte eine RESA nicht automatisch ausgelöst werden kann? Tätigkeiten des Aufsichtsrates § 90 Berichte an den Aufsichtsrat „(1) Der Vorstand hat dem Aufsichtsrat zu berichten über 1. die beabsichtigte Geschäftspolitik und andere grundsätzliche Fragen der Unternehmensplanung (insbesondere die Finanz-, Investitions- und Personalplanung), wobei auf Abweichungen der tatsächlichen Entwicklung von früher berichteten Zielen unter Angabe von Gründen einzugehen ist; 2. die Rentabilität der Gesellschaft, insbesondere die Rentabilität des Eigenkapitals; 3. den Gang der Geschäfte, insbesondere den Umsatz, und die Lage der Gesellschaft; 4. Geschäfte, die für die Rentabilität oder Liquidität der Gesellschaft von erheblicher Bedeutung sein können. Ist die Gesellschaft Mutterunternehmen (§ 290 Abs. 1, 2 des Handelsgesetzbuchs), so hat der Bericht auch auf Tochterunternehmen und auf Gemeinschaftsunternehmen (§ 310 Abs. 1 des Handelsgesetzbuchs) einzugehen. Außerdem ist dem Vorsitzenden des Aufsichtsrats aus sonstigen wichtigen Anlässen zu berichten; als wichtiger Anlaß ist auch ein dem Vorstand bekanntgewordener geschäftlicher Vorgang bei einem verbundenen Unternehmen anzusehen, der auf die Lage der Gesellschaft von erheblichem Einfluß sein kann. (3) Der Aufsichtsrat kann vom Vorstand jederzeit einen Bericht verlangen über Angelegenheiten der Gesellschaft, über ihre rechtlichen und geschäftlichen Beziehungen zu verbundenen Unternehmen sowie über geschäftliche Vorgänge bei diesen Unternehmen, die auf die Lage der Gesellschaft von erheblichem Einfluß sein können. Auch ein einzelnes Mitglied kann einen Bericht, jedoch nur an den Aufsichtsrat, verlangen. (5) Jedes Aufsichtsratsmitglied hat das Recht, von den Berichten Kenntnis zu nehmen. Soweit die Berichte in Textform erstattet worden sind, sind sie auch jedem Aufsichtsratsmitglied auf Verlangen zu übermitteln, soweit der Aufsichtsrat nichts anderes beschlossen hat. Der Vorsitzende des Aufsichtsrats hat die Aufsichtsratsmitglieder über die Berichte nach Absatz 1 Satz 3 spätestens in der nächsten Aufsichtsratssitzung zu unterrichten.“

Fragen: - Die nukleare Katastrophe von Fukushima, die Berichte zum EU-Stresstest, die Klage gegen das Atom-Moratorium, der Rückbau des AKW Obrigheim (Möglichkeit der Ultraschalluntersuchung des gesamten vollen Materials und anschließender zerstörenden Beprobung auf dem Prüfstand zur Prüfung des Ultraschallverfahrens), der Störfall im Strombezugskraftwerk Fessenheim1 vom 9.4.2014, die Risse in Doel3, das Welt weite Fehlen von Rissen in den voreilenden Vergleichsproben, die Feststellung, dass Risse der RDB's vom Erdbeben oder RESA in Fukushima Anlass für die nukleare Katastrophe waren, sind wichtige Anlässe zu denen der Vorstand an den Aufsichtsrat hätte berichten müssen. Von diesen Berichten hätte der Aufsichtsratvorsitzenden jedes Aufsichtsratsmitglied in Kenntnis gesetzt. Jedem Mitglied des Aufsichtsrates hätte auffallen können, dass zu den wichtigsten Sicherheitsthemen eines Unternehmens mit Atomreaktoren, die oben genannten Themen keine oder eine zu geringe Aufmerksamkeit vom Vorstand bekommen hat. 13/16

Jedes Aufsichtsratmitglied hätte aus Mangel an Berichten einen Bericht an den Aufsichtsrat verlangen können. Daran schließt sich die Frage an, welche Berichte an welchen Tagen in welcher Ausführlichkeit in den Jahren 2011-2016 zu den die Sicherheit der Atomkraftwerke betreffend an den Aufsichtsrat erfolgten und welche Aufsichtsratmitglieder initiativ Berichte verlangt haben? - Im Geschäftsbericht 2015 und vorhergehende wurde die Einführung eines Risikomanagementsystems erwähnt. Im Geschäftsbericht 2015 wird nicht einmal ein konkretes Risiko zum Geschäftsfeld Atomenergieerzeugung und -absatz definiert. Wie wurde das Risiko der eigenen Atomkraftwerke und denen mit Strombezugsvertrag 2015 bewertet und welche Chancen standen diesen gegenüber bei welchem Gewinn für das Unternehmen? - Liegen dem Aufsichtsrat Berichte zur nuklearen Sicherheit der eigenen und internationalen Atomkraftwerke vor? - Warum erfolgt keinerlei Bericht zur nuklearen Sicherheit (Störfälle?) im Geschäftsbericht 2015? - Ein weitere Kernunfall oder öffentliche Erkenntnisse zu RT-NDT und Entstehung von Rissen beim Betrieb kann jederzeit zu einer vorübergehenden bis dauerhaften Abschaltung durch die EnBW oder gesetzlich verfügt führen. Historisches Beispiel ist das Atom-Moratorium. In der Risiko/ChancenBewertung des Geschäftsbericht würde man in seiner Priorität etwas höher als über Mitarbeiterfotos zu berichten Informationen und Bewertungen für diesen Fall erwarten. Existiert für diesen Fall ein Alternativplan? Ist der Alternativplan wirtschaftlich? Kann der Alternativplan nicht auch ohne weitere Atomkatastrophe umgesetzt werden? Gemeinsamer Aktionärausschuss des Zweckverbandes OEW, OEW Energie-Beteiligungs GmbH und dem Land Baden-Württemberg, derNECKARPRI GmbH, der NECKARPRIBeteiligungsgesellschaft mbH Geschäftsbericht 2015, Seite 95, Blatt 113: „Zwischen dem Zweckverband Oberschwäbische Elektrizitätswerke (Zweckverband OEW) und der OEW Energie-Beteiligungs GmbH einerseits und dem Land Baden-Württemberg, der NECKARPRI GmbH und der NECKARPRI-Beteiligungsgesellschaft mbH andererseits bestand bis zum 22. Dezember 2015 eine Aktionärsvereinbarung. Die Aktionärsvereinbarung enthielt übliche Regelungen, die das Verhältnis der beiden Hauptaktionäre der EnBW untereinander betrafen, sowie Regelungen über deren Verhältnis zur EnBW und die Koordinierung ihres Einflusses gegenüber der EnBW. Dazu gehörten insbesondere Regelungen über die abgestimmte und teilweise einheitliche Ausübung von Stimmrechten (Stimmbindung), die Einrichtung eines Aktionärsausschusses für diese Zwecke und die wechselseitige Abstimmung hinsichtlich wesentlicher Geschäftsvorfälle und Entscheidungen. Dazu gehörten schließlich Regelungen zu Verfügungsbeschränkungen über die von den Hauptaktionären gehaltenen EnBW-Aktien sowie eine grundsätzliche gegenseitige Verpflichtung der beiden Hauptaktionäre zur Wahrung paritätischer Beteiligungsverhältnisse an der EnBW im Verhältnis zueinander. Die vorgenannte Aktionärsvereinbarung wurde am 22. Dezember 2015 aufgehoben.“

Fragen: - Wer waren die Mitglieder des Aktionärsausschusses? - Haben am Aktionärsausschuss andere Personen außer den in den EnBW-Aufsichtsrat gewählte Personen teilgenommen und wie ist deren Name und Funktion? - Wo sind die Sitzungen und Entscheidungen des Aktionärsausschusses dokumentiert? - Welche Vereinbarungen für abgestimmte und welche teilweise einheitliche Ausübung von Stimmrechten existierten? - Welche Rolle spielten die Vereinbarungen hinsichtlich der Jahre lang behaupteten Unkündbarkeit der Strombezugsverträge mit dem AKW Fessenheim? - Im Aufsichtsrat 2015 war jeweils nur ein Vertreter der Mehrheitseigentümer vertreten. Auf welche Weise haben die Mehrheitseigentümer die Kontrolle der EnBW nach ihren Zielen sicher gestellt, wo sie doch im Aufsichtsrat keine Mehrheit hatten?

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Zusammenfassung/Schlussfolgerungen Folgende Fragen bitte von jedem Aufsichtsratsmitglied und Vorstand einzeln beantworten: - Wie beurteilen Sie die technische und sachliche Qualität der in diesem Dokument gestellten Fragen? - Wie beurteilen Sie die technische und sachliche Qualität der vom Vorstand und Aufsichtsrat und den einzelnen Mitglieder so wie Bewerbern gegebenen Antworten? - Können Sie sich als Mitglied von Vorstand oder Aufsichtsrat vorstellen, diesen und weiteren Fragen in ihrer Amtszeit selbständig aktiv intensiv nachzugehen? - Was halten Sie davon sämtliche Aspekte der nuklearen Sicherheit, so lange es sich nicht um eine zu detaillierte Anleitung für Sabotagemöglichkeiten handelt, offensiv transparent in der Öffentlichkeit zu kommunizieren? - Was halten Sie von der Veröffentlichung aller RT-NDT-Werte aller Reaktoren über alle Jahre, Prüfergebnisse der voreilenden Vergleichsproben, Veröffentlichung des Voreilfaktors und der vollständigen Herausgabe aller Daten sowie aller bisher definierten Kriterien, die zu einer sofortigen Abschaltung führen würden, damit alle Angaben öffentlich von jedermann überprüft werden können? - Wie stehen Sie zu der Verheimlichung von die Sicherheit großer Bevölkerungsgruppen betreffenden Daten (RT-NDT, Voreilfaktor, Kriterien zur sofortigen Abschaltung), obwohl es sich dabei nur um die technische Sicherheit betreffende Daten aber nicht um das Know-how von der EnBW schützenswerte Geschäftsgeheimnisse handelt? - Wie stellen Sie sich die Stellung innerhalb der EnBW eines zu jeder Zeit zur sofortigen Abschaltung aller Reaktoren der EnBW berechtigten Sicherheitsbeauftragten vor? - Wie garantieren Sie die Unabhängigkeit und nicht durch wirtschaftliche Belange beeinflusste Stellung eines Sicherheitsbeauftragten vor? - Haben Sie die Fähigkeiten einen technischen Fachbericht ohne die Hilfe von externen kritischen Fachleuten kritisch zu hinterfragen? - Wie können Sie als technischer Laie im Aufsichtsrat oder Vorstand eine Entscheidung treffen, wenn Ihnen nur ein nuklearer Sicherheitsbericht des für den Betrieb verantwortlichen alternativlos vorgelegt wird, wenn es nicht parallel zum Sicherheitsbericht ein Unsicherheitsbericht von Atomstrom kritischen Fachleuten gibt, die ebenfalls Zugriff zu allen Daten im Unternehmen hatten? - Wie stellen Sie sicher, dass die EnBW intern organisatorisch so vorbereitet ist, dass jede Störung auch von nuklearen Strombezugsverträgen Sie persönlich erreicht, dass Sachgerecht reagiert und zur Not unsachgemäße Zustände bis im äußersten Notfall zur Strafanzeige öffentlich gemacht werden? - Wie stellen Sie sicher, dass sämtliche Atomkraftwerke unmittelbar nach einem Beschluss des Vorstandes oder Aufsichtsrates abgeschaltet werden? - Wie stellen Sie neben der technischen Sicherheit die Sicherheit gegen interne und externe Sabotage her und überprüfen die in Dokumenten spezifizierte Sicherheit? - Haben Sie ein Gefühl dafür, dass das Ende von geschichtlichen Perioden mit einer erhöhten Gefahr verbunden sein kann, wenn für die nukleare Industrie zu Arbeiten kein allgemein öffentlich geschätzter Beruf mehr ist und damit die Möglichkeit der Auswahl und die Qualität der Bewerber sinkt? - Sind Sie der Überzeugung, dass in Deutschland oder in Baden-Württemberg das Licht aus geht, wenn die Atomkraftwerke der EnBW ausgeschaltet werden? - Ist Ihrer Ansicht nach der Betrieb von Atomkraftwerken ein wirtschaftlicher Gewinn, und wenn ja, auf welche Daten stützen Sie sich dabei, da dem Geschäftsbericht 2015 dieses nicht zu entnehmen ist? - Werden Sie sich für die schnelle Beendung von unwirtschaftlichen Geschäftszweigen der EnBW einsetzen? Summarisch kann man dem Geschäftsbericht 2015 einen starken verbalen Willen entnehmen, zukünftig in erneuerbare Energien zu investieren. In den nackten Zahlen des Geschäftsberichts lassen sich zu dem erklärten Willen, keine zukünftige Projekte wiederfinden.

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Die EnBW ist mit 96% im öffentlichem Besitz. Öffentlicher Besitz bedeutet Kontrolle durch mittels Wahlen bestimmter Volksvertreter. 2011 – 2015 waren über die Landesregierung und die OEW alle großen politischen Parteien Baden-Württembergs an der Kontrolle im Aufsichtsrat und als Mehrheitseigentümer bei den Hauptversammlungen der EnBW beteiligt. Die Kontrolle und das Kontrollergebnis im nuklearen Bereich findet sich konkret fassbar in keinem Geschäftsbericht von 2012 bis 2015. Die EnBW hat beim erzeugten Strom einen Anteil von 45% Atomstrom. Der von der EnBW an Privat-/Geschäftskunden verkaufte Strom enthält gemäß von der EnBW veröffentlichten Strommix nur einen Anteil von 26,4% Atomstrom. Der Kohleanteil im Strom für EnBW-Privat und Geschäftskunden beträgt 28,4%, obwohl Kohle einen Anteil von 41% in der Erzeugung ausmacht. Damit ist die EnBW ein oder sogar der führende Erzeuger von Atom- und Kohlestrom, obwohl der Ausstieg aus der Atomkraft und die CO2 Reduktion öffentliche politische Ziele sind. Dieses ist um so erstaunlicher, da alle drei führenden Parteien über ihre politischen Mandate Mehrheitseigentümer der EnBW sind. Seit der nuklearen Katastrophe in Fukushima-Daiichi der Reaktoren 1-3 und dem daraus resultierenden Konkurs des Betreibers Tepco (Tokyo ) ist die existentielle Unternehmensbedrohung durch nukleare Kraftwerke oder Kraftwerksbeteiligungen bewiesene Geschichte. Auf die existentielle Bedrohung für ein Unternehmen, Mitarbeiter, Kunden (durch Vertreibung) kann ein Unternehmen durch Initiative des Vorstandes und des Aufsichtsrates reagieren. Die Beurteilung des nuklearen Risikos eines zu 45% Strom aus Kernenergie erzeugenden Unternehmens findet sich in keiner Weise im am 22.03.2016 erstellten Geschäftsbericht 2015 wieder. Aktuelle Diskussionen um die Materialeigenschaften von alten, rissigen und durch Neutronenstrahlung versprödeten Reaktordruckbehälter befinden sich nicht im Geschäftsbericht. Dabei hätte die EnBW mit dem seit August 2015 geborgenen Reaktordruckbehälter des seit 2005 abgeschalteten und mittlerweile im Rückbau befindenden AKW Obrigheim die Möglichkeit, sämtliche Materialtest zur Bestimmung des tatsächlichen RT-NDT in Form von Prüfstandversuchen und Ultraschalltest zum Finden und Prüfen der größten Materialfehler zu erproben. Die Anforderung den Reaktordruckbehälter zerstörend zu untersuchen wurde schon 2012 an das Landesumweltministerium durch fachlich kompetente Umweltschützer angefragt. Eine Untersuchung wurde durch fehlende gesetzliche Vorgaben abgelehnt. Ein aktiver Unternehmer, der sich für das Geschäftsfeld Rückbau interessiert, würde sich diese Gelegenheit sein Vorgehen und seine Messgeräte zu eichen nicht entgehen lassen, da andere AKW-Betreibern mit dem Know-howVorsprung zur rechtzeitige Stilllegung vor einem größeren Unfall durch spröde Risse beraten und Verluste vermieden werden können. Von der Existenz eines solchen Vorhabens wäre im Geschäftsbericht 2015 der richtige Orte für einen Bericht gewesen. Statt dessen kann man feststellen, dass auf 142 Blättern 8 mal das Wort „nuklear“, 21 mal das Wort „Kernkraft“, 2 mal das Wort „Obrigheim“, 1 mal das Wort „Fukushima“ in Zusammenhang mit der Klage gegen das dreimonatige Moratorium, 16 mal das Wort „Risikomanagement“, 4 mal das Wort „risk“, aber kein mal die die nukleare Sicherheitsdebatte des Jahres 2015 dominierenden Worte wie das Wort „Reaktordruckbehälter“, „Ultraschall“, „Riss“, „RT-NDT“, „Doel“, „Beznau“, „ASN“, „FANC“, „ENSI“, „GRS“, „BMU“, „RDB“ verwendet wird, obwohl die Abschaltung der Atomkraftwerke Philippsburg 2019 und Neckarwestheim 2022 noch 8 Jahre mit hohem Totalverlustrisiko (siehe TEPCO) bedeuten. Ministerpräsident Winfried Kretschmann ist zwei Mal erwähnt … . Anhang vorläufige Interpretation des TEPCO-Diagramm: Die Fukushima-Riss-These Fortlaufend aktualisierte Informationen: http://fessenheimstop.org/user/matt/the-book-of-the-predicted-fessenheim-desaster.pdf

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Die Fukushima-Riss-These Die ältesten sich im Betrieb befindenden Reaktoren Japan's in Fukushima-Daiichi havarierten auf Grund von Rissen begünstigt durch das Alter der Reaktordruckbehälter (RDB) im Moment des Bebens und der Schnellabschaltung (RESA/SCRAM). Während des Bebens verursachte das starke Schwappen des Wassers im Reaktordruckbehälter die temporäre Freilegung der Brennelement im Siedewasserreaktor und partielle Kernschmelzen. Jüngere Reaktoren in unmittelbarer Nähe, Fukushima-Daini, hielten den Belastungen stand, waren aber auch bis 2011-03-14 01:24 Uhr ohne Wechselstrom in einem kritischen Zustand, da die Druck abbauende Wirkung der Kondensationskammern fast erschöpft war. Der Riss unterhalb der Kernoberkante, bei Reaktor 1 Fukushima-Daiichi unterhalb des gesamten Kerns, war Ursache von massivem Wasserverlust im RDB. Nach Risseintritt war die vollständige Kernschmelze nicht zu verhindern, da das den Reaktordruckbehälter umgebende Gebäude keine Möglichkeit zur Flutung hatte und damit keine Stabilisierung des Wasserstandes im RDB durch den den RDB umgebendes Wasser möglich war. Diese Kernschmelze wäre auch bei Existenz von Wechselstrom nicht aufhaltbar gewesen, da die verfügbaren Wassermengen erschöpft waren. In Fukushima-Daini hätten vergleichbare Risse ebenfalls zur gleichen Katastrophe geführt. Folglich war die Materialfestigkeit des Reaktordruckbehälters das entscheidende Kriterium für die Katastrophe (F.-Daiichi) oder mühsame aber erfolgreiche Katastrophenverhinderung (F-.Daini). Fakten: a) http://static.ensi.ch/1323964819/fukushima_ablauf.pdf (Bericht der ENSI, 15.12.2011) b) http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110515e10.pdf (Quelle 33 vom ENSI-Bericht) c) http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110618e15.pdf (Quelle 44 vom ENSI-Bericht)

Diagramm Quelle b) Seite 2, Blatt 3: „Unit 1:Reactor Water Level, Maximum Core Temperature (Analysis Result)“: Reaktor 1 in Fukushima-Daiichi havarierte auf Grund eines Risses bei der Reaktorschnellabschaltung (RESA, SCRAM) oder durch eine partielle Kernschmelze durch Wasserdampfkontakt mit den Brennstabhüllen während des starken Wasserstandschwappens angeregt durch das Erdbeben. Analyse des Diagramms Aufteilung in 7 Haupt-Phasen: 2011-03-11: 1.) Vor dem Erdbeben a) unveröffentlicht 2.) Während des Erdbebens a) unveröffentlicht 3.) Während der RESA/SCRAM a) Kerntemperatur (KT) 750°C 4.) Nach dem Erdbeben, vor dem Tsunami, arbeitendem Not-Strom-Diesel existierende Meerwasserkühlsenke (MWKS), Kerntemperatur (KT) konstant ca. 270°C: a) Erdbeben und RESA 1/6

b) Nach RESA Abfall des Wasserstandes c) Nach RESA Ausgleich des Wasserstandes d) Tsunami:Verlust des Wechselstromes (AC) der Not-Strom-Diesel und der MWKS 5.) nach Tsunami und Verlust des AC der Not-Strom-Diesel und der MWKS, Wasserstand über Kernoberkante, KT konstant ca. 270°C: a) Ausreichende Nachspeisung trotz Verlust des AC und der MWKS b) Zu geringe Nachspeisung, starker Wasserstandabfall 6.) nach Tsunami und Verlust des AC der Not-Strom-Diesel und der MWKS, Kernschmelze , KT steigt stetig auf ca. 2800°C: a) Wasserstand unter der Oberkante des Kerns , zu geringe Nachspeisung, starker Wasserstandabfall b) Wasserstand unter der Unterkante des Kerns , zu geringe Nachspeisung, starker Wasserstandabfall c) Wasserstand unter der Unterkante des Kerns , zu geringe Nachspeisung, sprunghafter Wasserstandabfall 7.) nach Tsunami und Verlust des AC der Not-Strom-Diesel und der MWKS, Kern geschmolzen, KT konstant ca. 2800°C: a) keine Nachspeisung, kein Wasserstandabfall b) keine Nachspeisung, geringer Wasserstandabfall 2011-03-12: c) keine Nachspeisung, geringer Wasserstandabfall d) Nach Wasser Nachspeisung, sprunghafter Wasserstandabfall e) Trotz Wasser Nachspeisung, kein Wasserstandanstieg Fukushima-Daiichi hatte nach 3h die erste Kernschmelze, das in 10 km benachbarten ebenfalls überschwemmten AKW Fukushima-Daini hatte trotz 55-72h ohne Wechselstrom keine - Fukushima-Daini hatte nach dem Tsunami auch keinen Wechselstrom - Wechselstrom und Kühlsystem waren erst nach 55-72h wieder verfügbar: + Unit 1: 2011-03-14 01:24 Uhr + Unit 2: 2011-03-14 07:13 Uhr + Unit 4: 2011-03-14 15:42 Uhr - Ergebnis: keine Kernschmelze Temperatur (T), Wasserstand (WS): 2011-03-11: 1-2) keine Daten öffentlich 3) a) - 14:46 Uhr: Temperatur (T) bei Schnellabschaltung (RESA, RESA) fällt von 750°C auf 270 °C 4) a) - 15:37 Uhr: T. zwischen RESA und Kernschmelze konstant ca. 270 °C auch nach Ausfall der Wechselstromversorgung durch die zweite Tsunami-Welle 6) a) - 18Uhr: schneller T.anstieg nach Beginn der Kernschmelze von ca. 270°C auf die maximale KT von ca. 2800 °C (ca. 19:30 Uhr), als die Unterkante der Brennelemente ohne Wasser ist 7) 2/6

a) - 19:30 - 12.03.2011 ca. 6 Uhr Temperatur Kern konstant 2800 °C 7) d) - 12.03.2011 ca. 6 Uhr: Ende der Temperaturmessung, nach der (2011-03-12 05:50 Uhr) begonnenen Wassereinspeisung und wahrscheinlich Dampf-/Wasserstoff-Explosion Temperatur (T), Wasserstand (WS): 2011-03-11: 1) a) Wasserstand im RDB: 1-2) - unbekannt 3) - Pendelnder Wasserstand um ca. 5,25 m 4) a) - Pendelnder Wasserstand um ca. 5,25 m b) - direkt nach RESA Rückgang von ca. 5,25 m auf 4,30 m in ca. 20 min. c) - ca. 15:30 Uhr: Anstieg von 4,30 auf 5,25 m in ca. 20 min. bis Eintreffen Tsunami - 15:37 Eintreffen der zweiten Flutwelle, Verlust des AC, Wasserstand pendelt um 5m d) - 15:42 Uhr: Meldung an die Regierung nukleare Gefahr, Einrichtung nuklearen Krisenstab in Tokio - bis 16:36 Uhr Wasserstand ca. 5,25 m mit starken Schwankungen während kein Wechselstrom und keine Hauptkühlsenke (Meerwasser) zur Verfügung steht 5) a) - bis 16:36 Uhr: Wasserstand ca. 5,25 m mit starken Schwankungen, obwohl seit 15:37 Uhr kein Wechselstrom und keine Hauptkühlsenke (Meerwasser) zur Verfügung b) - ab 16:36 Uhr starkes Absinken des Wasserstandes Meldung an die Regierung, Sinken ist stärker als direkt nach der RESA 6) a) - 18 Uhr: Erreichen der Kernoberkante, Beginn der Kernschmelzen, unverändert starker Wasserstandabfall b-c) - ab Erreichen Wasserstand -3 m schneller Abfall (wenige Minuten) unterhalb der Kernunterkante (ca. -3,5 m) auf ca. -4,25 m (ca. 19:30 Uhr) 7) a) - von 19:30 Uhr bis 22:30 Uhr Wasserstand konstant ca. -4,25m 3/6

b-c) - von (ca. 2011-03-11 22:30 Uhr) bis (2011-03-12 05:50 Uhr) parabelförmiger Abfall von ca. -4,25m auf -6,5m 2011-03-12: d) - (2011-03-12 05:50 Uhr) schlagartiger Abfall auf ca. -7,5m und Wiederanstieg auf ca. -6,8m - ca. 06:50 Uhr schlagartiger Abfall in wenigen Minuten auf ca. -8,1m e) - Wasserstand immer ca. -8,1m + trotz Frischwasser Injektion von 05:50 Uhr bis 14:50 Uhr + ohne Frischwasserinjektion von 14:50 Uhr bis 20 Uhr + ab 20 Uhr Seewasserinjektion schwankend Bisher in der Öffentlichkeit weit verbreitete These: - Tsunami führte durch Überschwemmung zum Verlust der Dieselaggregate, des Wechselstromes - Hauptkühlmittelsenke zum Meer ging verloren - Wasser wurde mit HPCI in die Reaktoren ohne Wechselstrom nachgespeist, da mit dem Dampf des Druckbehälters eine Wechselstrom unabhängige Hochdruckpumpe betrieben wird - der Verlust von Gleichstrom schloss ein Ventil der HPCI - Kernschmelze auf Grund von fehlender Wassernachspeisung (implizit Wasserverlust durch Verdampfung) - Kernbrennelementelagerbecken verloren Wasser durch Riss - Sämtliche Messeinrichtungen vielen durch den Wechselstromverlust aus Unschlüssig an der bisherigen These ist: - Die schnelle massive Verseuchung des Meeres - Warum so schnell Kernschmelzen statt fanden, wo doch die Nachzerfallswärme sehr stark reduziert war (40min ideale Kühlung, Kernschmelze in einem bis mehreren Tagen) - Stark verringerte Nachzerfallswärme benötigt mehr Zeit zum Erhitzen des RDB-Wassers - Keine Möglichkeit eine Kühlung in der langen Zeit aufzubauen - Die Hochdruckeinspeisung arbeitet auch ohne Wechselstrom - Die Kondensationskammer kann auch einige Stunden (72h) ohne zusätzliche Kühlung arbeiten (Fukushima-Daini), abhängig von der Leistung der Nachzerfallswärme Einfachste Antwort, der Zustand muss schlimmer als berichtet gewesen sein. Die Datei 110515e10.pdf zeigt einen schlimmeren Zustand auf, eine Kernschmelze nach 3 Stunden und starken Wasserverlust, der nicht durch Verdampfen der schon verringerten Nachzerfallswärme erklärt werden kann. These: - Wasserverlust im RDB durch Leckage - der Riss entstand zum Zeitpunkt Erdbeben/RESA auf der Höhe -4,25 m (damit unter der Kernunterkante), wo in der späteren Phase der Wasserstand konstant blieb und nur noch durch die Verdampfung und das Entweichen des Dampfes durch den Riss langsam absank - alle Notsysteme konnten direkt nach RESA 20 min nicht das durch das Leck entweichende Wasser auch vor Eintreffen des Tsunami trotz bestehender Wechselstromversorgung durch die Not-Diesel ausgleichen, so dass wahrscheinlich eine Verbindung zu einer weiteren Wasserquelle (Brennstababklingbecken?) installiert wurde - Später konnte auch ohne Wechselstrom am Anfang genügend Wasser nach gespeist werden 4/6

- Entweder vergrößerte sich der Riss oder die Verfügbarkeit von Wasser war später nicht mehr ausreichend - der Riss entstand im Moment des Erdbebens/RESA, wo die Kerntemperatur 750°C anzeigte (Die Messung während des Bebens ist nicht öffentlich) Absicherung der These: Grundsätzliche Annahmen: - Generelle Strategie der Operateure war, wenn sie denn noch etwas steuern konnten, den RDB Wasserstand oberhalb der Kernoberkante so lange wie möglich zu stabilisieren. Um so später eine Kernschmelze eintritt, um so geringer ist die darin mit geringer Oberfläche gebundene Nachzerfallsenergie - selbst das Wasser der Abklingbecken für Brennstäbe ist im Kernreaktor besser genutzt als in den Abklingbecken Beiden Thesen ist gleich, dass - der Wasserstand im RDB nicht oberhalb der Kernoberkante gehalten werden konnte der wesentliche Unterschied ist, dass bei der einen (bisherigen öffentlichen) These (alt) - das Wasser nur verdampft wurde bei der anderen These (neu) - das Wasser heraus floss und bei Erreichen der Risshöhe Wasserverlust nur noch durch Verdampfen In Phase 7a-c) kann genau das langsame Verdampfen des Wassers durch die Nachzerfallswärme des im Wasser liegenden geschmolzenen Kerns beobachtet werden. Dieser Wasserverlust ist zwischenzeitlich Null (7a). Wasserstand bleibt konstant. Dieses Verhalten hätte man ab Ausfall der Kühlung erwartet, wenn Verdampfen der alleinige Grund des Wasserverlustes, der Grund der Kernfreilegung gewesen wäre. Dieses langsame Verdampfen des Wassers beginnt aber erst nach dem schon 11m Wasserstand mit größerer Verlustgeschwindigkeit verloren wurden. Wenn der Wasserstand, die Wassermenge nur durch Verdampfen ohne Nachspeisen sinkt, dann hat die nur noch sehr langsam absinkende Nachzerfallsleistung (nach Unterschreiten von 2-5% Nachzerfallswärm)e weniger Wassermasse zum erwärmen und kann damit das Restwasser immer schneller erwärmen. Dieses Parabel förmige Absinken des Wasserstandes ist in der Phase 7b-c gut zu erkennen. Wären noch 11m mehr Wassersäule vorhanden gewesen, dann wäre die zu erhitzende Wassermenge entsprechend größer und das Gefälle der Parabel viel flacher gewesen. Die Freilegung der Kernoberkante nur durch Verdampfen wäre viel später erfolgt. Für den schnellen Wasserstandabfall in der Phase 5 und 6 bleibt als plausible Erklärung nur ein Riss und ein unter Druck stehender RDB (Kerntemperatur 270°C) übrig. Wann kann aber so ein Riss entstehen? Am wahrscheinlichsten im Moment der größten Belastung. Volllastleistung, Erdbeben und RESA sind der Moment der größten Belastung. Im Kern wird eine Temperatur von 750°C gemessen. Diese Temperatur ist nur durch eine partielle Kernschmelze in Mitten der Wassermassen denkbar. Hat das Wasser durch das Beben zu stark geschwappt? Können Steuerstäbe überhaupt während eines Erdbebens in einen Reaktor eingeführt werden? Daten vor dem Beben und während des Bebens müssten auch existieren, da zu dem Zeitpunkt noch kein Ausfall des Wechselstromes war. Das Diagramm zeigt auch, dass sehr lange Messdaten zur Verfügung standen. In Phase 7d kann vom Wegsprengen des RDB-Bodens durch Dampfexplosion um 06:00 am 201103-12 als Folge der erneuten Wassernachspeisung auf einen ggf. vom Wasser unbedeckten am 5/6

RDB-Boden liegenden Kern ausgegangen werden. Die Wasserstoffexplosion im Reaktorgebäude 1 ist berichtet um 15:36 am 2011-03-12 neun Stunden nach der Dampfexplosion im RDB, die erst die Möglichkeiten zum entwichen des Wasserstoffes schaffte. Weitere Phänomene des Kurvenverlaufes können ebenfalls mit der Rissthese erklärt werden, die mit der reinen bisherigen öffentlichen Verdampfungsthese nicht erklärbar sind.

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http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110515e10.pdf

Reactor Core Status of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1

May 15th, 2011 Tokyo Electric Power Company

Provisional Analysis Result - As a result of calibration of the reactor water level gauge of Unit 1, we realized the actual water level has been lower than its indication. - On the other hand, as the temperature of the RPV of Unit 1 is in the range of 100℃ - 120℃, stable cooling is being achieved. - Results of the provisional analysis show that the fuel pellets of Unit 1 were melted and fell down to the bottom of RPV at a relatively early stage after the tsunami reached the plant. -However, since the reactor has been continuously cooled by the subsequent water injection, event progression leading to large-scale release of radioactive materials is unlikely. - This analysis result is provisional, and further details will be investigated.

1

http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110515e10.pdf FukushimaDaiichi Unit 1:Reactor Water Level, Maximum Core Temperature (Analysis Result)

3/11 14:46 earthquake occurred + scram 3/11 around 15:30 tsunami arrived

8

3/11 16:36 Ende ausreichender Wassernachspeisung, Meldung an die Regierung

6

3/12 around 5:50 started fresh water injection

4 2

3/12 around 20:00 started sea water injection

Top of active fuel

0

Beginn Kernschmelze

-2

3/12 around 14:50 stopped Bottom of active fuel fresh water injection

-4 -6

4000

Maximum Core Temperature( ℃ ) 炉心最高温度(℃)

原子炉水位（m） Reactor Water Level (m)

3/11 19:30 Ende der Wassernach speisung

10

3500

3/11 14:46 earthquake occurred + scram 3/11 around 15:30 tsunami arrived

3000 2500 2000 1500 1000

Beginn Kernschmelze Reaktor steht bei 270°C unter Druck. Keine Temperaturerhöhung, da Dampf abgegeben wird und damit Druck und Temperatur begrenzt. Über die Dampf getriebene Pumpe (HPCI) wird Wasser zur Kühlung nachgespeist.

Phasen 1-7 2

5 4 3

6 7a

7b 7c

7e

7d

3/12 15:30 mobiler Notstrom an Unit 2 arbeitet zum 2 Betrieb der SLC-Pumpe von Unit 1, SLC pumpt 3/12 15:36 Explosion Unit 1, mobiler Notstrom aus

3/14 0:00

1

+2 4h

Wasserpegel 500 -8 sinkt unterhalb des Risses durch 750°C Partielle 0 -10 Verdampfen Kernschmelze 3/11 3/11 3/12 3/12 3/12 3/12 3/13während des 3/11 3/11 3/12 3/12 3/12 3/12 3/13 3/12 05:50 Dampf12:00 18:00 0:00 6:00 12:00 18:00 0:00Bebens durch 12:00 18:00 0:00 6:00 12:00 18:00 0:00 explosion im RDB WasserstandThe core temperature started increasing - reached top of active fuel in 3 hours verursacht durch schwappen und when the reactor water level became lower (around 18:00) after the scram "fresh water injection", Dampfkontakt Absprengen RDB- reached bottom of active fuel in 4 and a der Brennstab- than top of active fuel, then reached the Boden, vollständiges core melting temperature. half hours (around 19:30) after the scram hüllrohre Auslaufen des RDB Time and operations described herein might be revised according to the accident investigation in the future.

keine Kernschmelze in Fukushima-Daini Wechselstrom erst wieder verfügbar: Unit 1: 3/14 01:24 Unit 2: 3/14 07:13 Unit 4: 3/14 15:42

20min ungestoppter sofortiger Wasserverlust trotz laufender Dieselaggregate und verfügbarem Wechselstrom durch einen Riss Ebene - 4m 3/11 14:46

3/11 15:37 Verlust des Wechselstromes 3/11 15:42 Meldung an die Regierung 主要な解析上の仮定：15:30頃の津波到達以降、非常用復水系の機能は喪失したものと仮定 Key assumption: IC lost its function after the tsunami arrived at around 15:30

Unit 1: Transition of Core Status (analysis result) Degree of fuel damage :Normal fuel :Damaged fuel :Fuel pellet melted :Void (fuel melted down)

- Melting starts from the central part of the core. - In 16 hours after scram (around March 12th 6:50), most part of the core fell down to the RPV bottom. - Although RPV is damaged in this provisional analysis, the actual damage of RPV is considered to be limited according to the temperatures presently measured around the RPV.

Core support plate

Core support plate

Core support plate

Core support plate

4.8 hours after scram （around March 11th 19:30）

5.1 hours after scram （around March 11th 19:50）

15.1 hours after scram （around March 12th 6:00）

16.0 hours after scram （around March 12th 6:50）

3

Estimate based on the Actual Temperatures around RPV • •

The temperatures around RPV are being measured by differently-located instruments and the indications of operable instruments show a similar trend or temperatures. Most part of heat generating materials (fuels) are considered to be submerged in the bottom of RPV and some part exposed. – Fuel pellets melted in the early stages but water injection was subsequently performed into the reactor and each part of the temperature has been steadily decreased after March 23th when measurement was started. – Since the pressures of RPV and PCV fluctuate in accordance with water injection rate into the reactor, the core exists in the reactor and this is the influence of the generated steam therein. – RPV temperature is around 100℃~120℃ and the core is stably cooled. – Feedwater nozzle temperature is relatively high and this is considered to be the influence of the generated superheated steam from where some part of fuels are exposed in RPV.

•

Leak of cooling water from RPV is likely, but significant damage to the RPV bottom is not likely. – Significant increase of reactor water level is not confirmed although water injection has been continued. – Temperatures of upper and lower part of CRD housing and also RPV bottom can be measured and they are showing a similar tend of temperature.

•

Therefore, considering the above, the fuels are considered to be sufficiently cooled inside the RPV. 4

Unit 1: Temperatures around RPV (actual measurement value) 425.0 【留意事項】 (Note) 各計測器については、地震やその後の事象進展の影響を受けて、通常の使用環境条件を超えているも のもあり、正しく測定されていない可能性のある計測器も存在している。プラントの状況を把握する Among instruments, there are some whose measurement might not be ために、このような計器の不確かさも考慮したうえで、複数の計測器から得られる情報を使用して変 accurate due 化の傾向にも着目して総合的に判断している。 to severe service environment which is exceeding the normal condition by the influence of the earthquake and subsequent event progression. In order to understand the plant status, synthetic judgment is being made based on the information from plural instruments and also their trend, considering the uncertainty of these instruments.

400.0 375.0 350.0 325.0

Vesselfrange flange VESSEL Vessel flange Vessel frange RPVベローシール(HVHRPV bellow seal 12A)

300.0

給水ノズルN4B（終端） Feed-water nozzle

275.0

vessel core Vessel core

250.0

安全弁排気 SRV exhaust 203-4A①

℃

225.0

S/Cへ to S/C

200.0

RPV bottom 圧力容器下部

175.0

D/W HVHD/WHVH戻り（ HVH return 12C）

150.0

CRDハウジング上部 Upper CRD housing

125.0

Lower CRD housing CRDハウジング下部

100.0

S/C pool temp. A S/Cプール水温度A

75.0

S/C pool temp. B S/Cプール水温度B

50.0 25.0 0.0 3/ 20

3/ 22

3/ 24

3/ 26

3/ 28

3/ 30

4/ 1 4/ 3 4/ 5 4/ 7 4/ 9

4/ 11

4/ 13

4/ 15

4/ 17

4/ 19

4/ 21

4/ 23

4/ 25

4/ 27

4/ 29

5/ 1 5/ 3 5/ 5 5/ 7 5/ 9

5/ 11

5/ 13

5/ 15

5/ 17

5

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Response after the earthquake This document is a summary of the latest information obtained through information and interviews with personnel concerned. We will continue investigation and announce when new facts and findings are obtained. ○Activities between occurrence of the Great East Japan Earthquake at 14:46, March 11 to the first tsunami hit the site at 15:27 on March 11. 【Evacuation and safety confirmation】 ・ Personnel in the administration building evacuated to the parking lot in front of the building and called over the names. Emergency response personnel stationed in the Anti-Seismic Building (TSC Building) and started response. Everyone was familiar with evacuation route because emergency drill was done just a week before the earthquake. 【SCRAM Response】 ・ Operators started normal scram response after the shaking trailed off. Shift Supervisor confirmed scram of the units and supervised response in between the unit 1 and 2 control panels. Each operator was assigned to control panels and Chief Operator conducted monitoring and operation, also reported plant situation to Shift Supervisor. ・ At 14:52, operators confirmed automatic start up of the Isolation Condenser (IC) at Unit 1. Because reactor water stayed in normal level, operators decided to use HPCI when water level dropped and to control reactor pressure by IC. ・ At 15:03, reactor pressure of Unit 1 dropped so fast and the reactor coolant temperature decreased 55 C per hour, exceeding a criteria in the Tech.Spec. Then operators closed MO-3A and 3B, return isolation valves of IC. IC was in stand-by condition with other valves in the IC remained open. Operators judged that only one train of IC was sufficient to control the reactor pressure in 6 – 7 MPa. They decided to use Train A and started to control the pressure by operating MO-3A. ・ As for Unit 2, RCIC was started manually but tripped because of high reactor water level. After that, RCIC was started manually again. ・ MCR became white as if laid a smoke screen by dust caused by the earthquake.

After the shaking was trailed off, operators started normal scram response. Shift Supervisor was reported plant scrams. Emergency Diesel Generator (DG) started up due to loss of off-site power. Emergency bus was confirmed to be charged by DG. ・ At Unit 3, RCIC was manually started but tripped by high reactor water level. ・ After the earthquake, safety of the operators was checked. Earthquake and Tsunami alert were paged to the plant workers. ・ Shift Supervisor were checking control panel at his desk and securing his safety until the shaking trailed off. Other operators also secured their safety at the same time paid attention to monitoring panels. After the shaking, operators checked alarms. Most of the alarms was sounding at that time. ・ Since Paging and ITV were unavailable, PHS (Personal Handy phone System: like cell phone) was utilized to order evacuation for field workers. Shift operators returned to the MCR after gathered in anteroom. ○ Activities after Loss of all AC Power at 15:42 on March 11 【Situation at Main Control Room of Unit 1/2】 ・ Lighting and indicators in the MCR gradually fading due to loss of all AC power. Sound of alarm was lost, too. In Unit 1-side of MCR, only emergency lights remained. In Unit 2- side, all lighting was lost and it became completely dark. By command of Shift Supervisor, operators checked availability of equipment in MCR. ・ For Unit1, IC and HPCI were operable by DC power. However, valve status of IC was not indicated on the control panel. Operators judged HPCI was not operable because indicators on the control panel were gradually faded. For Unit 2, operating status of RCIC became unknown. ・ At 15:50, instrumentation power was lost and reactor water levels for Units 1 and 2 became unknown. ・ Communication between MCR and the site emergency response headquarters was limited to a hot-line and fixed-line phone, it was not able to use PHS. 【Situation at Main Control Room of Unit 3/4】 ・ Due to loss of all AC power, lighting in MCR was emergency light only. Since Unit 4 was in refueling outage and completely defueled, parameters such as reactor water level was checked mainly focused at Unit 3. This was conducted with flashlights. ・ Per operating procedure at the time of loss of AC power, unnecessary load was cut to extend battery life for RCIC and HPCI.

・ At 16:03, RCIC was manually started, parameters like discharge pressure and rotating speed were confirmed in MCR. Operating status was monitored and made HPCI start up ready. 【Situation at Main Control Room of Unit 5/6】 ・ Two DGs at Unit 5 and two DGs at Unit 6 were stopped simultaneously by the tsunami. One remained DG at Unit 6 continued operation with adjusting frequency. ・ MCR at Unit 5 lost lighting and emergency lights put on, but these emergency lights faded gradually then MCR became dark. MCR at Unit 6 was same as normal. ・ 【Restoration of MCR Instrumentation】 ・ The restoration team in the site emergency response headquarters prepared for necessary documents and drawings to restore power in MCRs. Also they started to gather batteries and cables at offices of contractor’s office in the site. The team carried batteries and cables which were

Temporary Batteries were used to supply power to instrumentation

collected in the site to MCR of Unit 1/2. Then confirming drawings, they started to connect the batteries to instrument panel in the MCR. At the event of “ECCS was unavailable to inject water into the reactor”, a top priority was to understand the status of water injection into the RPV. So restoration work was focused on connecting batteries to reactor water indicator which functions by DC power.

Checking indicators with flashlight

・ Reactor water levels were become clear for Unit 1 at 21:19 and for Unit 2 at 21:50. ・ The restoration team of the emergency response headquarters installed a small generator to restore lighting in MCR. Temporary lights were installed in MCR of Unit 1/2 at 20:49 and Unit 3/4 at 21:58. 【Securing Power Supply, Starting Restoration Work】 ＜Securing Power Supply Vehicle＞ ・ Corporate Distribution Department ordered branch offices to secure high and low voltage power supply vehicles and confirm driving route to Fukushima Diichi NPS. ・ Although high and low voltage power supply vehicles headed to Fukushima Daiichi,

they were not able to drive up to the site fast enough because of damages of roads and traffic jam. It was considered to transport the power supply vehicles by choppers of the Self Defense Force, but it turned out that the weight of the vehicles were too heavy to carry. TEPCO requested Tohoku Electric Power Company to dispatch power supply vehicles to Fukushima Daiichi NPS. ・ As a result of equipment soundness check, it turned out that breakers were dropped and not usable in the switchyard and off-site power would not be restored soon. Also DGs were not operable and difficult to be restored soon because they were submerged.

It was concluded that power restoration using

power supply vehicles were necessary. ・ Visual inspections for inundation status and damages on exterior and insulation resistance tests were conducted on the power panels (M/C and P/C) in the turbine buildings (part of them are not in the turbine building). It was confirmed that all of the M/C and P/C at Units 1 and 3 was inoperable, all of the M/C at Unit 2 was also inoperable, part of P/C at Unit 2 was operable. (later we confirmed 4 out of 7 P/Cs were operable.) ・ The site engines decided to connect power supply vehicles to the primary side of a power transformer (6.9kV/480V) in a P/C at Unit 2 to have 480 V to use SLC pumps. ・ Considering distance to the P/C of Unit 2 and workability for laying cables, the power supply vehicle was set at the side of the turbine building and cable was laid from the equipment hatch of the turbine building to the P/C in the north side of the first floor of the building. The distance was about 200 m. ・ The cable laid in the building was carried in by a 4-ton unic truck. This cable was stored by an on-site contractor for outage works. ＜Arrival of Power Supply Vehicles＞ ・ Power supply vehicles of Tohoku EPC and TEPCO arrived at the site during midnight of March 11 and early morning of March 12. ・ In cable connection, TEPCO’s power supply vehicles were given priority. ＜Cable Laying and Connection＞ ・ Cable in the building was more than 10 cm diameter, about 200m long and weigh more than 1 ton. Usually, laying this kind of cable takes considerable days using machine but 40 TEPCO personnel laid the cable in 4, 5 hours by hand.

Sagging of Road

・ It was very difficult to work steadily because of extremely bad working condition such as dark place, water puddle by the tsunami, debris and lost manhole lids. It was necessary and quite a challenge to look for cable penetration in the dark and make cable route by destroying doors. Also, cable work was suspended by evacuation with continued Tsunami Alarm and many aftershocks. ・ Cable terminal connection to P/C was completed only a few engineers, usually this takes several hours. ・ Though it was necessary to maintain communication between the field and the site emergency response headquarters, the communication was almost lost in the site and had to walk to locations where communication was possible, very time consuming for the emergency situation. ・ At 15:30, cable connection between the primary side of the P/C at Unit 2 and the high voltage power supply vehicle was completed. Power was supplied just short of the SLC pump. However, at 15:36, Unit 1 exploded and debris by the explosion hit and damaged the cable, then the high voltage power supply vehicle automatically stopped. Field work was suspended and everyone evacuated to Anti-Seismic Building (TSC Building). 【Confirmation of Water Injection to RPV】 ・ In MCR, operators found indication light of MO-3A and MO-2A after temporary restoration of DC power. The indicators showed the valves were closed. Then an operator opened the valves at 18:18 and confirmed the light indicated the valve status from close to open. Also steam generation was confirmed after the valve operation. ・ At 18:25, the operator closed the return line isolation valve (MO-3A). At 21:30, the operator opened the MO-3A and confirmed that steam was generated. ・ In the early morning of March 12, an operator confirmed operating status at the field(RCIC Room). Equipped with Self air set, flashlight and high boot. It took about an hour to go to and back from the RCIC room. Usually this takes only 10 minutes but at that time, there were still concerns of aftershocks and tsunami and putting on/off the self air set took extra time. ・ In RCIC room, there was a water puddle and it’s depth was Self Air Set

about the height of the boots. Faint metallic sound was heard but the operator was not able to check the rotating part. He returned to the MCR but was not able to determine whether RCIC was operating or not. Since PHS was not functioning, he reported the situation after getting back to the MCR ・ Then at 2:00, the operator went there again. Water puddle increased and the operating status of RCIC was not able to see in the RCIC room. The operator determined RCIC was in operation by checking reactor pressure and RCIC discharge pressure at the instrument rack of RCIC and RCIC discharge pressure was high. After he reported this after returning to the MCR then reported to the site emergency response headquarters at 2:55.

http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/110618e15.pdf Time line sequence of major events following earthquake to May 12th (Sat) for Unit 1 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station This report is based on various information as well as testimonies received from relevant people up to this point in time.

Further announcements may be released upon

the discovery of new information identified during the investigation. March 11th, 2011 2:46 pm The reactor was scrammed automatically after the Tohoku Chihou Taiheiyou Oki Earthquake occurred. The third state of emergency was announced. 2:47 pm

The main turbine was suspended automatically. Diesel generator for emergency

started automatically. 2:52 pm

The isolation condenser (hereafter referred as “IC”) started automatically.

3:02 pm

Subcritical state of reactor was confirmed.

Approx. 3:03 pm IC was suspended manually to control the reactor pressure. The control of the reactor pressure by IC was started. 3:06 pm

Headquarter for major disaster countermeasures was established in the head

office to grasp situations of damages and to restore the outage due to the earthquake. 3:27 pm

The first tsunami hit the Muclear Power Station.

3:35 pm

The second tsunami hit the Muclear Power Station.

3:37 pm

All the alternating-current sources were stopped.

3:42 pm

It was decided that a specific incident stipulated in Article 10, Clause 1 of

the Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness has occurred, and relevant governments were notified of the incident. 3:42 pm

The first Level Emergency” was declared, and Emergency Response

Headquarter was established (as Joint Headquarter with Headquarter for major disaster countermeasures mentioned above). 4:36 pm

It was decided that a specific incident (impossibility of water injection by

Emergency Core Cooling System) stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness has occurred, because the reactor water level and the status of water injection was not confirmed. The relevant governments were notified of the incident at 16:45. 4:36 pm

“The second Level Emergency” was declared.

4:45 pm

It was decided to cancel a specific incident (impossibility of water injection by

Emergency Core Cooling System) stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness, because the reactor water level was confirmed. The relevant governments were notified of the cancellation at 16:55. 5:07 pm

It was decided that a specific incident (impossibility of water injection by

Emergency Core Cooling System) stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness has occurred, because the reactor water level was not confirmed again. The relevant governments were notified of the cancellation at 17:12. 5:12 pm

General Manager of Power station directed to start consideration of

measure to injecting water to Reactor using the Fire Protection System which is installed as a measure for accident management and fire fighter. 5:30 pm

Diesel-powered fire pump activated. (idle activity)

6:18 pm

Operated to open IC return line of isolation valve (MO-3A) and IC steam line of isolation valve (MO-2A). Confirmed steam rising out.

6:25 pm

Operated to close IC return line of isolation valve (MO-3A)

8:49 pm

Temporary lighting was turned on in the main control room.

8:50 pm

Government of Fukushima prefecture ordered to evacuate for the residents within 2km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

9:19 pm

Water level in the reactor found out. Top of active fuel (hereinafter “TAF”) +200mm

9:23 pm

The Prime Minister ordered the residents to evacuate within 3km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, and ordered the residents to stay indoors within 3km to 10 km radius.

9:30 pm

Operated to open IC return line of isolation valve (MO-3A). Confirmed steam rising out.

9:51 pm

Prohibited entry into the reactor building as the radioactive dose increased.

10:00 pm Confirmed water level in the reactor was TAF+550 mm. Reported it to the authorities at 10:20 pm. 11:00 pm Reported to the authorities as a result of survey at 11:40 pm, an increase of radioactive dose in the turbine building (1.2mSv/h in front of the double doors in the North on the first floor of the turbine building, 0.5mSv/h in front of the double doors in the South on the first floor of the turbine building) March 12th, 2011 0:06 am The General Manager of power station instructed to prepare to vent the Primary Containment Vessel (hereinafter “the Vent”) as the drywell (hereinafter “D/W”) pressure was likely to exceed 600kPa abs and there was a possibility to

implement the Vent. 0:30 am

Government confirmed the completion of evacuation of the residents (3km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in Futaba Town and Okuma Town, reconfirmed at 1:45 am)

0:49 am

As D/W pressure was likely to exceed 600kPa abs, it was judged to a specific incident (extraordinary increase of pressure in the Primary Containment Vessel) occurred, based on Article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness. Reported it to the authorities at 0:55 am

1:30 am

Proposed and obtained agreement to implement the Vent at Unit1 and Unit2 to prime minister, minister of economy, trade and industry and Nuclear and Industrial Safety Agency.

1:48 am

Confirmed that diesel-powered fire pump stopped because of defects. Started to consider connecting the water inlet of the Fire Protection Line with a fire engine.

2:47 am

Reported to the authorities, D/W pressure reached 840 kPa abs at 2:30 am

3:06 am

Press conference about the Vent implementation was held.

3:33 am

Reported to the authorities, the result of evaluation of radioactive exposure in the case that the Vent was implemented.

4:55 am

Confirmed the radioactive dose in the power station rised (0.069μSv /h (4:00) => 0.59μSv /h(4:23) around main gate) and reported it to the authorities.

5:14 am

As the radioactive dose increased in the premise of the power plant and the D/W pressure tended to decrease, it was judged that “radioactive material leakage to the exterior” occurred. Reported it to the authorities.

5:44 am

The Prime Minister ordered the residents within 10km radius of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate.

5:46 am The fire engine started plain water injection into the reactor through the Fire Protection Line. 6:33 am

Confirmed that consideration was being given to the evacuation from Okuma Town to an area located in Miyakoji.

6:50 am

There was an order of The Minister of Economy, Trade and Industry to implement the Vent based on the laws and ordinances (manual Vent).

7:11 am

The Prime Minister arrived at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

8:03 am

The General Manager of the power station instructed to aim to implement the Vent at 9 am.

8:04 am

The Prime Minister left Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

8:27 am

Confirmed the information that part of the residents in Okuma Town have not been able to evacuate yet.

8:37 am

Reported to the Fukushima Prefectural Government that we were preparing for the start of the Vent around 9 am. Coordination was done with Fukushima Prefectural government to implement vent operations subsequent to the evacuation.

9:03 am

Confirmed that the evacuation of Okuma Town (Kuma area) residents had been completed.

9:04 am

Person on duty left for the scene in order to implement the Vent.

9:05 am

Announcement of implementation of the Vent.

Approx. 9:15 am

Manually opened the vent valve (MO valve) of Primary Containment

Vessel (hereinafter ”PCV”) 9:30 am

An operation of the vent valve (A/O valve) of the suppression chamber (hereinafter “S/C”) was tried but given up due to high radioactive dose.

9:53 am

Reported to the authorities, an evaluation result of exposure in the case that the Vent was implemented.

10:17 am

S/C vent valve (AO valve) was opened in the central control room (with expectation of residual pressure of instrumentation air system).

10:40 am As the radioactive dose increased at the main gate and the monitoring post, it was judged that there was a high possibility that radioactive materials were released because of the Vent. 11:15 am

Confirmed that there was a possibility that the Vent was not fully effective as the radioactive dose decreased.

11:39 am

Reported to the authorities, that radioactive exposure of an employee of Tepco exceeded 100 mSv (106.30 mSv), who had entered into the reactor building for the Vent operation.

2:30 pm

When setting up a makeshift air compressor around 2 pm in order to operate the S/C vent valve (AO valve), we confirmed that the D/W pressure decreased and judged that the “release of radioactive materials” occurred by the Vent. We reported this information to the authorities at 3:18 pm.

2:53 pm

80 tons (accumulated total) plain water had just been poured into the reactor by the fire engines.

2:54 pm

The General Manager of the power plant instructed to implement an injection of seawater into the reactor.

3:18 pm

Reported the following items to the authorities: recovery work of standby liquid control system was in progress, the standby liquid control pump was scheduled to be activated and boric-acid solution was scheduled to be injected into the reactor as soon as those were ready, furthermore, seawater was hereafter scheduled to

be injected into the reactor through the Fire Protection Line as soon as that was ready. 3:36 pm

All the preparations were complete for the injection of boric-acid solution through the standby liquid control system, upon power restoration by use of a power supply car.

3:36 pm

An explosion occurred in the reactor building. Power- supply facility for the standby liquid control system and pre-arranged hose for seawater injection were damaged and out of commission.

4:27 pm

Measuring the dose exceeding 500μSv /h at the monitoring post (1,015μSv /h), judged as a specific incident occurred based on article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose increased abnormally at the boundary of the site). Reported this information to the authority.

6:05 pm

The information was shared among the head office and the power station that there was an order of The Minister of Economy, Trade and Industry based on the laws and ordinances.

6:25 pm

The Prime Minister ordered the residents within 20km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate.

7:04 pm

Seawater was started to be injected into the reactor by the fire engines through the Fire Protection Line.

8:45 pm

Boric-acid solution was started to be mixed with seawater and injected into the reactor.

End

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 Alternative Water Injection This document is a summary of the latest information obtained through information and interviews with personnel concerned. We will continue investigation and announce when new facts and findings are obtained.

○Activities after Determination and Reporting of Loss of ECCS at 16:36 on March11. 【Planning for Alternative Injection】 ・ Frequent evacuation and suspension of field work due to continued tsunami alerts and aftershocks. Working without lighting and communication measures and significant amount of debris and soil by the tsunami made the field operation very difficult. ・ At 17:12, the site emergency response headquarters started to discuss using the alternative water injection which was put in place as an accident management measures (AM) and the fire protection tanks and fire engines deployed after Niigataken Chuetsuoki Earthquake. ・ Meanwhile, operators checked measures for alternative water injection with AM procedure in the MCR and confirmed injection line to RPV then started to use Diesel Driven Fire Pump (D/D FP). ・ Operators lined up alternative water injection with D/D FP and Fire Protection line via Core Spray System , opening valves in the Core Spray lines by hand in the dark reactor building. After depressurize the RPV below 0.69 MPa, water injection through FP/CS became available. ・ At 17:30, D/D FP started up but in stand-by. ・ The restoration team of the site emergency response headquarters conducted visual inspections for inundation status and damages on exterior and insulation resistance tests were conducted on the power panels (M/C and P/C) and found power supply equipment in Unit 1 was unable to use but one of P/Cs in Unit 2 was operable. The team made plans to use SLC (Stand by Liquid Control) system to inject water in the RPV, since the SLC had high discharge pressure. Power supply for the SLC was planed to be restored by power supply vehicle via P/C in Unit 2. ・ Monitoring instruments in the MCR were unable to use because of power outage. Then an operator entered in the dark reactor building and

confirmed the reactor pressure was 6.9 MPa as of 20:07. Later, water level indicator returned its function and indicated the level was 200 mm above TAF (Top of Active Fuel) at 21:19.

○Activities after Starting Consideration for Connecting Water Injection Line from Fire Engine to Fire Protection Line at 1:48 on March 12 【Diesel Driven Fire Pump (D/D FP)】 ・

At 1:48, an Operator found D/D FP was stopped which had been on stand by to inject water into the RPV. In order to start the D/D FP again, diesel fuel was carried to the pump and fueled manually and batteries stored at an office of on-site contractor was carried and replaced but the pump did not work.

【Preparation for Water Injection from Fire Engine】 ・

It was impossible to use filtered water as water source for RPV because fire hydrant was damaged and water was spewed. To have sufficient amount

of

filtered

water

for

the

injection, valves were closed around the area. Also other water sources were looked for and the fire protection tank was confirmed to be available. ・ One fire engine was made ready for injection to the RPV. Other two fire engines were

Sagged Road in the Site unavailable, for one was failed by the tsunami and the other was not able to

move from the area near Unit 5/6. Damages on the road and debris by the tsunami divided the access route between Units 1 – 4 side and Units 5,6 side. ・ There were a lot of obstacles to deploy the available fire engine close to Unit 1. Tank swept by the tsunami blocked a road in front of the old-administration building and the road was impassable. The gate at the physical

protection

headquarters

lost

power and did not open. The restoration

Tank moved by Tsunami

team of the site emergency response headquarters looked for rout in the site, then got access for the fire engine by breaking a lock at the gate between Units 2 and 3. ・ As for the fire engine, measures were studied to inject water via Fire Protection line. Also additional fire engines and water transportation by the

SDF were considered. ・ Reactor pressure was 0.8 MPa at 2:4. 【Restoration of SLC system】 ・

Power supply and pump in SLC system were not affected by the tsunami. Since the SLC has high-head pump, power supply was being restored by the power supply vehicle.

○Activities after Starting Water Injection into the RPV at 5:46, on 3/12 【Prepare/Continue Freshwater Injection】 ・ A fire engine in the garage moved to Unit 1. At first, the fire engine pumped up water at the fire protection tank then drove close to the reactor building and injected water through FP line, this operation was repeated because it was considered the elevation at the fire protection tank was too low and the discharge pressure of the pump in the fire engine was not enough. It took significant amount of time to drive the fire engine carefully under the half-collapsed building. ・

It took time to go back and forth the fire engine between the fire protection tank and the reactor building, after some trial and error, continuous water injection started by using a horse equipped on the fire engine to directly connect the fire protection tank and the fire protection line to the RPV.

・

Additional fire engine arrived to the site and this one was used to transport freshwater from the fire protection tank at Unit 3 to the fire protection tank at Unit 1 repeatedly. The fire protection tank had room for only one horse, so water injection to the RPV had to be suspended when the second fire engine came to replenish the water in the tank.

【Preparation for Seawater Injection and SLC】 ・ Because of the limitation of the amount of freshwater in the fire protection tanks, preparation for seawater injection was initiated. ・ Instead of taking seawater directly from the sea, the backwash pit where seawater was filled by the tsunami was selected as a supply souse taking

the road conditions in the site Injection by Fire Engine

and distance from Unit 1 into consideration. ・ At 14:53, 80,000 Litter of fresh water had been injected to the RPV. ・ At 14:54, Site Vice President directed to prepare for seawater injection to the RPV. Since freshwater in the fire protection tank at Unit 1 was drying up, freshwater was transported from other fire protection tanks in a quick pace and preparation for seawater injection was moved ahead. ・ Around 15:30, cable connection between the primary side of P/C at Unit 2 and high-voltage power supply vehicle was completed. Power was supplied just short of the SLC pump. ・ Lining up of seawater injection was completed with three fire engines connected in series to have sufficient head. Seawater was taken from the backwash pit at Unit 3.

・ At 15:36, Unit 1 reactor building exploded.  Workers at the field evacuated, rescued and transported the injured. (TEPCO: 3, Contractor: 2) 

To verify safety and see effect of the explosion, field survey and walk down were conducted. (Status of fire engines, damages to the buildings and smoking etc.)

Fire

engines

maintained

their

function though windshield was broken. 

Explosion of Unit 1 Reactor Building

As for the SLC pump, ballistic fragments by the explosion damaged cable damaged the cable and high-voltage power supply vehicle stopped automatically.

 ・

The hoses prepared for seawater injection was also damaged.

It was impossible to resume restoration work until evacuation, confirmation of the safety of workers and the field were completed.

・

Workers removed debris, collected hoses from outdoor fire hydrants and laid hoses again to seawater injection. Because the debris near Unit 1 had

high radiation, all these activities were monitored by

radioactive protection technicians. ・ At 19:04, seawater injection started using the fire protection line and fire engines.

Unit 1, Fukushima Daiichi Nuclear Power Station The operation of the vent valve at the PCV This summarizes the facts based on info and testimony available to date. We will continue the investigation. If new facts are confirmed at a later date, we will announce again. 

Activities after report “At 4:36 PM on March 11, Determination and Report of ECCS’s inability to inject water”

・ We were endeavoring to restore indicators in the Main Control Room. We did below works. 【Preparation work for opening the vent valve】 ・ At the Main Control Room we submitted the accident management (“AM”) operation procedure to the chief operator and confirmed the procedure. Also, we began confirming the name and place of valves required for opening the vent valves (“Vent”) using the checklist for valves. ・ Generation team of Power station emergency response headquarters (“PSER”) began reviewing the AM operation procedure and checking the Vent procedures without electricity. ・ Restoration team of PSER, during aftershocks, went to the administration main building (entrance prohibited) to get drawings in order to check the model and structure of the S/C vent valve (AO valve) required for Vent and open manually. At the same time, we inquired our subcontractors. From the drawings, we

The status of administration main building

confirmed that there is a handle on the small valve of S/C vent valve (AO valve) and could be opened manually. We notified the Main Control Room accordingly. 【The dose at the work place began to increase】 ・ 9:51 PM，The dose at the R/B began to increase. We prohibited entry to R/B. ・ 10:00 PM, PSER have been reported that the figures by APD went up to 0.8mSv during a very short period of time at the R/B. ・ 11:00 PM，because of the influence of increase of dose at R/B, the radiation dose in the T/B increased. (in front of the airlock, north side, 1FL, T/B: front of the airlock, south side, 1FL, T/B: 0.5mSv/h）。 【D/W pressure began to increase】

1.2mSv/h，in

・ 11:50PM, at the Main Control Room, Restoration team of PSER connected the battery for the reactor water level gauge to D/W pressure gauge to check the pressure. The pressure indicated was 600kPa abs. Reported that to PSER. 

Activities after “At 12:06 AM on March 12, D／W pressure may exceed 600kPa abs. Instruction from the Station Manager to proceed with the preparation”

【began to confirm the actual Vent procedures】 ・ At the Main Control Room we put together the piping and instrumentation diagrams, AM procedure manual, documents such as the drawings of valves and the whiteboard. We began confirming the actual procedures such as how to operate the valve and sequences. ・ At 1:30 AM, we asked for permission to do Vent to Prime Minister, Minister of METI and NISA and got approval. From Headquarters Task Force (“HTF”), we received instruction “We would like you to do Vent by whatever ways to operate the MO valve and AO valve. At 3:00 AM, Minister of METI and we will announce doing Vent. After the announcement, please do Vent.” 【continue confirmation of Vent procedures】 ・ 2:24 AM， PSER received the evaluation result of work time at the field site

to do

Vent. If the atmospheric radiation is 300mSv/h, we have 17 minutes of work time under the radiation limit for emergency response (100mSv/h) (the air in the self-contained breathing apparatus lasts 20 minutes. Need to take iodine tablets.) ・ 2:30 AM，D/W pressure reached 840kPa abs（the maximum operation pressure = 427kPa gauge※） ※528.3kPa abs（＝427kPa gage＋101.3kPa） ・ 3:45AM， HTF made the evaluation on exposure dose at the surrounding areas at the time of Vent and shared with the power station. At the power station, in order to measure dose in the R/B, we opened the airlock. As we saw white gaseous substance, we instantaneously closed the airlock. We couldn’t conduct dose measurement. ・ At the Main Control Room, in preparation for Vent, we repeatedly confirmed the sequence of operation of valves, location of valves in Torus Room, height of valves etc.

We collected as many equipments as possible required for the work.

Those are fire fighting garments, self-contained breathing apparatus, APD, survey meter and flashlights. ・ At 4:30 AM, because of the risk of tsunami by aftershocks, PSER instructed the

Main Control Room to prohibit operation at the field site. ・ At 4:45 AM, PSER delivered APDs (set at 100mSv) and full face masks to the Main Control Room. At 4:50 AM, as the worker returned to the main anti-earthquake building was contaminated, we decided to equip, from the entrance of the main anti-earthquake building, “full face mask + charcoal filter + B garment, C garment or coverall” when we go to the field site. After that, at 5:00 AM, Main Control Room was instructed to equip similarly “full face mask + charcoal filter + B garment. ・ At the Main Control Room as the dose increased, the Chief shift operator instructed shift operators to move to Unit 2 side with relatively lower dose. ・ At 6:33 AM，as to the status of evacuation at surrounding areas, we confirmed that residents are planning to move from Okuma town to Miyakoji. ・ 8:03 AM, Station Chief instructed to target 9 AM to do Vent for Unit 1. ・ At the Main Control Room, we formed three teams, two persons for each (Chief shift operator and deputy chief shift operator) because of the following reasons: (i) it is impossible to work by one person because of complete darkness (ii) the high anticipated dose and (iii) may need to return because of the aftershock. ・ We confirmed the status of evacuation by residents. At 8:27 AM, TEPCO employees dispatched to Okuma town office reported to PSER that part of Okuma town hadn’t yet evacuated. ・ At 8:37 ， we notified Fukushima prefecture that we are preparing for the commencement of Vent from 9:00 AM. We coordinated to Vent after evacuation is over. ・ At 9:03 AM，we confirmed that Kuma area, Okuma town finished evacuation. We notified Fukushima prefecture that we will make announcement to the media and do Vent at 9:05 AM. 

Activities after “At 9:04 AM on March 12, shift operators departed to the field site to do Vent”

【Open PCV vent valve (MO valve)】 ・ At 9:04，in order to open PCV vent valve, two shift operators went to the field site. They were equipped with fire

fighting

garment,

self-contained

breathing

apparatus and APD. As the electricity was lost, the field sites in R/B and T/B were in complete darkness. They

departed with flashlights. As there was no communication channel with the field site, we decided to dispatch teams to the field site one by one. After one team returned to the Main Control Room, the next team departed. ・ The first team departed the Main Control Room to the field site to open the PCV vent valve (MO valve). At 9:15 AM, opened to 25% per the operation procedure and returned to the Main Control Room. The exposure dose was 25mSv. 【open the S/C vent valve (AO valve) - small】 ・ At 9:24 AM, in order to open the S/C vent valve (AO valve) – small, team 2 departed the Main Control Room to Torus Room. During the way, dose increased and as there was a risk to exceed the dose limit, 100mSv, at 9:30 AM, team returned to the Main Control Room. ・ As the dose was high, we gave up the work by team 3. We reported to the PSER. 【Considered measures to open S/C vent valve (AO valve）-large】 ・ As we could not open the S/C vent valve (AO valve) – small at the field site, the PSER began considering the location to connect the temporary air compressor (to 11:00 AM). Also, PSER instructed the Main Control Room to open the S/C vent valve (AO valve) – small by remote operation hoping for the residual air pressure in the I&C compressed air line. 【remote opening of the vent valve (AO valve) – small (hoping for the residual air pressure in the I&C compressed air line)，reading at monitoring posts (“MP”) became higher】 ・ At 10:17 AM，did the first remote opening, uncertain whether the valve opened. ・ At 10:23 AM，did the second remote opening, uncertain whether the valve opened. ・ At 10:24 AM，did the third remote opening, uncertain whether the valve opened. ・ At 10:40 AM, as we confirmed that the dose at the main gate and MP became higher, PSER determined that it was highly likely that radioactive substances were released by Vent. At 11:15 AM, as the dose became lower, PSER suspected that the Vent was insufficient. 【Opening the S/C vent valve (AO valve）-large】 ・ The restoration team of PSER looked for the temporary compressor, received info that the there was one at the subcontractor’s office and decided to go and search at there. In order to connect the temporary compressor, we needed the adaptor. By using the piping and instrumentation diagrams, we decided the place to connect. At

the field site, we took photos of that place and returned to PSER. ・ At 12:30 PM, we looked for the adaptor. We found the temporary compressor at our subcontractor’s office and transferred that by a crane truck. As the dose was high, we located the compressor at the outside of large equipments carry-in opening. At 2:00 PM, we started the temporary compressor. ・ At 2:30 PM, we confirmed that D/W pressure went down and determined this as “release of radioactive substances” by Vent. D/W pressure 0.75MPa→0.58MPa(2:50 PM)

Time line sequence of major events following earthquake to May 15th (Tue) for Unit 2 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station This report is based on various information as well as testimonies received from relevant people up to this point in time.

Further announcements may be released upon

the discovery of new information identified during the investigation. Friday March 11, 2011 2:46 pm

Touhoku-Pacific earthquake occurred. The 3rd emergency attitude was automatically issued.

2:47 pm

Automatic Reactor scram, Stopped automatically Main Turbine, Started Emergency generator automatically.

2:50 pm

Manually started up Reactor Core Isolation Cooling System (hereinafter RCIC).

2:51 pm

Shut down RCIC (High Reactor water level).

3:01 pm

Confirmed uncritical on Reactor.

3:02 pm

Manually started RCIC.

3:06 pm

Set up an Emergency Center at headquarter.(To figure out the situation by damage caused by earthquake, recovering from blackout etc)

3:27 pm

1st wave of Tsunami arrived.

3:28 pm

RCIC shut down (High Reactor water level).

3:35 pm

2nd wave of Tsunami arrived.

3:39 pm

Manually started up RCIC.

3:41 pm

Lost all AC power sources.

3:42 pm

Judged that specific issue (lost all AC power sources) based on the article 10, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred and reported to authority etc.

3:42 pm

The 1st emergency attitude was issued. Set headquarter for Emergency Headquarters (Combined headquarter with headquarters for major disaster countermeasures).

4:36 pm

Judged that the specific issue (Enable to inject water by Emergency Core Cooling System) based on the article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred because of enable to confirm Reactor water level and situation of injecting water. Reported it to authority etc. at 4:45 pm.

4:36 pm

2nd emergency attitude was issued.

5:12 pm

General Manager of Power station directed to start consideration of measure to injecting water to Reactor using the Fire Protection System which is installed as a measure for accident management and fire fighter.

8:49 pm

Temporary lighting was turned on in the main control room.

8:50 pm

Government of Fukushima prefecture ordered to evacuate for the residents within 2km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

9:02 pm

Reported the risk that the water level may reach to Top of Active fuel (hereinafter TAF) because of uncertain Reactor water level and enable to check the condition of injecting water by RCIC to the Reactor.

9:13 pm

Estimated the TAF reaching time at 9:40 pm, report it to authority.

9:23 pm

Prime minister ordered to evacuate for the residents in 3km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, and to shelter indoors for the residents in 3km to 10 km radius.

10:00 pm

As Reactor water level was turned out to be at TAF+3400mm, estimated to take more time to reach TAF and reported authority at 22:10 and 22:20.

Saturday, March 12, 2011 12:30 am

Confirmed evacuating measure of residents by national government has been completed (Confirmed the evacuation inside 3km radius in Futaba town and Okuma town has been completed, reconfirmed at 1:45)

Approx. 1:30 am

Proposed and obtained agreement to implement vent at Unit1 and Unit2 to prime minister, minister of economy, trade and industry and Nuclear and Industrial Safety Agency.

2:55 am

Confirmed RCIC is under operation.

3:06 am

Press conference about vent implementation was held.

3:33 am

Reported the result of evaluation exposure dose in the case of vent was implemented to authorities.

4:55 am

Confirmed the radiation dose in the power station raised (0.069μSv /h (4:00) => 0.59μSv /h(4:23) around main gate) and reported it to authority.

5:44 am

Prime minister ordered to the residents in 10km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate.

6:50 am

The order to implement vent based on the law by minister of economy, trade and industry (manually vent).

7:11 am

Prime minister arrived at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

8:04 am

Prime minister departed from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

4:27 pm

Measuring the dose exceeding 500μSv /h by monitoring post (1,015μSv /h), judged as specific event based on article 15,clause 1 of Act on Special Measures

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred

(Radiation dose raised abnormally at boundary of the site) and reported it to the authority. 5:30 pm

General Manager of the power station ordered to prepare the operation of vent.

6:25 pm

Prime minister ordered the residents in 20km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate.

Sunday, March 13, 2011/06/21 8:10 am

Primary Containment Vessel (hereinafter PCV) Vent valve “OPEN”.

8:56 am

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(882μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue based on Article15, clause1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities.

10:15 am

General Manager of Power Station ordered to start Vent operation.

11:00 am

Vent line composition was completed except for rupture disc.

11:00 am

Prime minister ordered sheltering indoors to the residents in the area of over 20km to 30km radius from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

11:20 am

Announcement of implementation of the Vent.

12:05 pm

General Manager of Power Station ordered to prepare to use sea

water. 2:15 pm

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(905μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raise) based on Article15, clause1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 2:23.

3:18 pm

Reported evaluation result of dose exposure in case of implementation of Vent to authorities.

Monday, March 14, 2011 2:20 am

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(751μSv /h) was measured around main gate, it was judged to specific issue(radioactive dose at

boundary abnormally raised) Special

Measures

based on Article15, clause1 of Act on

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred, and reported to the authorities at 4:24. 2:40 am

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(650μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue(radioactive dose at boundary abnormally raised) Special

Measures

based on Article15, clause1 of Act on

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred, and reported to the authorities at 5:37. 4:00 am

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(820μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised) based on Article15, clause1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 8:00.

9:12 am

As radioactive dose exceeding 500μSv /h(518.7μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised) Special

Measures

based on Article15, clause1 of Act on

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred, and reported to the authorities at 9:34. 11:01 am

The large valve of suppression chamber became (hereinafter “S/C”) “Close” because of the explosion of building of Unit 3. Incapable of “Open” was confirmed. Prepared water injection line was not available because of breakage of the fire engine and the hose.

1:05 pm

Recommencement of composing line of injecting seawater including fire engine.

1:18 pm

As Reactor water level was downward trend , reported to start preparation work such as injecting seawater to the Reactor immediately to the authorities.

1:25 pm

As Reactor water level is decreasing, the RCIC function seems to be lost, judged Article15, clause1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred (Lost Reactor Cooling Function) , and reported to the authorities at 1:38 pm.

3:26 pm

Evaluated TAF reaching time is 4:30 pm, reported it to the authorities.

4:30 pm

Activated fire engine for injecting seawater to the Reactor.

4:34 pm

Started operation for reducing Reactor pressure, and reported to start injecting seawater using fire protection system to authorities.

5:17 pm

Reactor water level reached TAF. Reported it to the authorities at 5:25 pm.

Approx. 6:00 pm

Started Reactor depressurization (Reactor pressure 5.4MPa=>7:03 pm 0.63 MPa ).

6:22 pm

Reactor water level reached TAF-3,700mm. Judge the fuel was exposed to air. Reported to the authorities at 7:32pm.

7:20 pm

Confirmed the fire engine for injecting seawater to the Reactor stopped due to out of fuel.

7:54 pm

Started injecting seawater to the Reactor from Fire Protection System by fire engine (started up at 7:54 pm and 7:57)

Approx. 9:00 pm

Operated to open the small valve of S/C vent valve(AO valve). The vent line composition was completed except for rupture disc.

9:20 pm

Opened 2 Safety Release Valves (hereinafter SRV) and confirmed recovering of water level. Reported it to the authorities at 9:34 pm (as of 9:30 pm Reactor water level=TAF-3,000mm).

9:35 pm

As radioactive dose exceeding 500 μSv/h was measured by monitoring car(760μSv/h), it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised)

based on Article15, clause1 of Act on

Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 10:35 pm. 10:50 pm

As Dry Well (hereinafter D/W) pressure exceeded maximum usage pressure 427kPa gage, it was judged to specific issue (RPV pressure abnormally raised)

based on Article15, clause1 of Act on Special

Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 11:39 pm. Approx. 11:35 pm

As the pressure at S/C side was lower than working pressure of the rupture disk and the pressure at D/W side was raising, decided measure of vent operation with opening small valve of D/W vent.

Tuesday, March 15, 2011 12:02 am

Operated to open the small valve of D/W vent valve (AO valve). Vent line composition except for rupture disc was completed (confirmed the valve was closed few minutes later).

3:00 am

As D/W pressure exceeded designed maximum usage pressure, tried to operate to reduce pressure and injecting water to the Reactor. But the

situation was not depressurized sufficiently. Reported it to the authorities at 4:17 am. Approx. 6:00-6:10 am 6:50 am

A large impulsive sound occurred around suppression chamber.

As radioactive dose exceeding 500μSv/h(518.7μSv /h) was measured at around main gate, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised) Special

Measures

based on Article15, clause1 of Act on

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred, and reported to the authorities at 7:00 am. 7:00 am

Report to authorities on evacuation to Fukushima Daini except for the needed personnel such as monitoring and work.

8:11 am

As radioactive dose exceeding 500μSv/h(807μSv /h) was measured by monitoring post, it was judged to specific issue (radioactive materials abnormally released due to fire disaster and explosion)

based on

Article15, clause1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 8:36am. At 8:25 am, confirmed white smoke (seems steam) rising out from the wall around 5th floor of Reactor Building, reported to the authorities at 9:18pm. 4:00 pm

As radioactive dose exceeding 500μSv/h(531.6μSv /h) was measured at main gate, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised)

based on Article15, clause1 of Act on Special

Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness occurred, and reported to the authorities at 4:22 pm. 11:05 pm

As radioactive dose exceeding 500μSv/h(4548μSv /h) was measured at around main gate, it was judged to specific issue (radioactive dose at boundary abnormally raised) Special

Measures

based on Article15, clause1 of Act on

Concerning

Nuclear

Emergency

Preparedness

occurred, and reported to the authorities at 11:20 pm. END

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 Alternative Water Injection This report is summary of the fact information and verbal evidence currently we have. When we found new facts through the continuous investigation, we will update fact in this report.

○Activities after Determination and Reporting of Loss of ECCS at 16:36 on March11. 【Planning for Alternative Injection】 ・

At 17:12, start examination of using alternative method of water injection (Fire Protection System(“FP”), Feed Water Make-up System and Containment Vessel Cooling System), which are installed under Accident Management Plan(“AP) and using fire engine with water from fire protection pool which was installed as a lesson of Chuetu-Oki Earthquake.

・ In the Main Control Room, to secure alternative method of water injection, prepare AM manual on the Chief Unit Operator’s desk and conduct confirmation of water injection line into the reactor. ・ Taking the radiation level of Unit 1 into consideration, before the radiation getting higher, in order to establish water injection line for alternative method by way of Residual Heat Reduction System, open the valves of Residual Heat Removal System manually in the turbine and reactor building, in the darkness, and secure the situation where water injection is possible after decompression of reactor (below 0.69MPa). ・ Restoration Team of Power Station Emergency Response Team has confirmed status of submergence and damage of Power Panel (High Voltage Clad Switch Gear, Power Center) and as a result of insulation resistance test, confirmed one of the power center was alive and start examination of water injection by using Control Rod Drive System(“CRD”) and Standby Liquid Control System(“SLC”), where high pressure water injection is possible, after power restoration to power center by power supply vehicle. ・ At 22:00，water level gauge of the reactor has turned out and as its reading was Top of Active Fuel(“TAF”) +3400mm, confirmed not reaching TAF.

【Restoration of power for alternative water injection】 As power panel and pumps of CRD and SLC was not damaged by sea water, and high pressure water injection was possible, restoration of power by power supply vehicle to the power center was carried out. ・

At around 15:30, though cable was connected to the primary side of the P/C of Unit 2 and, in parallel, connection was made between high voltage power supple vehicle, at 15:36 explosion occurred at Unit 1. Installed cables were damaged by explosion litter and high voltage poser supply vehicle was tripped. All the workers stopped their work and evacuated to the Main Anti-Earthquake Building.

・ On the next day, tried restart of power supply vehicle, which was connected to power center of unit 2, however, current surge relay was operated and failed to supply power. ○Activities after 「3/13 12:05 Direction by Station Manager to prepare to use sea water」 【Start preparation of sea water injection】 ・ In preparation of RCIC out of service, in order to secure switching of sea water injection, proceed establishment of water line of back wash valve pit of Unit 3 as water source, and installed hose pipe of fore engines. 【Reestablishment of sea water injection pipe line after explosion of Unit 3】 ・ At 3/14 11:01，due to the explosion of reactor building of Unit 3, to secure safety all the workers evacuated from site. Hose piping was ready to use but were unavailable to use due to the damage of fire engines and hose pipe. ・ In the afternoon, immediately dashed off to the site and confirmed status of the site and, according to the scattered situation of rubble, decided to precede injecting water sourcing not from the back wash valve pit of Unit 3 but directly from the shallow draft quay. In the high radiation environment surrounded by scattered rubble, proceed preparing new water injection line by using useable fire engines and hose pipe. ・ At 13:18，water level of reactor was in the down trend, at 13:25，determined lose of RCIC function. Estimated from the current situation, reaching TAF will be at around 16:30. Continuously prepare for sea water injection and at

14:43connected to FP by fire engine. ・ From after 15PM to after 16PM，due to the aftershocks centered in offshore of Fukushima Prefecture, work was conducted with difficulties of suspension of work and evacuation. ・ At around 16:30started fire engine and prepared for the readiness to start water injection when decompression of reactor. 【Decompression of Reactor】 ・ In order to inject water from fire engine, decompression of reactor by opening Safety and Relief Valve (“SR”) was necessary, however, as temperature and pressure of Suppression Chamber (“S/C”) was so high (3/14 12:30 S/C Temperature was 149.3℃ and S/C pressure was 486Pa) that, even if the SR valve was opened, there was a possibility of pressure reduction difficulty as the steam will not be condensed, decided after conducting Containment Vessel Vent (“Vent”), then open the SR valve and water injection will be started. ・ At around 16:00 頃，as it was foreseeable taking time until opening vent valve, changed priority on decompression of reactor by opening SR valve. Station manger also directed to conduct opening vent valve in parallel. ・ Under the lack of power, battery was necessary to open the SR valve. Gathered batteries out from the cars and carried to main control room and connected to the electricity cable, however, as the power voltage was lacking, add batteries, try operating several SR valves, continue efforts to decompressing reactor and at around 18:00 start decompression of the reactor. ・ Time was consumed as the temperature and pressure of S/C was high and difficult condition for condensation. Reactor pressure 6.998MPa(16:34)→6.075MPa(18:03)→0.63MPa(19:03) ［Restart of Fire Engines］ ・ Radiation at site was high and confirmation of operating status of fire engines was forced in rotation, at 19:20, confirmed fire engine which was used for water injection was stopped due to the shortage of fuel. After fueling, started water injection into the reactor by using FP line by fire engine(at 19:54, 19:57 started respectively). End

Unit 2, Fukushima Daiichi Nuclear Power Station The operation of the vent valve at the PCV This summarizes the facts based on info and testimony available to date. We will continue the investigation. If new facts are confirmed at a later date, we will announce again.  Activities after report “At 4:36 PM on March 11, Determination and Report of ECCS’s inability to inject water”

・ As a result of restoration work of instruments, at 9:50 PM, we could confirm the Reactor water level (Top of Active Fuel +3400mm). At 11:25 PM, we could confirm the D/W pressure (0.141MPa abs). At 2:55 AM, on March 12, we could confirm operation of RCIC. We decided to prioritize opening the vent valve (“Vent”) for Unit 1. We proceeded with Vent of Unit 1. At the same time, we continued monitoring parameters of Unit 2.  Activities after “At 5:30 PM on March 12, Instruction from the Station Manager to proceed with the preparation of Vent”

【Preparation work for Vent】 ・ Water injection to the Reactor by RCIC continued. D/W pressure was stable at 200～300kPaabs. As we expected that sooner or later we have to do Vent, we began preparation for the venting line-up together with Unit 3. As the dose at the field site was low, we decided to open valves for Vent, other than the rupture disk. ・ At 12:06 AM on March 12, we confirmed that D/W pressure for Unit 1 may have exceeded 600kPa abs. We started the actual work for Vent. At that time, as for Unit 2, we checked from the drawings of valves whether we could manually open valves required for Vent and whether we could attach the jig and force the valve open. Based on the result, the piping and instrumentation diagram, AM operation procedure and the Vent procedure for Unit 1, we confirmed the operation procedure of valves for Vent (PCV vent valve (MO valve) can be opened manually S/C vent valve (AO valve) cannot be opened manually) and prepared the Vent procedure. We also checked the places of valves for Vent using the valve check sheet. （From here, March 13） 【Open PCV vent valve (MO valve) and S/C vent valve (AO valve)-large】 ・ In order to manually open PCV vent valve (MO valve), shift operators wore

necessary equipments such as the self-contained breathing apparatus, brought the flashlight and departed for R/B. ・ At 8:10 AM, opened PCV vent valve (MO valve) by 25% per the operation procedure. ・ At 11:00 AM, we excited the solenoid for S/C vent valve (AO valve)-large by a small generator for the temporary lighting at the Main Control Room and opened S/C vent valve (AO valve)-large. We made up the vent line other than the rupture disk. （D/W pressure was lower than the working pressure of the rupture disk (427kPa gauge), so Vent hadn’t yet occurred. We kept the vent valves open and continued monitoring D/W pressure.）  Activities after “At 11:01 AM on March 14, R/B of Unit 3 exploded. The water injection line prepared was out of order because of damage to the fire engine and hose.”

【Impact of the explosion】 ・ Because of the explosion, the excitation of the solenoid for S/C vent valve (AO valve)-large turned off and the S/C vent valve closed. We had to do the venting line-up again. ・ After the explosion, workers other than shift operators at the Main Control Room suspended all works and evacuated to the main anti-earthquake building. As we had to confirm the workers’ safety and the status of the field site, we couldn’t resume work for a while. ・ D/W pressure was around 450kPa abs, stable below the Vent pressure. 【Open S/C vent valve (AO valve)-small】 ・ After the instruction for evacuation was lifted, at 4:00 PM, we tried to open S/C vent valve (AO valve)-large. At 4:20 PM, as the air pressure from the compressor was insufficient, we couldn’t open. ・ As there was no change on D/W pressure, at 6:35 PM, we tried to open not only S/C vent valve (AO valve)-large but also S/C vent valve (AO valve)-small to restore the vent line. We presumed that we couldn’t open S/C vent valve (AO valve)-large because of malfunction of solenoid. ・ At 9:00 PM, we could slightly open S/C vent valve (AO valve)-small. We established the venting line-up other than the rupture disk. （D/W pressure was lower than the working pressure of the rupture disk (427kPa gauge), so Vent hadn’t yet occurred. We kept the vent valves open and continued monitoring D/W pressure.）

【open D/W vent valve -small】 ・ At 10:50 PM，D/W pressure increased. As the pressure exceeded the maximum operating pressure (427kPa gauge), we determined that specific incident stipulated in article 15 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness”D/W pressure excessively high” occurred. ・ D/W pressure was in upward trend whereas

S/C pressure was stable around 300

～400kPa abs. The pressure was not unified. As S/C pressure was lower than the working pressure of the rupture disk and D/W pressure increased, we decided to open D/W vent valve (AO valve)-small to do Vent. ・ At 12:02 AM on March 15, we finished preparation of the venting line-up other than the rupture disk. A few minutes later, we confirmed that the rupture disk was closed. （D/W pressure did not go down from 750kPa abs. After that, D/W pressure was stable but high.）  Activities after “At 6:00～6:10 AM on March 15, a big boom occurred around the suppression chamber”

・ At 6:00～6:10, a big boom occurred around the S/C. The measured S/C pressure went down to 0MPaabs. ・ Other than TEPCO employees and workers required for plant supervision and temporary restoration work, we temporarily evacuated to Fukushima Daini. 

650 persons moved to Fukushima Daini. 70 persons stayed at the power station headquarters.

・ Shift operators periodically went to the Main Control Room to log D/W pressure etc. 

At

11:25

AM,

we

confirmed

decrease

in

D/W

pressure

(730kPa

abs(7:20)→155kPa abs(11:25)) End

Time line sequence of major events following earthquake to May 15th (Tue) for Unit 3 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station This report is based on various information as well as testimonies received from relevant people up to this point in time.

Further announcements may be released upon

the discovery of new information identified during the investigation.

Friday, March 11, 2011 2:46 pm Great East Japan Earthquake occurred. 3rd emergency attitude was automatically announced. 2:47 pm Reactor scram occurred automatically, main turbine tripped manually. Around 2:48 pm Emergency diesel generators activated automatically 2:54 pm It was confirmed that the reactor was subcritical 3:05 pm Reactor Core Isolation Cooling System (hereinafter called “RCIC”) activated manually 3:06 pm Emergency Center was established at the main office (in order to figure out the damage situation caused by the earthquake and to restore the blackouts) 3:25 pm RCIC tripped (as the reactor water level was high) 3:27 pm 1st wave of the seismic sea wave arrived 3:35 pm 2nd wave of the seismic sea wave arrived 3:38 pm All AC electric power supply was lost 3:42 pm It was determined that a specific incident stipulated in article 10, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (loss of all AC electric supply) occurred and it was informed to the government offices etc. 3:42 pm 1st emergency attitude was announced. Contingency Planning Center was established (and combined with Emergency Center) 4:03 pm RCIC activated manually 4:36 pm 2nd emergency attitude was announced 8:50 pm Fukushima prefecture ordered the residents within 2km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate 9:23 pm Prime Minister ordered the residents within 3km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate, and the residents within 3km to 10km radius of the periphery to evacuate indoors 9:58 pm Temporary lights in the main control room were turned on.

Saturday, March 12, 2011 0:30 am Government confirmed the completion of evacuation of the residents (3km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in Futaba Town and Okuma Town, reconfirmed at 1:45 am) 4:55 am Increase of the radiation dose was confirmed (Near the main gate, 0.069μSv/h, 4:00 am to → 0.59μSv/h, 4:23 am), and it was informed to the government offices etc. 5:44 am Prime Minister ordered the residents 10km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate. 7:11 am Prime Minister arrived at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station 8:04 am Prime Minister departed from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station 11:36 am RCIC tripped 0:35 pm High Pressure Core Injection System (hereinafter called “HPCI”) activated automatically (as the reactor water level was low) 5:30 pm Plant manager ordered to prepare for the vent of primary containment vessel (hereinafter called “vent”) 6:25 pm Prime Minister ordered the residents 20km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate Sunday, March 13, 2011 2:42 am HPCI stopped 5:10 am It was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (loss of reactor cooling function) occurred as the injection of water by RCIC was impossible, and it was informed to the government offices etc. at 5:58 am 5:15 am Plant manager ordered to complete the lineup of the vent except for the rupture disk 5:50 am Press release of implementation of the vent 6:19 am As it was determined that the water level reached to the top of active fuel (hereinafter called “TAF”) at 4:15 am, it was informed to the government offices etc. 7:35 am The result of the evaluation exposure dose by vent was informed to the government offices etc. 7:39 am Spray inside the primary containment vessel started, and it was informed to the government offices etc. at 7:56 am 8:35 am Primary containment vessel (hereinafter called “PCV”) vent valve (MO valve) was

opened 8:41 am By opening the large valve of the vent valve (AO valve) of the suppression chamber (hereinafter called “S/C”), the configuration of the vent line was completed except for the rupture disk. It was informed to the government offices etc. at 8:46 am 8:56 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 9:01 am Around 9:08 am A rapid depressurization of the reactor pressure by safety relief valve was implemented. It was informed to the government offices at 9:20 am that injection of water to the reactor through fire extinction system will be implemented hereafter 9:25 am Injection of fresh water (with boric acid) into the reactor by fire truck through fire extinction system was started 9:36 am Drop of drywell (hereinafter called “D/W”) pressure caused by vent operation was confirmed. It was informed to the government offices that injection of water to the reactor through fire extinction system started 10:30 am Plant Manager ordered to intend an injection of sea water 11:00 am Prime minister ordered the residents 20km to 30km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate indoors 11:17 am The close of large valve of S/C vent valve (AO valve) was confirmed (as the pressure of the air tank for the actuation dropped) 12:20 am Injection of fresh water terminated 12:30 am The large valve of S/C vent valve (AO valve) was opened (as the air tank for the actuation was exchanged) 1:12 pm Injection of sea water into the reactor through the fire extinction system started 2:15 pm As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the monitoring post (905μSv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 2:23 pm Monday, March 14, 2011 1:10 am As there were little sea water left to inject into the reactor, a fire truck was arranged

to supply sea water into the reversing valve pit 2:20 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured near the main gate (751μSv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 4:24 am 2:40 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the monitoring post (650μSv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 5:37 am 3:20 am Injection of sea water by fire truck restarted 4:00 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the monitoring post (820μSv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 8:00 am 5:20 am The operation of the small valve of the S/C vent valve (AO valve) started 6:10 am It was confirmed that the small valve of the S/C valve (AO valve) was opened 9:12 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the monitoring post (518.7Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 9:34 am 9:20 am The injection of sea water from the shallow draft quay into the reversing valve pit was started 11:01 am An explosion occurred in the reactor building. Injection of sea water stooped as the fire truck and hose were damaged Around 4:30 pm New injection line into the reactor was constructed by exchanging the fire truck and horse, and the injection of sea water restarted 9:35 pm As the radiation dose over 500μSv/h was measured by the monitoring car (760Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 10:35 pm

Tuesday, March 15, 2011 6:50 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured near the main gate (583.7Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 7:00 am 7:00 am It was informed to the government offices etc. that the employees except for the needed personnel for the monitoring and the operation would evacuate temporally to the Fukushima Daini Nuclear Power Station 7:55 am Steam floating at the upper side of the reactor building was confirmed, and it was informed to the government offices etc. 8:11 am As the radiation dose over 500μSv/h was measured near the main gate (807Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (extraordinary emission of radioactive material result from fire and explosion etc.) occurred and it was reported to the government offices etc. at 8:36 am 4:00 pm As the radiation dose over 500μSv/h was measured at the main gate (531.6Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 4:22 pm 11:05 pm As the radiation dose over 500μSv/h was measured near the main gate (4,548Sv/h), it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (radiation dose at the border of the site increased extraordinary) occurred and it was reported to the government offices etc. at 11:20 pm

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 Alternative Water Injection This document is a summary of the latest information obtained through information and interviews with personnel concerned. We will continue investigation and announce when new facts and findings are obtained.

Activities after “the stoppage of RCIC at 11:36 am on March 12” 【Water Injection by Fire Engines】 ・ Fire engines in the site were called but could not arrive, because they were all being used for water injection to Unit 1. ・ Since tsunami occurred, the traffic between Unit 3 and Unit 5/6 had been disrupted due to the damage of the road and rubbles caused by tsunami. However, as restoration work such as road leveling with sandbags and removal of rubbles progressed, the restored traffic between Unit 3 and Unit 5/6 allowed us to bring the fire engines from Unit 5/6. Also, a fire engine prepared as a backup facility for the emergency of Fukushima Daini moved to Fukushima Daiichi. Fire engines for water injection were lined up, sourcing freshwater from fire cistern. ・ In order to inject water by fire engines, it was necessary to decrease the reactor pressure by operating Safety Relief Valve (S/R Valve), but S/R Valve was not able to be operated because batteries had run out. Since batteries in the site were already collected for the restoration of indicators, Unit 1 and 2, there were no extra batteries in the site. Therefore, we removed and gathered batteries from employees’ car and connected them to indicators of Main Control Room. At approximately 9:08 am we opened S/R Valve and conducted rapid decrease of the reactor pressure. ・ Through that operation the reactor pressure went below the fire engines’ jet force, which allowed us to start alternative water injection by fire engines at 9:25 am. 【Restoration of existing cooling facilities】 ・ We tried to restart water injection by existing cooling facilities, but could not. ・ We tried water injection by diesel powered fire-extinguishing pumps, but could not because the reactor pressure was as high as approximately 4MPa. ・ We tried to reboot HPCI, but could not due to the lack of batteries.

・ We tried water injection through RCIC by confirming the situation in RCIC operation room, but could not reboot it. 【Restoration of High Pressure Core Injection System】 ・ Since the previous day we continued power restoration work via Power Center in order to restore Boric Acid Injection System that was capable of high pressure water injection, but the work was not successfully progressed due to the interruption of the work and evacuation caused by earthquakes from time to time and bad work environment (dark place, obstacles scattered and manhole covers lost). As a result, the restoration was not completed. Activities after Plant Manager’s order “we will move by taking into account seawater injection,” at 10:30 am on March 13. 【Switching to seawater】 ・ Since freshwater of near fire cisterns ran out at 12:20 pm, we started to change the water supply line in order to use seawater in the vertical shaft of reversing valve. We had been well prepared for quick switching, but we were forced to suspend the work by the evacuation order caused by aftershocks. The work was completed as soon as it was resumed, and seawater injection started at 1:12 pm. ・ Concurrently, we prepared additional freshwater. 【Supply of seawater to the vertical shaft of reversing valve】 ・ We had been requesting several offices for the support of fire engines, but it was not impossible for such fire engines to directly approach the power station due to radioactivity and contamination in the site and bad condition of the road to the station. It took longer time for fire engines to arrive at the station because the drivers needed to be changed to the plant operators at Off-site Center or J-Village. ・ We tried to take seawater accumulated at the basement of the turbine, Unit 4 by breaking the entrance shutters of truck bay doors of the turbine building and moving fire engines to the place, but could not. Additionally, we examined the possibility of taking water from the discharge channel of Unit 4 or the skill training center’s pool, but that was not implemented. ・ Since the remaining amount of seawater in the vertical shaft of revering valve became little at 1:10 am on March 14, we stopped the operation of fire engines in order to supply seawater to the vertical shaft. With regard to seawater injection to Unit 3, we were able to resume injection at 3:20 am

since we could take seawater by putting fire engines close to the vertical shaft of reversing valve and placing the nozzle of the hose at deeper spot. ・ Additional fire engines arrived at the station early in the morning. In order to directly take seawater and supply it to the vertical shaft of reversing valve, we placed 2 fire engines at around Shallow Draft Quay and arranged the line for water supply. We started supplying seawater from Shallow Draft Quay to the vertical shaft of reversing valve at 9:20 am. ・ 7 Water Supply Vehicles (each 5 tons) of Self Defense Force that were requested as the source of freshwater arrived at the station. We decided to use them to supply water to the vertical shaft of reversing valve and placed them at the shaft at 10:53 am. We started water supply, but stopped due to the explosion of the reactor building.

○Activities after

Explosion occurred at the reactor building at 11:01 am on

March 14. Seawater injection was stopped since fire engines and hoses got damaged. 【Damage】 ・ Workers except for operators in Main Control Room interrupted their work

and

evacuated

to

Main

Anti-Earthquake Building. We could not resume restoration work for a while since it took time for us to confirm workers

safety and the

situation of the site. 4 TEPCO

External View of Unit 3 after explosion

employees, 3 workers of partner companies and 4 persons of Self Defense Force got injured. ・ Rubbles with high level of radioactivity were scattered around by the explosion. Seawater injection was stopped since fire engines and hoses got damaged. Due to the rubbles the vertical shaft of reversing valve became unusable. 【Restart of water injection to the reactor】 ・ Since the vertical shaft of reversing valve was not available, we placed good fire engines around Shallow Draft Quay and re-arranged hoses in order to take seawater directly from sea and inject it to the reactor. By connecting 2 fire engines in series, we formed the water supply line toward both Unit 2 and 3. At approximately 4:30 pm, we restarted seawater injection by fire engines. End

Unit 3, Fukushima Daiichi Nuclear Power Station The operation of the vent valve at the PCV This summarizes the facts based on info and testimony available to date. We will continue the investigation. If new facts are confirmed at a later date, we will announce again.  Activities after “At 5:30 PM on March 12, Instruction from the Station Manager to proceed with the preparation of opening the vent valve (“Vent”)”

【Preparation work for Vent】 ・ At the Main Control Room, at 9:00 PM, we started considering Vent procedures. We checked the sequence and places of valves and wrote on the whiteboard. ・ The generation team of the power station emergency response headquarters (

PSER

) completed the Vent procedure manual for Unit 1. Based on that Vent

procedure manual for Unit 1 and the accident management procedure manual for Unit 3, generation team considered the Vent procedure manual for Unit 3 together with the restoration team. We notified the Vent procedure manual to the Main Control Room. （From here, March 13） ・ At 4:50 AM, in order to open S/C vent valve (AO valve)-large, we excited the solenoid using a small generator for the temporary lighting at the Main Control Room. The shift operator checked the indicator of the valve at the Torus Room. As the indicator showed “closed”, we determined that the valve was completely closed. Inside the Torus Room was very hot because of the Reactor steam flow from the safety relief valve to S/C (S/C is below the Torus Room). There was no lighting i.e. complete darkness. It was a tough working environment. 【finish the venting line-up】 ・ At 5:15 AM, Station Manager instructed to complete the venting line-up other than the rupture disk and prepare for the press release. ・ At 5:23 AM，as the solenoid

for S/C vent valve (AO valve)-large was excited but

the S/C vent valve was closed, we determined that we had to change the air tank. After that, we changed the air tank and opened the S/C vent valve. ・ At 5:50 AM，we made the press release regarding Vent. ・ At 8:35 AM, we manually opened the vent valve (MO valve) to 15% per the procedure.

 Activities after “At 8:41 AM on March 13, with the opening of S/C vent valve (AO valve)-large, we finished the venting line-up other than the rupture disk”

【maintained the venting line-up】 ・ At 8:41AM, we finished the venting line-up. The pending was rupture of the rupture disk. ・ At 9:24 AM, as D/W pressure went down 0.637 MPa abs (9:10 AM) to 0.540 MPa abs (9:24 AM), PSER determined that Vent was done around 9:20 AM. ・ At 9:28 AM, as the air tank’s pressure at S/C vent valve (AO valve) was in downward trend, we went to the field site to tighten the connecting parts. We confirmed air leakage and repaired. ・ At 11:17 AM, we confirmed closing of S/C vent valve (AO valve)-large due to loss of air pressure. We replaced the air tank and opened. At 12:30 PM, we confirmed that S/C vent valve (AO valve)-large was open. ・ In order to open and lock S/C vent valve (AO valve)-large S/C at open position, we went to the Torus Room. As the temperature was high and there was vibration due to the operation of the safety relief valve, we could not open and lock. 【dose at the field site increased】 ・ At 2:31 PM, we observed over 300mSv/h at the north side airlock, R/B (there was white gaseous substance inside) and 100mSv/h at the south side airlock. At 3:28 PM, the dose at the Main Control Room of Unit 3 side went up to 12mSv/h. Shift operators evacuated to Unit 4 side. ・ At 5:52 PM, we finished charging the temporary compressor. As dose was high, the restoration team of PSER brought the temporary compressor to the large equipments carry-in opening by a crane truck and connected to IA line. ・ At 8:10 PM, we determined that S/C vent valve (AO valve)-large opened from the reduction of D/W pressure. ・ After this, because of loss of air pressure for S/C vent valve (AO valve)-large and loss of excitation of the solenoid at the air supply line, we couldn’t maintain the S/C vent valve open. Several times we operated the valve to open. 

3/15

4:00 PM confirmed close ／ 3/15 4:05 PM operated to open



3/17

9:00 PM confirmed close ／ 3/17 9:30 PM operated to open



3/18

5:30 AM confirmed close ／ 3/18 5:30 AM operated to open



3/19

11:30 AM confirmed close ／ 3/20 11:25 AM operated to open



4/8

6:30 PM confirmed close

（From here, March 14） 【add the vent line】

・ From 2:00 AM, D/W pressure was in upward trend※. We decided to open S/C vent valve (AO valve)-small. At 3:40 AM, we excited the solenoid. ※0.265MPa abs（2:00 AM）→0.315MPa abs（3:00 AM） ・ At 5:20 AM, we started operation to open S/C vent valve (AO valve)-small. At 6:10 AM, we confirmed that the valve was open. ・ After this, because of loss of air pressure for S/C vent valve (AO valve)-small and loss of excitation of the solenoid at the air supply line, we couldn’t maintain the S/C vent valve open. Several times we operated the valve to open. 

3/15 4:00 PM confirmed close／3/16 1:55 AM operated to open



4/8 6:30 PM confirmed close End

Time line sequence of major events following earthquake to May 15th (Tue) for Unit 4 to 6 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station This report is based on various information as well as testimonies received from relevant people up to this point in time.

Further announcements may be released upon

the discovery of new information identified during the investigation. ［Reference：Status of Unit 4 to 6 at the occurrence of the earthquake］ ・ Unit 4 had been shut down since November 30th, 2010 due to regular inspection. All the fuels had been transferred from reactor to spent fuel pool because shroud work had been conducted. ・ Unit 5 had been shut down since January 3rd, 2011 due to regular inspection. When the earthquake occurred, fuel was installed and pressure leakage test for reactor pressure vessel was being conducted. ・ Unit 6 had been shut down since August 14th, 2010 due to regular inspection. The period of shutdown had been extended due to a defect found in combustible gas density control system. When the earthquake occurred, fuel was installed in the reactor which was in cold shutdown. Friday, March 11, 2011 2:46 pm Great East Japan Earthquake occurred. 3rd emergency attitude was automatically announced. 2:47 pm

Emergency diesel generator (hereinafter called “DG”) activated automatically in Unit 5 3 DG activated automatically at Unit ６

3:06 pm

Emergency Center was established at the head office (Recognizing the degree of damages caused by the earthquake, restoring blackouts)

3:27 pm

1st seismic sea wave arrived

3:35 pm

2nd seismic sea wave arrived

3:36 pm 2 DG in Unit 6 tripped 3:38 pm

All AC electric power supply was lost in Unit 4

3:40 pm

All AC electric power supply was lost in Unit 5

3:42 pm

It was determined that a specific incident stipulated in article 10,clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (loss of all AC electric supply) occurred in Unit １※，２※，３※，４※ and ５※ and it was reported to the government offices etc.

※ On April 24th, it was corrected to Unit 1, 2 and 3. 3:42 pm

1st emergency attitude was announced. Contingency Planning Center was established

(Later, incorporated with Emergency center)

4:36 pm

2nd emergency attitude was announced

8:50 pm

Fukushima prefecture ordered the residents within 2km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate

9:23 pm

Prime Minister ordered the residents within 3km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate, and the residents within 3km to 10km radius of the periphery to evacuate indoors

Saturday, March 12, 2011 12:30 am

Government confirmed the completion of evacuation of the residents (3km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in Futaba Town and Okuma Town, reconfirmed at 1:45 am)

4:55 am

Increase of the radiation dose was confirmed and it was informed to the government offices etc.

5:44 am

Prime Minister ordered the residents 10km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

6:06 am

Pressure in reactor pressure vessel was reduced by opening a valve on the top in Unit 5.

7:11 am

Prime Minister arrived at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

8:04 am

Prime Minister departed from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

8:13 am

Power became available from DG in Unit 5 and 6

4:27 pm

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (1,015μSv/h) at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc.

6:25 pm

Prime Minister ordered the residents 20km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate.

Sunday, March 13, 2011 8:56 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (882μSv/h) at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 9:01 am.

11:00 am Prime Minister ordered the residents 20km to 30km radius of the periphery of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station to evacuate. 1:20 pm

Water injection by condenser pump powered by DG was initiated in Unit6 (continued intermittently)

2:15 pm

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (905μSv/h) at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 2:23 pm.

6:29 pm

Water injection by condenser pump powered by DG was initiated in Unit5 (continued intermittently)

Monday, March 14, 2011 2:20 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (751μSv/h) around the main gate, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 4:24 am.

2:40 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (650μSv/h) at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 5:37 am.

4:00 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (820μSv/h) at the monitoring post, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 8:00 am.

4:08 am

Temperature in spent fuel pool of Unit 4 was confirmed to be ８４℃

9:12 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (518.7μSv/h) at the monitoring post, it

was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 9:34 am. 9:35 pm

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (760μSv/h) when measured by the monitoring car, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 10:35 pm.

Tuesday, March 15, 2011 Approx.6:00∼6:10 am Explosive sound was confirmed. Later, damage to the roof of reactor building’s 5th floor in Unit 4 was confirmed 6:50 am

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (583.7μSv/h) around the main gate, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 7:00 am.

7:55 am

Damage to the roof of reactor building’s 5th floor in Unit 4 was reported to government’s offices etc.

8:11 am

Damage to reactor building in Unit 4 was confirmed. Also, as the radiation dose exceeded 500μSv/h (807μSv/h) around the main gate, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary release of radiation materials caused by fire explosion) occurred and it was reported to the government offices etc. at 8:36 am.

9:38 am

Fire was confirmed around north west part of 3rd floor in reactor building of Unit 4. It was reported to the government offices etc. at 9:38 am.

Approx. 11:00 am TEPCO staff confirmed that the fire at reactor building of Unit 4 was off. It was reported to government offices etc. at 11:45 am. 4:00 pm

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (531.6μSv/h) at the main gate, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported

to the government offices etc. at 4:22 pm. 11:05 pm

As the radiation dose exceeded 500μSv/h (4548μSv/h) around the main gate, it was determined that a specific incident stipulated in article 15, clause 1 of Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness (Extraordinary increase in radiation dose at the border of the site) occurred and it was reported to the government offices etc. at 11:20 pm.

End

How the Other Fukushima P...

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14.04.2016 22:36

CRISIS MANAGEMENT

How the Other Fukushima Plant Survived by Ranjay Gulati, Charles Casto, and Charlotte Krontiris FROM THE JULY–AUGUST 2014 ISSUE

W

hen we hear the words “Fukushima disaster,” most of us think of Fukushima Daiichi, the nuclear power plant wracked by three core meltdowns and three reactor building explosions following the March 2011 earthquake and tsunami in Japan. Without electricity to run the plant’s cooling systems, managers and workers couldn’t avert catastrophe: People around the world watched grainy footage of the explosions, gray

plumes of smoke and steam blotting the skyline. Since the tsunami, Daiichi has been consumed by the challenge of containing and reducing the radioactive water and debris left behind.

Less well known is the crisis at Fukushima Daini, a sister plant about 10 kilometers to the south, which also suffered severe damage but escaped Daiichi’s fate. To shed light on how leadership shaped the outcome, we’ve reconstructed that story here—from several firsthand interviews; detailed reports by the Tokyo Electric Power Company (TEPCO), the utility that owns both plants; the Nuclear Energy Institute; and a number of public sources. In so volatile an environment, none of the usual rules for decision making and organizational behavior applied. But the site superintendent, Naohiro Masuda, and the rest of Daini’s 400 employees charted their way through the chaos, and the plant survived without a meltdown or an explosion.

At a magnitude of 9.0, the earthquake was the largest in Japan’s recorded history, and the waves it generated were three times as high as what Daini had been built to withstand. It was left with just one diesel generator and one power line intact. That single power line supplied electricity to the control rooms, where plant operators could monitor the water level, temperature, pressure, and other vital metrics for each reactor and containment vessel. But three of the four reactors lacked sufficient power to run a critical component of their cooling systems.

https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived

How the Other Fukushima P...

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14.04.2016 22:36

In two minutes, the tsunami overwhelms Daini. Slide to see before and after.

To achieve cooldown and prevent the kind of devastation that was unfolding at Daiichi, Masuda and his team had to connect those reactors to Daini’s surviving power sources. But the team was still reeling from a natural disaster of almost supernatural dimensions. What had happened here? How could the workers move forward and take action when all their expectations had been so violently shattered? Hanging over these questions was an even scarier one: Was the worst really over? Natural disasters aren’t discrete events. The earthquake had been days in the making and would generate aftershocks for more than a year. The tsunami wasn’t a single dreadful wave but a series of them.

https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived

How the Other Fukushima P...

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COUNTDOWN TO COOLDOWN

To assess the damage and begin the dangerous work of restoring power to the reactors, Masuda didn’t simply make decisions and issue orders. He knew he had to persuade people to act—against their survival instincts. His technical competence, knowledge of the plant, and diligence helped him earn their trust. But more important, Masuda acknowledged the evolving reality in which they were operating. He shared the burden of uncertainty and doubt, engaging in what the organizational theorist Karl Weick and others have described as the “sensemaking” process: He arrived at a common understanding with his team members by revising and communicating what they “knew” so that they could together adapt to each twist and turn.

As a result, workers at Daini didn’t lose focus or hope. While they acted, some things became more certain (“What’s broken in the plant, and how can we fix it?”); some became less so (“Am I in danger from radiation?”); and some remained as unpredictable as ever (“Will these aftershocks lead to more flooding?”). Until the last reactor went into cold shutdown, Masuda and his team took nothing for granted. With each problem they encountered, they recalibrated, iteratively creating continuity https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived and restoring order. As we describe below, they acted their way into a better understanding of the challenges they faced.

A Closer Look at Sensemaking

How the Other Fukushima P...

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Sensemaking is adaptive behavior in which understanding and experience shape each other. We humans are attached to our expectations—we cling to the familiar. But a crisis disrupts the familiar. When past experience doesn’t explain the current condition, we must revise our interpretation of events and our response to them. Bit by bit, we clarify an uncertain reality through action and subsequent reflection. Weick called this phenomenon “enactment.”

Enactment isn’t a linear process, however. In a crisis, people often need to venture down some wrong paths before finding their way. But the more publicly a leader commits to those paths, the more difficult it will be to seek out a new, better understanding. How to engage in sensemaking without becoming trapped by a flawed interpretation of events has been the subject of much research (such as Weick’s analysis of the famous 1949 Mann Gulch wildfire in Montana). Masuda navigated that fine line as he pursued cold shutdown for the plant’s four reactors.

Acting Decisively—Until Overtaken by Events The earthquake hit on March 11 at 2:46 PM.It was the largest fault slip seismologists had ever seen: 50 meters of tectonic movement in two and a half terrifying minutes. Though Masuda had experienced countless earthquakes, this was the only one in his 29-year career that drove him under a table. When the violent rolling and shaking abated, he scrambled out from cover and grabbed a hard hat. He told all the workers to evacuate the administration building and gather in the plant’s Emergency Response Center (ERC). On the upper story of that building, in a large room filled with evacuated workers, he located the manager of plant operations to request an update. The manager reported that all four of Daini’s reactors had been shut down. With no evidence of damage to the plant as yet, Masuda and his team felt confident that they could carry out the next step—cooling down the reactors—without trouble.

But then, a little more than 20 minutes after the earthquake, Masuda saw the first tsunami alert. Initially the Japan Meteorological Agency (JMA) warned the Fukushima prefecture to prepare for a wave up to three meters high. Daini had been built to survive floodwaters up to 5.2 meters, so although Masuda didn’t welcome this development, he didn’t view it as disastrous. He dispatched a few members of his team to a bluff overlooking the ocean to watch for the tsunami.

At 3:14 PM, a new alert went out: The Fukushima prefecture should brace itself for a wave up to six meters high. Minutes later Masuda’s lookouts sighted the tsunami. And at 3:22 PM, eight minutes before the JMA released its final tsunami estimate—more than 10 meters—the waters began to surge.

Crisis-management protocols had been serving Masuda and his workers well. But suddenly the second step on their checklist —cooldown—was in jeopardy. A tsunami higher than 5.2 meters (“beyond design-basis,” in the parlance of the industry) would reach the pumps and perhaps even the reactor buildings.

Still, Masuda didn’t expect the waters to hit the ERC, so he was shocked when its lights went out. He estimated that to knock out the lights, the waters must have been 17 meters high. He feared what might be happening to the plant’s four reactor https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived buildings, which lined the shore. Part of the cooling system sat only four meters above sea level; the reactors themselves were

How the Other P... If those systems were damaged 5 von or 8 their power supply was compromised, 14.04.2016 22:36 only eight meters Fukushima higher than that. cooldown would be

next to impossible.

When the waters began to recede, a few hours later, Masuda learned that three of the four reactors had indeed lost their cooling functions. Despite the pre-tsunami shutdown, the fuel rods inside each core continued to generate heat that would normally have been removed by the cooling system and absorbed by the sea. Workers could still inject each reactor core with cold water, but Masuda worried that even if the cores retained their integrity, a buildup of steam pressure might compromise full function of their containment vessels. Then, if conditions worsened and a meltdown did occur, it would be difficult to prevent a radioactive breach. With so many aftershocks and an ongoing tsunami alert, this was a possibility he could not afford to ignore.

Because Masuda had no witnesses in the field, he didn’t know what was broken or how badly. The control room operators had weathered the tsunami at their posts, but hundreds of other workers had evacuated to the ERC at Masuda’s direction. Until he could persuade his team to venture out on the ground and examine the damage up close, he would not know exactly what had to be done to stabilize the plant.

Stepping Back to Make Sense The workers Masuda needed to persuade were frantic for news of their families (most lived near the plant) and were operating beyond their training and experience. The tsunami waters had penetrated more deeply than anyone had expected, and frequent aftershocks, some greater than 7.0 in magnitude, continued to rock the plant.

“I was not sure if my team would go to the field if I asked, and if it was even safe to dispatch people there,” Masuda says. But he didn’t have time to be sure. If they couldn’t rig up a cooling system in the next few days at the very most, they risked compromising containment. He had to move right away.

And yet he held back. Commandeering a whiteboard in a corner of the crowded ERC, Masuda began writing down numbers: the frequency and magnitude of the aftershocks. Marking a line for each new quake, he created a simple chart depicting—he hoped—the decreasing danger. “It was not convincing at all,” he admits, “but I needed them to be convinced.” As he added new lines to his chart, he refrained from making passionate speeches or issuing commands. He waited and he wrote.

Few would have been so patient in Masuda’s position. Leaders often view themselves as intermediaries who digest the raw materials of the world—the unpredictable, the contingent—and transmute them into a more refined, reliable end product for their organizations. Even if Masuda had been so inclined, he could not have persuaded the Daini workers that way. They felt the instability of their position with the soles of their feet every time the earth trembled, and they saw it as they watched the sea heave sharks and cars across the plant’s pavement. So he offered data, giving the workers an opportunity to confront and process the uncertainty for themselves. He prompted them to do their own sensemaking: to reflect on how their emerging reality fit their assessment of risk.

The workers felt the earthquake through the

https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived

6 von 8 soles of their feet as they watched the sea heave sharks and cars across the plant’s pavement.

How the Other Fukushima P...

14.04.2016 22:36

At 10 PM,standing face-to-face with his team leaders, Masuda finally asked them to pick four groups of 10 workers, one for each reactor unit, to go out and survey the damage. To his deep relief, no one refused.

Responding to a Shifting Reality Masuda gave each group detailed instructions about where to go and what to do. (Having worked at the plant on and off for decades, he knew every nook.) Concerned about the effect that anxiety and fear might have on the workers’ powers of recall, he made people repeat the instructions back to him before they went.

By 2 AM all four teams had returned to the ERC with an account of what still worked on the site and what didn’t—and by dawn Masuda had made a list of operational priorities and the supplies needed to carry them out. What he had on hand was insufficient. With assistance from TEPCO headquarters and the Japan Self-Defense Forces, more supplies and cables would be brought in from off-site so that spoiled pump motors could be replaced and damaged parts of the cooling system could be connected to a building that was still drawing power. The cables came in 200-meter sections that weighed a ton each. Daini workers would have to lay more than nine kilometers’ worth to hook up the three disabled units. Once the additional materials arrived, on the morning of March 13, they would have about 24 hours to complete the task. Under normal circumstances, a job like that would take 20 people using heavy machinery more than a month to finish.

Masuda returned to his whiteboard. He ordered a subordinate to write up the overall picture of the plant and an outline of the recovery strategy. He was determined to share information with his workers as it became available, slowly replacing uncertainty with meaning. But displaying those plans so openly had an unintended consequence: Workers interpreted that as a public commitment to seeing the plans through, which would (temporarily, anyway) reduce their ability to adapt to further surprises.

Masuda had initially chosen to use the radioactive-waste building as his power source, because its interior provided the least complicated pathway for the cables and he was loath to risk disabling his only operative generator. But he quickly saw that the building’s remoteness made his plan unworkable. Each segment of cable would require 100 people to move it, so hooking everything up to the radioactive-waste building would take too long; they would need a supplementary, more convenient power source to hasten the process. Reluctantly he decided to use the generator.

This was not the last time Masuda had to revise something on his whiteboard. As unforeseen challenges emerged, the team members repeatedly had to act their way through them, making adjustments as they went. Masuda recalls several such obstacles: “First of all, a motor was delivered, but we could not get closer to the site because there was so much debris from the tsunami here. We needed to remove the debris with a bulldozer, but we did not have one, and no one knew how to use it even if

https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived

we had. Once we managed to bring the motor to the site, then we could not take it down from the truck. Now it was down on

How the Other Fukushima P... it inside the building, or 7 vonnot 8 install it, and so on.” With each complication 14.04.2016 22:36 the ground, but we could not bring could the team

had to adjust and readjust its joint understanding of what could—and must—be done.

Meanwhile, Daini faced a new danger: Owing in part to an explosion at Daiichi, radiation levels at the neighboring plant were spiking. If the radioactive front drifted farther south, it could endanger Daini’s workers and stop their progress. By the evening of March 13 it had begun to look as if another core meltdown might occur at Daiichi, producing even higher levels of radiation.

In this tense atmosphere Masuda made the last and most difficult course change. The night after the earthquake, engineers had carefully calculated the sequence in which the reactors should be supplied with power. Unit 2, the first to show signs of rising pressure, had been given top priority. But as the hours passed, the engineers noticed that the pressure was rising faster in Unit 1. They brought their observation to Masuda and suggested that Unit 1’s containment was now the most vulnerable.

At this point Daini workers had been carting cable around a wet and debris-strewn plant for many hours. Most of them, including Masuda, had not slept at all. Although a few had been able to speak to their families, the news they’d received was not necessarily good. (Eight of them would lose family members, and 23 would lose their homes.) Radiation threatened from the north, where Daiichi presented the specter of what could yet go wrong. And now Masuda told the crews, Do it over. Shift from Unit 2 to Unit 1.

The site layout made it impossible to reroute the cable immediately, and Masuda later learned that his directive had caused a good deal of confusion among the workers in the field. Even so, they executed the pivot with amazing efficiency. Barely two days earlier Masuda had been recording aftershock frequencies for a room full of overwhelmed men and women, trying to coax them into action. Now they required no grand appeal. In part this was a triumph of team discipline—but it was also a feat of sensemaking. Because Masuda had so calmly presented his people with the uncertainty of their situation, and because they themselves had confronted and conquered it time and again, they could embrace the unpredictable nature of their work.

Shortly before midnight on March 13, the workers finished laying the more than nine kilometers of cable that snaked through the site. Masuda led the entire workforce in a round of applause. And at 1:24 AM on March 14, two hours before Unit 1 would have exceeded its maximum pressure threshold, its cooling system came back online. At 7:13 AM the cooling system for Unit 2 went up, and at 3:42 PM Unit 4’s was operating. By the morning of March 15—as Fukushima Daiichi was scrambling to deal with its third explosion—all four Daini reactors had achieved cold shutdown. The Daini plant experienced one disruption after another: the earthquake, the tsunami, the flooding, the power loss, threats to the containment vessels’ integrity, changes in priorities for restoring power. Masuda and his crew assembled fresh explanations and plans each time, projecting their revised understanding of the crisis back onto the past and forward onto the future, making what had already happened knowable and what hadn’t yet happened a little more predictable.

Masuda was not thinking about sensemaking in those sleepless March days. But in his handling of confusion and fear at Daini, he set a valuable standard. Though he felt tremendous pressure to manufacture a sense of physical and psychological security for his team, he did not make sweeping pronouncements and commitments in the critical early hours. He presented data and https://hbr.org/2014/07/how-the-other-fukushima-plant-survived made and revised plans openly, investing in a shared understanding of the risks the workers faced and the actions they needed

How the Other Fukushima P... to take.

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Without question, Masuda and his team were in a much better position than the workers at Daiichi, where greater physical damage had terrible consequences. Whereas Daini had at least a little electricity on its side, Daiichi lost all its off-site power sources and effectively all its emergency diesel generators. When the control rooms went dark, workers couldn’t even monitor their deteriorating circumstances. The damage and the loss of power were the main contributors to the explosions. With containment breached, workers were potentially exposed to high levels of radiation. The Daiichi workforce at one point shrank to 69 people when employees sought safety, as recently released interviews with the site superintendent, Masao Yoshida, reportedly confirm. At Daini, Masuda had 400.

Still, unexpected challenges came at Masuda and his team thick and fast. In the heat of the crisis, problem by problem, they acted their way toward sense, purpose, and resolution. And three years later, Masuda continues to seek that resolution, now at Daini’s sister plant: In April 2014 he was appointed Daiichi’s chief decommissioning officer. A version of this article appeared in the July–August 2014 issue of Harvard Business Review.

Ranjay Gulati is the Jaime and Josefina Chua Tiampo Professor of Business Administration at Harvard Business School.

Charles Casto was the Nuclear Regulatory Commission’s senior executive responding to the Fukushima disaster and led U.S. government efforts in Japan for almost a year.

Charlotte Krontiris is a researcher and a writer based in Boston.

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Unbequeme Tatsachen werden verschwiegen...

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Unbequeme Tatsachen werden verschwiegen 15. Februar 1980, 7:00 Uhr

Wie die Bevölkerung einer ganzen Region mit ihren begründeten Ängsten allein gelassen wird Von Hanno Kühnert Achtung! Achtung! hier spricht die Polizei. Innerhalb des Kernkraftwerks Fessenheim (Elsaß [http://www.zeit.de/thema/elsass]) hat sich heute/gestern gegen ... Uhr ein kerntechnischer Unfall ereignet. Die Bevölkerung wird zum Schutz ihrer Gesundheit dringend gebeten, sich sofort in geschlossene Räume zu begeben und alle Fenster und Türen zu schließen. Schalten Sie die Lüftungs- und Klimaanlagen ab. Der Verzehr von frisch geerntetem Gemüse... ist zu vermeiden...“ Dieser Text von Blatt 274 des Katastrophenschutzplanes für das Kernkraftwerk Fessenheim ist die Vorlage für eine „Warndurchsage“ nach einem Unfall im Atommeiler. In der Durchsage wird auch empfohlen, die Kleidung zu wechseln, sich gründlich zu duschen, das Rundfunkgerät einzuschalten und – sich nicht zu beunruhigen. Über dem Text steht: „VS – nur für den Dienstgebrauch.“ Das Behördenpapier gelangte nur illegal und unvollständig in die Hände von Freiburger Bürgerinitiativen; es war aus einem Aktenschrank des Landratsamtes Lörrach gestohlen, dann photokopiert und vor der Veröffentlichung an die Behörde zurückgesandt worden. Den jungen Leuten, die es vermutlich an sich brachten, fielen nur die Seiten 144 bis 401 in die Hände. Die Seiten 1 bis 143 bleiben unbekannt und unveröffentlicht („bisher noch nicht entwendet“, steht in der ihrerseits wieder sehr lückenhaften und fast nur kommentierenden Publikation der Bürgerinitiativen). Ein junger Mann wurde als Mitwisser, des Diebstahls zunächst zu einem Beugegeld verurteilt, weil er nichts sagte, dann wurde er wegen Strafvereitelung verurteilt. Seither wächst in der Freiburger Region die Unruhe. Das Kernkraftwerk Fessenheim ist das vierte Atomkraftwerk, mit dem sich das Volk am Oberrhein zu beschäftigen hat. Die Pläne für einen Atommeiler in Breisach würden abgewehrt. Auf Marckolsheim am Rhein [http://www.zeit.de/thema/rhein] scheinen die Franzosen inzwischen verzichtet zu haben. Gegen das Kernkraftwerk Wyhl kämpft dessen künftige Nachbarschaft in zweiter Instanz vor dem Verwaltungsgerichtshof in Mannheim [http://www.zeit.de/thema/mannheim]. Die erste Instanz in Freiburg [http://www.zeit.de/thema/freiburg] hatte die geplante Anlage verboten und einen Berstschutz verlangt. Gegen die nukleare Stromfabrik Fessenheim, die bereits seit 1977 in Betrieb ist, gab es am linken Rheinufer nur wenig Widerstand. Die französische Regierung ließ im Zuge ihres Atomprogramms rasch und rücksichtslos bauen. Fessenheim ist derzeit die mächtigste nukleare Anlage der Franzosen. Sie besteht aus zwei Druckwasserreaktoren der Bauart Westinghouse. Druckwasserreaktoren stehen zum Beispiel auch in Biblis [http://www.zeit.de/thema/biblis] und Harrisburg [http://www.zeit.de/thema/harrisburg]. Sie leisten je 900 Megawatt und decken damit rund vier Prozent der französischen Stromversorgung. Das Kernkraftwerk, für das noch zwei weitere Reaktorblöcke geplant sind, hat keine Kühltürme. Es leitet seine Abwärme in den Rhein-Seiten-Kanal und damit in den Rhein. Die Anlage liegt nur zwölf Kilometer vor den Stadtgrenzen Freiburgs. In Luftlinie sind es 23,6 Kilometer bis zum Freiburger Münster. Der Stadtkern der Großstadt mit 176 000 Einwohnern liegt zudem genau in der Windrichtung: Die vorherrschenden Südwestwinde tragen alles, was dem Kernkraftwerk entschwebt, vorwiegend auf deutsches Gebiet, nämlich zum Kaiserstuhl-Tuniberg, in die Freiburger Bucht und über das Kurbad Krozingen, am Rand des Schwarzwaldes entlang. Von einem schweren Strahlenunfall in Fessenheim wären unter Umständen etwa 300 000 Menschen betroffen, je nach Windgeschwindigkeit und Windrichtung. Unter normalen Bedingungen ist der Wind von Fessenheim in etwa anderthalb Stunden in Freiburg.

Optimistische Schätzungen Ein Dutzend Pannen in den knapp drei Betriebsjahren des Reaktors zeigen, daß Fessenheim keineswegs ein unproblematischer Stromerzeuger ist, wie die französischen Behörden es unentwegt verkünden. Bei dem letzten Zwischenfall Ende Januar wurde nachts um drei Uhr ein Ventil undicht. Radioaktives Wasser trat aus dem Primärkreislauf eines Reaktors aus. Die Verantwortlichen in Fessenheim hielten es trotz einer Informationsabsprache nicht für nötig, die deutsche Seite zu informieren: Der Störfall sei zu geringfügig. Der Katastrophenschutzbeauftragte in Freiburg erfuhr anderthalb Tage später davon durch Anfrage eines Journalisten. Seit Herbst 1979 ist für so manchen Bewohner der Region die apokalyptische Vision eines Berstens der Fessenheim-Reaktoren nähergerückt. Es wurde bekannt, daß die ganze Bauserie der französischen Kernkraftwerke Haarrisse aufweist, die sich im Lauf der Zeit vergrößern könnten. Der persische Ingenieur Shoja Etemad, vier Jahre lang Sicherheitsspezialist der französischen Reaktorbaufirma Framatome, reiste herum und warnte auf Pressekonferenzen vor einem Super-GAU, einem nicht mehr beherrschbaren Zwischenfall, bei dem ein großer Teil der im Reaktor enthaltenen Radioaktivität in die Umgebung entweicht. Die badischen Anwohner von Fessenheim waren schon durch die Ereignisse von Harrisburg und die vernichtenden Kommissionsberichte darüber sensibilisiert. Und dann mußten sie etwa zur gleichen Zeit, als Fessenheim den letzten Zwischenfall mit zweitägiger Abschaltung bestätigte, in der Zeitung lesen, daß in Kalifornien bei einem Erdbeben ein Tank mit radioaktivem Wasser beschädigt wurde, ein Tank der Art, in den das radioaktive Wasser von Fessenheim geflossen war. Fessenheim liegt ebenfalls in erdbebengefährdetem Gebiet, im Oberrheingraben, einer tektonischen Schwächezone. Außerdem fliegen in wenigen Kilometern Entfernung Düsenflugzeuge der Bundeswehr den Flughafen Bremgarten an. Sie dürfen zwar Fessenheim nicht überfliegen, aber das Absturzrisiko liegt auf der Hand. Als die Existenz der Risse in den französischen Kernreaktoren bekannt wurde, fragten die Südbadener in alle Himmelsrichtungen, Es wurde klar, daß es wahrscheinlich auch in Fessenheim solche Risse im Reaktordruckgefäß gibt. Die Risse sind bis zu sechs Millimeter tief und etwa zwei bis drei Zentimeter lang. Man weiß nicht, ob sie tiefer und länger werden und wie sie auf den Betrieb eines Reaktors reagieren. Sicher scheint, daß sie bei häufigem An- und Abschalten – wie auch in Fessenheim – rasch größer werden können. Wenn die innere Schutzhaut (Plattierung des Reaktordruckgefäßes) dann gerissen ist, beginnt der Behälterstahl selbst zu korrodieren – und dies vielleicht so rasch, daß die amtlichen Mutmaßungen über die Zeitdauer optimistisch erscheinen. Bisher kann man die Risse nicht messen, weil wegen der Strahlengefahr niemand in das Reaktordruckgefäß einsteigen kann. Man hat noch keine Technik entwickelt, die das Messen am unzerstörten, geschweige denn am arbeitenden Reaktor erlaubte. Alle Vermutungen gehen vorerst von abstrakten Computer-Rechnungen aus. Dennoch laufen die französischen Reaktoren auf Hochtouren weiter. Fessenheim soll erst im Sommer routinemäßig stillgelegt und inspiziert werden. Wie reagieren französische und deutsche Behörden auf diesen bedrohlichen Sachverhalt? Die Franzosen geben die Materialfehler zu, bezeichnen sie aber als bedeutungslos. Die Deutschen, denen eigene Überprüfungen nicht möglich sind, reichen diese Informationen weiter, bewerten die Gefahr als gering, lassen aber in den Texten, die sie dazu veröffentlichen, Zweifel und Unsicherheit durchklingen. Typisch dafür mag eine Antwort der Stuttgarter Landesregierung auf einen Abgeordneten-Antrag sein, in der es heißt: „Das Phänomen Unterplattierungsrisse ist bekannt und war in der Vergangenheit Gegenstand zweier breit angelegter Untersuchungsprogramme. Deren Ergebnisse haben gezeigt, daß diese Risse bei dickwandigen Bauteilen als sicherheitstechnisch unbedenklich eingestuft werden können, wenn der Grundwerkstoff ausreichende Zähigkeit ausweist und bei den nach festem Plan durchzuführenden, regelmäßig wiederkehrenden Prüfungen nach Inbetriebnahme mit der nötigen Sorgfalt vorgegangen wird.“

Mangelhafter Katastrophenschutz Anderswo heißt es, die Risse könnten nach drei bis vierzig Jahren (!), also innerhalb der Betriebszeit des Kernkraftwerks, eintreten und einen GAU (größter anzunehmender Unfall) auslösen – einen Unfall, der von den Sicherheitseinrichtungen beherrscht werden soll. Die Bundesregierung [http://www.zeit.de/thema/bundesregierung] hat durch ihren Staatssekretär Günter Hartkopf vom Innenministerium erklären lassen: „Aus der Kleinheit der vereinzelt festgestellten Haarrisse und des nur langsamen Wachstums derartiger Materialfehler

http://www.zeit.de/1980/08/unbequeme-tatsachen-werden-verschwiegen/komplettansicht

14.04.2016 07:53

Unbequeme Tatsachen werden verschwiegen...

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muß gefolgert werden, daß derzeit kein akutes Problem besteht.“ Vielmehr könne durch wiederkehrende Materialprüfungen der Zustand eventuell betroffener Komponenten ermittelt werden. Im Falle eines kritischen Rißwachstums (frühestens nach mehreren Betriebsjahren) müßten und könnten die entsprechenden Bauteile repariert werden. Diese Auskunft wird, was Risse im Reaktordruckgefäß betrifft, von Fachleuten angezweifelt. Die nächstliegende Schlußfolgerung, die Wähler und Betroffene von verantwortungsbewußten Politikern verlangen, wäre: darauf zu dringen, daß die Anlage bis zur Entwicklung einer Prüfmethode abgeschaltet und dann gründlich nachgeprüft wird. Das aber geschieht nicht. Die zweite Alternative für den Fall, daß die Bundesrepublik die Sorglosigkeit der Franzosen weiter hinnimmt, ist ein umfassender Katastrophenschutz, der sich in Planung und Anlage nach dem schwersten denkbaren Unfall in Fessenheim zu richten hätte, nach einer Freisetzung eines Großteils der Radioaktivität. Obwohl die Bewohner der ganzen Region seit Beginn der Stromerzeugung in Fessenheim im Jahr 1977 darauf drängen, ist kein gründlicher und effektiver Schutz vor einer Nuklearkatastrophe organisiert worden. Eine breite Evakuierung der möglicherweise betroffenen Bevölkerung ist weder geplant noch geübt worden. Schutzräume fehlen. Was im Einzelfall zu tun ist, ist unbekannt. Es gibt keine ausreichende ärztliche Versorgung, nicht genügend Betten, nur eine unzureichende Zahl von Entstrahlungsstellen. Selbst Sirenen, Schutzmaskeri und andere Katastrophenutensilien fehlen in einzelnen Orten. Für den schlimmsten Fall sind weder Fluchtwege, noch Fluchtfahrzeuge, noch Fluchtverhalten bestimmt. Bereits 1977 haben viele hundert Lehrer in einer Anzeige darauf hingewiesen, daß die Schulen auf einen kerntechnischen Unfall einige Kilometer südwestlich der Anlage völlig unvorbereitet sind. Hunderte von Ärzten haben--ebenfalls ihre Sorgen in einem Inserat dargelegt. Die örtlichen Behörden haben Vorkehrungen aber nur auf dem Standard einer Ölkatastrophe oder eines Flugzeugabsturzes getroffen: Lediglich drei Bauerndörfer sollen evakuiert werden. Zwölf automatische Meßstationen um Fessenheim könnten immerhin rechtzeitig Klarheit schaffen. Was dann aber geschieht, ist unzureichend, und Vorstellungen von einer panikartigen Reaktion, die neben den NuklearTodgeweihten noch weitere Todesopfer kosten könnte, sind nicht aus der Luft gegriffen; sie werden, im Wyhl-Urteil erster Instanz umfassend dargestellt, wobei anzumerken ist, daß die Umstände von Wyhl günstiger wären, als es jene von Fessenheim sind. Für den einzelnen Bewohner der Gegend stellt es sich so dar: Im Westen ist durch den Rhein und Frankreich [http://www.zeit.de/thema /frankreich] die Flucht abgeschnitten, im Süden durch die Schweiz, und die nach Norden drängenden Bewohner werden von Lörrach und Umgebung gebremst. Im Osten erhebt sich der Schwarzwald mit seinen kleinen Straßen. Viele werden sich also vermutlich mit ihren Autos auf die Autobahn und die Bundesstraße 3 nach Norden begeben. Diese Straßen wären wahrscheinlich sofort verstopft. Die radioaktive Wolke könnte bei ungünstigen Wind- und Wetterverhältnissen längst das ganze Gebiet verseucht haben. Dann wären die Dekontaminationsübungen, die ein gutgemeintes Merkblatt des Landratsamtes Freiburg empfiehlt, völlig unzureichend. Dieses Szenarium, das von den Behörden gern als verantwortungslose Schreckensmalerei dargestellt wird, veranlaßt die Skeptiker in der Region denn auch, einen geheimen Behördenplan zu befürchten, nach dem das kontaminierte Gebiet von der Polizei einfach abgesperrt wird. Zwar wird diese Vermutung immer wieder energisch zurückgewiesen, aber manches deutet darauf hin, daß zahllose Umstände nach einem Super-GAU in Fessenheim wie eine Absperrung, wirken würden. Daß große Teile des Katastrophenplanes noch geheimgehalten werden, daß hier also niemand genau weiß, was geschieht, falls eine Katastrophe ausbricht – das leistet möglicherweise der Panik Vorschub. Bekannt ist immerhin, daß Polizei an Kontrollstellen radioaktiv Verseuchte herausholen und vor der Weiterflucht erst entstrahlen soll. Bei der geringen Zahl an Dekontaminierungsstellen und einer hohen Zahl an verstrahlten Bürgern wirkt auch dies wie eine Sperre. Als der Katastrophenschutzbeauftragte des Landratsamtes Freiburg, von Rotberg, kürzlich in der „Festhalle“ eines bedrohten Dorfes von den Bürgern heftig bedrängt wurde, sagte er den aufschlußreichen Satz: „Wenn hier ein großer kerntechnischer Unfall passiert, meine Damen und Herren, dann ist es nicht möglich, die Sache wegzuwischen durch einen Katastrophenplan!“ Die Logik dieses spontanen, ehrlichen Wortes ist, daß die Behörden zwangsläufig kapitulieren, wenn der Unfall geschieht. Die Bewohner des oberen Rheintales sind nicht nur geographisch eingepfercht. Mentalität und Interessenlage der beiden Regierungen und ihrer Administrationen bewirken auch psychologische Einkreisung. Beide Länder betreiben nicht nur aktive Kernenergiepolitik (die Ölkrise tut ein übriges), sie sind auch befreundet. An wen immer die Bürger sich wenden: Alle offiziellen Verlautbarungen stammen von Befürwortern der Kernenergie. Unbequeme Tatsachen werden nur eingeräumt, wenn sie von den Bürgern auf den Tisch gelegt werden. Technische Mängel werden beschönigt, Gefahren werden verkleinert dargestellt, Störfälle werden bagatellisiert und zu spät gemeldet, weil die Betreiber zu lange hoffen, sie noch in den Griff zu bekommen. Die Interessen der Regierungen gehen parallel den Interessen der Produzenten und Betreiber. Behörden, die Gefahren mindern und beseitigen müßten, sind identisch mit denjenigen, die wenigstens den Katastrophenschutz zu organisieren hätten, wenn sie schon das erste nicht tun. Beides aber erledigen sie nur halbherzig.

Fragwürdiges Engagement Ein Beispiel für die Verquickung der Atominteressen ist das Land Baden-Württemberg [http://www.zeit.de/thema/baden-wuerttemberg] selbst. Es ist an Fessenheim wirtschaftlich interessiert, nicht nur energiepolitisch. Da das Land Miteigentümer des Badenwerkes ist, da das Badenwerk seinerseits eine dreißigprozentige Stromabnahmegarantie für Fessenheim gegeben hat und diesen Strom im voraus bezahlt hat, ist das Land – verdeckt – Mitinvestor des französischen Kernkraftwerkes. Welche Gefühle dieses Engagement des Landes in Frankreich hierzulande auslöst, mag ermessen, wer folgendes bedenkt: Die Landesregierung ist in der Region bisher mit zwei Kernkraftwerken gescheitert. Sie will aber ihr Stromprogramm durchdrücken und hilft den Franzosen, dort nämlich, wo der politische Widerstand geringer ist, ein Kernkraftwerk zu betreiben. Daß sich da mancher Bürger mit seinen lebenswichtigen persönlichen Interessen nicht mehr aufgehoben fühlt, ist kein Wunder. Dabei sind die unteren Behörden, die Landratsämter, Bürgermeister und Katastrophenschutzbeauftragten, besonders in der Klemme. Denn sie stehen, mit kärglichen Mitteln und ohne kraftvolle Unterstützung von oben, zwischen den Interessen und fühlen es. Sie haben dem Staat zu gehorchen. Sie könnten eines Tages von Tod und Verheerung mitbetroffen sein, während andere in Stuttgart, Bonn [http://www.zeit.de/thema/bonn] und Paris [http://www.zeit.de/thema/paris] noch darüber nachsinnen, wie sie ihr Bedauern am salbungsvollsten formulieren.

http://www.zeit.de/1980/08/unbequeme-tatsachen-werden-verschwiegen/komplettansicht

14.04.2016 07:53

Conseil Qénéral

Haut-Rhınšëâ

Direction de l'Environnement et du Cadre de Vie

|-

Commission Loeale d'|nformation

et de Surveillance du Centre Nueleaire de Production d'Eleetrieite de Fessenheim

Colmanle

1

Endgültiges CLIS-Versamınlungspretekell vom 16. September 2013 Herr HABIG eröffnet die Sitzung, indem er alle Anwesenden und die Presse Willkommen heißt und die abwesenden Mitglieder entschuldigt. Er begrüßt die neuen CLIS-Mitglieder: Herr SCHOTT, neuer Herrn HERR ersetzender Direktor von APRONA, und Herr BACI-IER, Vertreter der Gewerkschaft CGC und Nachfolger von Frau SALVODELLI. Er begrüßt Herrn NIEI-IAUS, Vertreter des Ministeriums für Umwelt des Landes Baden-Württemberg, Herrn Gerard SIMLER vertreter des Generalrates vom Departement Bas-Rhín (kanton Marckolsheirn), der als Beobachter eingeladen wurde, und Herrn HATZ, Vertreter des Verbandes „Stop-Fessenheim“, dem es Herr HABIG ausdrücklich genehmigt hat, an den Diskussionen teilzunehmen. Er teilt mit, dass die nächste CLIS-Plenarsitzung am 2. Dezember 2013 um 14 Uhr statt ñnden wird. Bei dieser Versammlung werden die Verlängerung des Ableitungsgenehmigungsantrags erörtert und die Analyse der Experten des Wissenschaftlichen Ausschusses der ANCCLI vorgestellt. Punkt 1 Annerkennung des Versammlungsprnteıkells vom 12. Februar 2013 Anhang 1 Das CLIS-Versammlungspretokoll vom 12. Februar 2013 wird angenommen. Punkt 2 Antrag zur Betriebsfeırtfuhrung (DAPE) von Fessenheim 2 infolge der 3. Zehnjahresinspektion (VD3] _ Stellungnahme von Herrn - Anhang 2 Herr KRAFT erstattet zuerst Bericht über die Bilanz des Jahres 2012 und die 28 Inspektionen der Anlagen anhand der die ASN zu folgendem Schluss

Hütel du Departement '|ÜD, avenue tI'A|saee BP 20351 EEÜÜES Colmar Cedex

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Tel. O3 B9 30 E5 32 Fax D3 B9 21 E4 5(ll [email protected] www.egGB.fr

kommen konnte „die Leistungen des KKW Fessenheim weichen positiv von der EDF Bewertung ab, und insbesondere was die vorbeugende Instandhaltung und das Reaktionsvennögen zur Integration der Vorschriften anbelangt. Die Ausführung der zur Betnebsfort íhrang des Reaktors Nr. 1 notwendigen Arbeiten verbessert dessen Sicherheitsniveau. » Die Genehmigung der Betriebsfortführung von Fessenheim 2 vom 23. April 2013 ist durch 23 Vorschriften für diesen Reaktor und 4 Vorschriften für beide Reaktoren bedingt. Herr KRAFT erläutert anschließend die beiden Streitfälle und deren Rechtsfolgen in Bezug auf die Betriebsfortführung von Fessenheim: - Das Verbandsnetz „Réseau Sortir du Nucléaire“ (RSN = Wege aus dem Atomstrom) hatte eine einstweilige Anordnung beantragt, um die Verstärkungsarbeiterı der Fundamentplatte der Reaktorgebäude einzustellen. Dieser Antrag beruht auf folgenden 3 Argumenten: Notwendigkeit einer öffentlichen Untersuchung zur Genehmigung besagter Arbeiten, Nutzlosigkeit dieser Verstärkung in einem KKW, das abgeschaltet werden soll, und ungenügender Strahlenschutz. Der Staatsrat (CE) hat sich an die Argumente der ASN angelehnt, und insbesondere darauf, dass eine Anlage bis zu ihrem letzten Betriebstag einwandfreie Sicherheit garantieren muss. - Der trinationale Atomschutzverband „Association Trinationale de Protection Nucleaire“ (ATPN) hatte wegen der bestehenden Risiken (Erdbebengefahr, Über utungsgefahr der Anlage, usw.) die Abschaltung vor dem Staatsrat beantragt. Dieser Antrag, der 2011 vom Amtsgericht „Tribunal Administratif“ (TA) von Strassburg und vom Verwaltungsberufungsgericht „Cour Administrative d'Appel“ [CAA) von Nancy verworfen wurde, wurde ebenfalls vom Staatsrat abgelehnt. Stellungnahmg von Frau SENE der Wissenschaftlergruppe für die Information übegr Kernenergie GSIEN Frau SEINE bestätigt uns, dass der von der CLIS beantragte Gutachterbericht der GSIEN im DAPE angegeben wird. Die Entwicklung der Qualität des Metalls unter starker durch Neutronenbeschuss entstehender Strahlung steht weiterhin offen und das IRSN hält an dieser Frage fest. Sie weist auf das Strahlenschutzproblern hin. Sie erinnert daran, dass die Verstärkung der Fundamentplatte ihren Durchbruch nach einer Kernschrnelze mit gleichzeitigem Ausströmen der Schmelze nur um zwei Tage verzögern würde; d.h. die zur Rettung der Bevölkerung notwendige Zeit. Letztlich meint sie, dass die technische Akte zur Verstärkung der Fundamentplatterı von unabhängigen Experten untersucht hätte werden müssen und dies der Anlagensicherheit nicht geschadet hätte. Herr LACOTE bedauert, dass die CLIS keinen Erfahrungsbericht (REX) erhalten hat. Er hofft, dass die beiden Verbände bezüglich der von Herrn KRAFT erwähnten Rechtsstreite eingreifen und der CLIS ihre Argumente darlegen können. Herr HABIG geht auf diese Anfrage ein, schlägt allerdings vor, dass dieser Punkt rein informativ bleibt. Hinsichtlich der Verfolgung der Arbeiten zur Verstärkung der Fundamentplatten erinnert Herr KRAFT daran, dass die ASN-Inspektionen, die auf den Strahlenschutz der Arbeiter, die Qualitätskontrolle und den Einsatz der Tiefbaumaterialen abzielen, zu Folgeschreiben führten, die der

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Transparenz und Kommunikation halber ins Internet gestellt wurden. Diese Folgeschreiben umfassen Anforderungen gegenüber EDF, die teilweise aus dem Erfahrungsbericht (REX) des Reaktors Nr. 1 hervorgehen. Er schlägt vor, dass dieser REX anlässlich einer nächsten CLIS-Sitzung vorgestellt wird. Herr I-IABIG erklärt sich hiermit einverstanden. Herr ROSSO erklärt, dass die Verstärkungsarbeiten der beiden Fundamerıtplatten sowohl aus technischer Sicht als auch bezüglich des Strahlenschutzes der Arbeiter einen technischen Erfolg darstellen. Und letztlich waren die Arbeiten nicht so kostspielig wie vorgesehen. Frau SCHÄFER fragt, ob es Neues über die Beständigkeit der Behälter bei starken Strahlungen gibt. Frau SENE bestätigt, dass derzeit Versuche an den Behältern entnommenen Proben laufen, wobei die Fehlerrate allerdings kein sicheres Ergebnis erlaubt. Die Behälter wurden für 32 Betriebsjahre bei voller Leistung gebaut, was beim Multiplizieren mit der tatsächlichen Betriebszeit etwa 40 Jahren entspricht. Die Frage der Metallqualität steht weiter offen. Herr LEDERGERBER geht erneut auf die Anträge der Verbände ein. Hinsichtlich des Antrages des Verbandsnetzes RSN hat der Staatsrat CE über die Wiederaufnahme der Verstärkungsarbeiten der Fundamentplatte entschieden, und nicht über die Hauptsache. Der Antrag des trinationalen Verbands ATPN wurde am 9. März vom Amtsgericht Straßburg verworfen, d.h. zwei Tage vor der Fukushima-Katastrophe. Er stellt sich die Frage, ob das Gericht nach dieser Katastrophe dieselbe Entscheidung getroffen hätte. Der Antrag zur Schließung von Fessenheim beruht unter anderem auf der Unterbewertung des Erdbebenrisikos: anlässlich einer Sitzung der Arbeitsgruppe bei der Nationalversammlung am 30. Mai soll das IRSN jedoch angekündigt haben, dass dieses Risiko beim Bau der Kernkraftwerke unterbewertet wurde. Herr SCHMITT - Bürgermeister von Nambsheim - fragt, ob das Metall der Behälter der amerikanischen Kernkraftwerke, deren Betrieb bis auf 60 Jahr verlängert werden kann, grundlegend von dem der Behälter in den französischen Reaktoren abweicht? Frau SENE erläutert, dass den amerikanischen Kernkraftwerken ein sechzigjähriger Betrieb genehmigt werden könnte und dass das Stahl der Reaktoren der amerikanischen Kernkraftwerke von dem der französischen abweicht.

Herr ROSSO erklärt, dass das KKW Beaver Valley die Zwillingsschwester des KKW Fessenheim ist und über dieselben Materialeigenschaften verfügt. Die Betriebslizenz des amerikanischen KKVJ wurde auf 60 Jahre verlängert. Er bedauert, dass erneut über die Beständigkeit der Behälter diskutiert wird, obwohl diese Frage bereits anlässlich der vorhergehenden Plenarsitzungen behandelt wurde. Frau SENE envidert, dass sie nur den IRSN-Bericht zitiert, in dem weitere Zusatzuntersuchungen gefordert werden, um die Entwicklung des unter

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Strahlung stehenden Stahls besser bewerten zu können. Sie betont, dass die ASN dem Betrieb von Abschnitt 1 für 10 Jahre zugestimmt hatte, während für den Abschnitt 2 die Frage der Dauer nicht mehr besteht. Herr EICHHOLTZER bestätigt, dass die französischen Gesetze die Atomindustrie insbesondere hinsichtlich des Abfalls unterstützen, während die Wasservorschriften sehr streng sind. Herr KRAFT bittet I-Ierrn EICHHOLTZER, ihm die von Fessenheim freigesetzten Substanzen, die ggf. nicht von der ASN analysiert wurden, anzugeben. Punkt 3 __ Gutachten des Oko-Instituts Herr NIEHAUS vom Ministerium für Umwelt des Landes Baden-Württemberg und Leiter der Abteilung Strahlenschutz geht auf diesen Punkt ein und erläutert dass besagtes Gutachten eine Folge der in Europa nach der Fukushima-Katastrophe realisierten Stresstests ist. Er erinnert daran, dass es auf den von der ASN veröffentlichten Daten und Stellungnahmen beruht. Er dankt der CLIS dafür, dass er diesen Bericht vorstellen darf. Vorstellung des Berichtes vom Ökoflrıstitut durch Herrn PISTNER - Anhang

.li Herr PISTNER stellt die Analyse der Ergebnisse der europäischen Stresstests vom KKW Fessenheim im Vergleich zu den deutschen Anlagen vor. Diese Vergleichsstudie beruht auf den Ergebnissen der zusätzlichen Sicherheitsbewertungen der ASN und der Sicherheitsüberprüfung deutscher Kernkraftwerke durch die Reaktor-Sicherheitskommission (RSK). Diese Studie zielte darauf auf, den Sicherheitsstatus der Anlagen festzustellen und ggf. noch nicht identifizierte Schwachstellen ausfindig zu machen. Hinsichtlich der grundlegenden Sicherheitsanforderungen und der Robustheitsniveaus, die weitere Sicherheitsreserven bereitstellen, hat sich das Öko-Institut auf die von der RSK eingeführten Basis~ und Robustheitslevel bezogen. Im Bericht werden folgende 5 Bereiche erwähnt: 1 ~ Erdbeben Das KKW Fessenheim ist deterministisch gegen Erdbeben ausgelegt, eine probabilistische Untersuchung zur Erdbebengefahrdung für den Standort Fessenheim liegt nicht vor. Eine vereinfachte Bewertung der cletenninistischen Auslegung führt zur Abschätzung, dass die Anlage Fessenheiırı etwa gegen Erdbeben mit einer Wahrscheinlichkeit von 104 pro Jahr ausgelegt ist, während die deutschen KKW für eine Überschreitenswahrscheinlichkeit von 10-5 pro Jahr ausgelegt sind. Die Notstromversorgung ist nur einzelfehlerfest, während sie in Deutschland auch einen gleichzeitigen Instandhaltungsfall berücksichtigt. Des Weiteren werden die Kühlkreisläufe nur durch einen einzigen Behälter versorgt. Er folgert, dass das von der RSK definierte Basislevel von der Anlage Fessenheim nicht erreicht wird, während es für alle deutschen Anlagen erfüllt ist.

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2 - Über utung Bei der Konzeption diente ein 1000-jährliches Hochwasser zuzüglich 15 % als Grundlage, eine probabilistische Gefährdungsanalyse für den Standort Fessenheim liegt nicht vor. Die Befestigungen der Bauwerke liegen zwischen 6 und 41 cm im Vergleich zu den in Deutschland vorhandenen 50 bis 100 cm Schutzhöhe. Das Kernkraftwerk unterliegt der Gefahr einer Uberflutung mit Verlust zentraler sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen bei einem um 30% erhöhten Abflussmenge. 3 - Brennstoff-Lagerbecken Er hinterfragt die Einrichtung der Lagerbecken außerhalb des Reaktorgebäudes (BR), während sie sich bei den deutschen Druckwasserreaktoren im Sicherheitsbehälter im Inneren des Reaktorgebäudes befinden: hierdurch sind sie im Fall eines externen Ereignisses anfälliger und bieten eine geringere Rückhaltung, wenn Radioaktivität freigesetzt wird. 4 - Versorgung mit elektrischer Energie Im Gegensatz zu allen noch in Betrieb befindlichen deutschen Anlagen werden weder das von der RSK definierte Basislevel noch die Robustheitslevel 1 und 2 erreicht. Insbesondere ist die diversitäre Notstromversorgung weder redundant noch ausreichend für beide Blöcke, noch erdbebensicher ausgelegt. 5 - Kühlwasser Das Kernkraftwerk verfügt nur über das zusätzliche Robustheitsniveau der Stufe 1, wobei in den Stresstestberichten keine Angaben zur langfristigen Beherrschung mit Notfallmaßnahmen gemacht werden. 6 - Identifizierung anderer Schwachstellen Sowohl die Primär- wie die sekundärseitige Wärmeabfuhr weisen eine geringe Robustheit im Sinne des gestaffelten Sicherheitskonzepts auf (kein primärseitiges Zusatzboriersystem, keine Sicherheitseinspeisepumpen, kein sekundärseitiges betriebliches An- und Abfahrsystem, keine sekundärseitige Druckentlastung und Bespeisung). Auch hängen die Wärmeabfuhrsysteme jeweils zentral von nur einem Behälter ab und sind daher nicht unabhängig. Herr ROSSO bedauert, dass diese Studie Fessenheim mit den deutschen Anlagen unter Einbehaltung des jeweils besten Robustheitsgrades vergleicht. Er bezweifelt, dass die Kernkraftwerke diesen Sicherheitsstufen entsprechen. Des Weiteren unterlässt es dieser seines Erachtens eher militante als wissenschaftliche Bericht anzugeben, dass die Notversorgung in Deutschland von 4 Stromaggregaten sicher gestellt wird, die jeweils 50 % des Elektrizitätsbedarfs gewährleisten. Die Instandhaltungsarbeiten können allerdings beim Betrieb ausgeführt werden, wodurch bei einem Unfall nur 150 % Energie verfügbar sind, während in Frankreich bei einem Unfall 2 Stromaggregaten jeweils 100% sicher stellen. Hier sollte nicht vergessen werden, dass bei einem Unfall die Beherrschung der Situation von der Energieverfügbarkeit abhängt; wobei die Instandhaltung dieser Stromaggregate nur beim Abschalten des Abschnittes erfolgt. Er erinnert daran, dass in Deutschland noch Siedewasserreaktoren betrieben werden, die denen des Kernkraftwerkes von FUKUSHIMA entsprechen.

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Darüber hinaus haben europäische Vertreter (ENSREG) Fcsscnhcim und auch andere Anlagen besichtigt. Ihre Ergebnisse en.tsprech.en nich_t____dene_n vorn. Oleo-Institu t. Stellungnahme von EDF - Herr BARBAUD - Anhangfl Herr__BARBAUD, Sicherheitsexperte von EDF, reagiert auf die Kommentare des Oko~Instituts. 1 - Konzeption der Absicherungssysteme Das Kernkraftwerk Fessenheim wurde bereits zu Beginn mit 2 Absicherungseinheiten versehen, um eine komplette Unterbrechung des primären Kreislaufes bei gleichzeitigem Ausfall einer Einheit zu decken. Er beschreibt die 3 verschiedenen Kühlsysteme (Dampfgeneratoren, Nachkühlsystem und Sprühsystem mit Wassereinspritzung/Drtıckminderuflgli sowie die nach den zusätzlichen Sicherheitsbewertungen „ECS“ vorgenommenen Anderungen: Extremfalldiesel, Extremfallzusatzwasser durch Grundwasserpumpen mit dem neuen Versorgungskreislauf der Dampfgeneratoren und Becken, neues Krisenzentrum samt Material und neue Anschlusspunkte an die Strom-, Luft- und Wassernetze. Er kommt diesbezüglich zu dem Schluss, dass aus der probalistische Sicherheits..-analyse eine Gefahr der Kernschmelze von 4,9 10:6/ Jahr hervorgeht, d.h. ein Wert, der sich den IAEO-Empfehlungen für neue Reaktoren nähert. 2 - Erdbebenschutz Er erinnert an die grundlegende erdbebenrelevante Auslegung und die bedeutenden Tiefbauabstände im Verhältnis zur äußersten Grenze der Materialien: die in Japan eingetretenen Erdbeben bestätigen, dass die Absicherungseinrichtungen kaum beschädigt wurden, obwohl die tatsächlich statt gefundenen Erdbeben stärker als die bei der Auslegung vorgesehenen waren. Bezüglich der Wahrscheinlichkeit von 10:5 erklärt er, dass bei Berücksichtigung derselben physikalischen Parameter, d.h. die Erdbebenstärke, die Auslegungsparameter der Kernkraftwerke in Frankreich und Deutschland ähnlich sind. Im Anschluss an den Unfall in Fukushima hat Frankreich entschieden, eine harte Kernausrüstung einzurichten, die stärkeren externen Ereignissen widerstehen kann, während in Deutschland keine Verstärkungsmaßnahme vorgesehen ist. 3 - Hochwasserschutz Der Ansatz zur Hochwasserbestimmung weicht von Land zu Land ab. In Frankreich werden die Anlagen auf Grundlage eines 1000-jährlichen I-Iochwasserereignisses mit einerseits durch Ungewissheiten, andererseits um 15% erhöhtem Durchfluss ausgelegt, weshalb EDF das Kernkraftwerk gegen einen Durchfluss des Rheins von 9 090 m3 /s geschützt hat. Im Vergleich dazu bewertet ein Bericht der Universität Karlsruhe den 10 000-jährigen Durchfluss des Rheins auf 7 000 m3/s. Somit gewährleistet die französische Methode mindestens einen 10 000-jährigen Hochwasserschutz, wobei der Zuverlässigkeitsgrad den deutschen Bewertungen übersteigt; der Einsatz eines harten Kerns sichert einen Schutz von mehr als 105.

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4 - Brennstoffgebäude (Lagerbecken) Die Lagerbecken sind derart konzipiert, dass der Brennstoff unter allen Umständen unter Wasser gelagert werden kann, selbst bei einem Ausfall der Kühlung oder einem Verlust in den Kreisläufen. Der harte Kern verschafft zusätzliche Margen: Toleranz gegenüber weiteren Betriebsstörungen oder stärkeren Erdbeben. Herr ROSSO kommt zu dem Schluss, dass die französischen Kernkraftwerke genauso robust wie die deutschen sind, oder gar noch robuster was das Uber utungsrisiko anbelangt, und dass sie nach Ausführung der von der ASN vorgeschriebenen Arbeiten langfristig eine noch bessere Robustheit aufweisen werden. Stellungsnahme der ASN - Herr KRAFT, (Anhang 5) Herr KRAFT geht von der französischen Sprache zur deutschen Sprache über und nimmt Stellung zum Bericht des Oko-Instituts. Er bedauert, dass im Bericht festgestellt wird, dass er nicht vollständig ist, dass Herr UNTERSTELLER der Presse erklärt, dass die Kernkraftwerke Fessenheim und Beznau weit davon entfernt sind, den Sicherheitsanforderungen zu entsprechen, die von einer Kernkraftanlage in Deutschland erfüllt werden müssen. Seines Erachtens ist eine Vergleichsstudie ein schweres Unterfangen. Weder die ENSREG (Europäische Gruppe der Regierungsbehörden für nukleare Sicherheit), noch die IAEO, noch der deutsch-französische Ausschuss, dem das Ministerium für Umwelt des Landes BadenWürttemberg angehört, haben einen grundlegenden Unterschied zwischen den deutschen und den französischen Kernkraftwerken geschlussfolgert. In Frankreich wurden 44 OSART-Inspektionen realisiert, während die internationalen Experten in Deutschland nur 9 Inspektionen ausgeführt haben. Er erinnert daran, dass die im Bericht hervorgehobenen Schwachstellen bereits von der ASN betont wurden. Anschließend teilt er rnit, dass er mit einigen Bewertungselementen zur Diskussion beitragen möchte und schlägt vor, erneut auf einige Ereignisse in Deutschland einzugehen - Über utung Am 4. April 2011 ist eine Regenwasserabflussleitung im Reaktorgebäude des Kernkraftwerkes Brunsbüttel gebrochen: sie war nur für ein Jahrhunderthochwasser ausgelegt, während in Frankreich ein 10 000jährliches l-Iochwasserereignis plus 15% berücksichtigt wird. - Erdbeben Trotz der Vorschriften gemäß der die Ausrüstungen auch bei starken Erdbeben betriebstüchtig bleiben müssen, hat sich herausgegeben, dass die Befestigungsbolzen keiner manuellen Beanspruchung widerstehen konnten,... wodurch sich zeigt, dass es Unterschiede zwischen der theoretischen und der tatsächlichen Auslegung gibt. - Brennstoff lm Mai 2013 wurde im Kernkraftwerk Philippsburg eine nicht ordnungsgemäße Montage der Brennstofileitungen festgestellt, obwohl

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deren Einsatz von der deutschen Sicherheitsbehörde geprüft worden war, d.h. von genau derjenigen, die ihrerseits ihr Entsetzen über den beklagenswerten Zustand der französischen Kernkraftwerke kund getan hatte... - Behälter In Frankreich fordert die ASN eine komplette Inspektion der Reaktoren, also nicht nur der Schweißnähte wie es in Deutschland oder Belgien der Fall ist: als Mängel an den Rohrabschnitten eines belgischen Kernkraftwerkes ausfindig gemacht wurden, zeigte dies die Stichhaltigkeit der französischen Vorschriften.

Abschließend bestätigt er, dass die von der IAEO und der ENSREG realisierten internationalen Vergleiche zweckdienlich sind und zu Handbüchern der bewährten Praktiken führen. Er warnt jedoch vor zu schnellen Rückschlüssen; die Sicherheit eines Kernkraftwerkes wird nicht nur durch seine Auslegung bestimmt. Frau SENE weist auf ein Schreiben der ASN vom 28. Juni hin, aus dem insbesondere folgendes hervorgeht: „Die Erhöhung der Betriebsdauer der Reaktoren und die damit verbundenen Weiterentwicklungen, wie Änderungen in der Brennstoffverwaltung oder die Ansammlung in den Lagerbecken von Anordnungen und Abfällen aufgrund der ableitungsbedingten Zwänge, ihren zu einem zusätzlichen Lagerkapazitdtsbedaif vor Ort des verbrauchten Brennstojffes vor seiner Behandlung oder Endiagerung. Hierzu sieht EDF vorerst vor, die Belegungsdichte der Becken zu erhöhen. Die ASN betont, dass trotz der Verbesserungen, die anlässlich sukzessiver Neubewertungen der Lagersicherheit des Brennstoffes im Abklingbecken beschlossen wurden (I/D3 900, VDI N4, l/D3 1300 und ECS), der derzeitige Zustand der Abklingbeclcen weit von den Sicherheitsprinzwien abweicht, die für eine neue Anlage angewendet werden würden. “' Herr KRAFT erläutert, dass dem Betreiber die Betriebsführung nicht genehmigt wird, wenn es ihm nicht möglich ist, die abge-brannten Brennstoffe langfristig zu lagern, insbesondere aufgrund der Überlastung der Anlage von La Hague und bis zur endgültigen Tiefenlagerung. Herr ROSSO bestätigt, dass sich das sicherheitsrelevante Bezugswerk für Kernkraftwerle ständig weiter entwickelt, um deren Robustheit zu erhöhen. Herr ROSSO bittet um Bestätigung, dass der derzeitige Umweltminister Herr UNTERSTELLER vorher Vorstandsmitglied des Oko-Instituts war. Herr NIEHAUS stimmt dem bei, dass es nicht möglich ist, die Kernkraftwerke verschiedener Länder auf wissenschaftlicher Ebene zu vergleichen und dass man sich nicht darauf berufen sollte, dass Anlagen nicht so robust wie andere sind. Im Rahmen der europäischen Stresstests wurde im Übrigen keine Klassifizierung bezüglich der Robustheit vorgenommen. Die Kritik an der Sicherheitslage von Fessenheim wurde unabhängig vom Zustand deutscher Kernkraftwerke ausgesprochen. Es

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kommt ihm kindergartenhaft vor, dem Verweis auf Sicherheitsmängel in einer Anlage mit dem Hinweis auf Sicherheitsmängel in anderen Anlagen entgegen zu treten. Deutschland hat die Sicherheitslage insbesondere durch die sofortige Abschaltung der ältesten Kernkraftwerke und die programmierte Abschaltung der anderen Anlagen bis 2022 positiv beeinflusst. Die Pressemitteilung legte zurecht dar, dass die Kernkraftwerke Beznau und Fessenheim weit davon entfernt waren, den Sicherheitskriterien zu entsprechen, die von den deutschen Kernkraftwerken gefordert werden. Herr NIEHAUS geht nicht auf die von Herrn KRAFT zitierten Ereignisse ein. Generell unterstützen unerwartete Ereignisabläufe den Beschluss, die Kernkraftwerke zu schließen, da stets Unsicherheiten bestehen werden. Das von Herrn Kraft genannte verbogene Brennelement im Kernkraftwerk Philippsburg zeuge dem gegenüber eher für die Robustheit, da keine Folgen durch diesen Mangel entstanden sind.. Herr Niehaus weist darauf hin, dass das Umweltministerium die Begutachtung der EU-Stresstest-Unterlagen zu Fessenheim ausgeschrieben hatte. Die Vergabe erfolgte zugunsten des Okolnstituts, das ein gemeinnütziger Verein ist. Herr UNTERSTELLER war, bevor er Minister wurde, als ehrenamtliches externes Mitglied des Vereinsvorstands, das als solches nicht beim Oko-Institut beschäftigt war, tätig. Das Öko~Institut ist hinsichtlich verschiedener deutscher Kernkraftwerke als behördlicher Sachverständiger tätig. Herr EICHHOLTZER bemerkt die gegenseitige Gereiztheit der an dieser Diskussion teilnehmenden Parteien; er bedauert diese Konfrontation, da wir als Europäer im Falle eines bedeutenden Unfalls alle betroffen sein werden. Er erklärt sich zufrieden damit, dass die vor gewisser Zeit gestellten Anträge jetzt berücksichtigt werden, insbesondere durch die Einrichtung eines harten Kerns. Er schließt sich Herrn KRAFT an, der die Bedeutung der Arbeiten vor Ort betont, diesen muss mehr Beachtung als die Einhaltung von Verfahren und Protokollen geschenkt werden. Herr HILBERT fragt wie die Aussage von Herrn CHEVET, Präsident der ASN, zu verstehen ist, wenn er behauptet, dass bei einem ggf. bestehenden Mangel an einem französischen Reaktor, das Risiko besteht, dass dieser Mangel an 5 oder 10 anderen Reaktoren in Frankreich aufzufinden ist. Im Gegensatz zum Vertreter von EDF, der erklärt, dass die Deutschen keine Entscheidung getroffen haben, um die Sicherheit ihrer Kernkraftwerke zu verbessern, bestätigt er, dass sie eine radikale Entscheidung getroffen haben, und zwar die programmierte Abschaltung der Kernkraftanlagen, wobei nur Fessenheim von einer derartigen Entscheidung betroffen ist; er ist entsetzt darüber, dass EDF die von der ASN beantragte Abschaltungsakte nicht weiterleitet. Herr HABIG erinnert daran, dass das Abschaltungsverfahren nicht auf der Tagesordnung steht. Herr LEDERGERBER beschreibt diese Diskussion aufgrund der vielen Zahlen und Tiefschläge als kompliziert und schulhofreif, wodurch er sich somit Herrn NIEHAUS anschließt. Herr HABIG erklärt abschließend, dass angesichts der vgrschiedenen beigetragenen Elemente die Diskussion über den Bericht des Oko-Instituts

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abgeschlossen werden kann, und dass er nichts mehr darüber hören möchte. Punkt 4 - Fortschritt der infolge der ASN Vorschriften ausgeführten Arbeiten Stellungnahme von;EDF - Herr RQSSO -,Anhang 6 Nachdem er von Herrn HABIG dazu aufgefordert wurde, verschafft Herr ROSSO einen kurzen Uberblick über den Fortschritt der Arbeiten in Bezug auf die Abschaltungen von Abschnitten und den ASN Vorschriften, infolge der Zehnjahresinspektionen und ECS. Bei den in 2013 fälligen Arbeiten beläuft es sich unter anderem auf folgendes: Einrichtung explosionsgeschützter Materialien, Extremfall-Zusatzwasser, Abdecken des PTR-Tanks, Verstärkung der Fundamentplatten, Vorrichtung zur Einspritzung von Bonvasser in den Kern bei kompletten Stromausfall, um die Restleistung des Reaktors und des Lagerbeckens abzuleiten, Einrichtung eines zusätzlichen Stromaggregats. . ._

Punkt 5 - Notfallplan-Übung des KKW Fessenheim vom 14. November 2013 Herr HABIG erinnert daran, dass anlässlich der Vorstandssitzung vom Mai beschlossen wurde, die Vorstellung der Übung 2013 auf der Tagesordnung der nächsten CLIS-Versammlung vorzusehen, was somit die kürzliche Anfrage von Herrn HATZ, Mitglied des Verbands „Stop Fessenheim“, vorweg nimmt. Stellungnahme der Präfektur; Herr SCHNEIDER - Anhang 7 Am kommenden 14. November findet die vorschriftsmäßige Notfallübung statt, anhand der der Notfallplan (PPI) des KKW Fessenheim geprüft werden kann. Ziel ist es, sicherzustellen, dass alles vorschriftsmäßig funktioniert und anhand der Erfahrung die Verfahren zu verbessern und die Anrainer über die präventiven Maßnahmen aufzuklären. Die vorbereitende Versammlung dieser Übung fand am 27. Mai statt. Sie beruht auf einem vom IRSN erstellten Szenario; es wurden 4 Arbeitsgruppen eingerichtet. Herr SCHNEIDER beschreibt die eingerichteten Schutzmaßnahmen, die Umsetzung der kommunalen Schutzpläne (PCS), die übungsrelevante Kommunikation in den Medien, die Zusammenarbeit mit Deutschland, die Umsetzung eines Gefahrenabwehrplans (PPMS] einer Schule... Er beendet seinen Beitrag mit einer Information über die Broschüre über die Risiken der Atomkraft, die an die Einwohner der 15 Anrainergemeinden des Kernkraftwerkes verteilt wurden. Herr HABIG betont die Bedeutung einer Verbindung mit den deutschen Regierungsbehörden. Herr LACOTE bittet darum, sich so weit wie möglich einer Situation zu nähern, die auftreten könnte und die der Beteiligung, oder gar Abkapselung der Bevölkerung bedarf, und dies ebenfalls auf deutscher Seite.

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Herr SCHNEIDER erinnert an die nationale Programmierung und die an mehreren Anlagen in Frankreich ausgeführten Übungen, anhand der verschiedene Punkte geprüft werden können; es ist nicht vorstellbar, alles anhand einer einzigen Ubung zu überprüfen. Somit wird in Golfech anhand einer Ubung geprüft, wie die Bevölkerung in Schutz gebracht werden kann, und andernorts wie ihre Evakuierung erfolgt... Herr LEDERBERGER bedauert, dass die Bevölkerung nicht noch mehr in diese Übung einbezogen wird, deren Ablauf er relativ theoretisch findet. Er betont, dass es sich nicht um ein „Spiel“ handelt und dass die Stadt Mülhausen eine Risiko-Broschüre verteilt hat, die keineswegs auf die Risiken der Atomkraft eingeht. Herr SCHNEIDER gesteht ein, dass es sich bei dem Begriff „Spiel“ um einen leichten Ausdruck handelt, hinter dem sich viel Arbeit vorsteckt, die von den verschiedenen Staatseinrichtungen, gewählten Vertretern und allen beteiligten Parteien realisiert wird... Herr BERINGER beteuert, dass die 15 Gemeinden im Umkreis von 10 km um das Kernkraftwerk in die Vorbereitung dieser Ubungen einbezogen sind: die gewählten Vertreter nehmen an den vom Präfekten geführten Versammlungen teil. Alle gebietsrelevanten Schulen haben ihren Gefahrenabwehrplan (PPMS) erstellt. Frau STICH bestätigt, dass die präfektoralen Service die Anträge der Gemeinden berücksichtigt haben. Die Gemeinde Fessenheim beantragte, dass am Übungstag Umfragen in der Bevölkerung ausgeführt werden und ein Info-Center eingerichtet wird, um die Fragen der Einwohner zu beantworten. Die Lehrer sind ebenfalls in die Vorbereitung einbezogen. Herr CARDOSO fragt, ob in Deutschland Notfallübungen statt finden und inwiefern die Anrainerländer einbezogen sind. Frau SCHÄFER erwidert, dass neben der Übung vom KKW Fessenheim keine weitere nukleare Notfallübung statt findet und bestätigt, dass die deutschen Behörden daran teilhaben. Darüber hinaus fand letztes Jahr eine Evakuierungsübung der Bevölkerung nach einem Erdbeben statt, an dem die schweizerischen und französischen Partner teilgenommen haben. Herr HATZ bedankt sich bei Herrn HABIG für die Einladung, und dafür, dass er ihm das Wort gegeben hat. Er fragt, ob die CLIS und die Verbände zur Teilnahme an der Übung aufgefordert wurden. Angesichts des Unfalls von Fukushima, bei dem sich der Evakuierungsumkreis von 20 km als unzureichend erstellte, beantragt er die Organisation einer Übung für eine Evakuierung in einem Umkreis von 30 km. Herr SCHNEIDER informiert die Teilnehmer dieser Versammlung über die Anwesenheit der CLIS am 14. November anhand der aktiven Beteiligung der Bürgermeister der Anrainergemeinden. Die Mitglieder werden als Beobachter teilnehmen. Anlässlich einer nächsten CLIS-Versammlung, voraussichtlich Anfang 2014, wird ein Erfahrungsbericht über diesen Tag erstattet. Die Präfektur des Departements Haut-Rhin untersucht im weiter reichenden

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Rahmen des Notfallorganisationsplans, der alle wichtigen industriellen und natürlichen Risiken einbezieht, Evakuierungsszenarien der Bevölkerung. Die deutschen, schweizerischen und französischen Militärstäbe haben für den Fall einer Katastrophe trinationale Warn- und Hilfsverfahren ausgearbeitet. Er bestätigt, dass die Zusammenarbeit der drei Länder geprüft wurde und gut funktioniert. Punkt 6 - Sonstiges Herr LACOTE möchte Kernkraftwerkes einleiten

die

Diskussion

über

die

Abschaltung

des

Herr HABIG schlägt vor abzuwarten bis das Gesetz herauskommt, das die Abschaltung des Kernkraftwerkes Fessenheim beantragt. Herr LACOTE bittet Herrn M ROL-TANGUY einzuladen, um den Fortschritt der Abschaltungsakte gemäß dem Verfahren des Ballungsgebiets von Mülhausen vorzustellen. Herr HABIG schlägt vor, diesen Punkt auf den 8. November, d.h. die Vorstandsversammlung, zu vertagen. Anschließend geht er auf eine Frage von einer Einwohnerin aus Fessenheim ein, die wissen möchte, ob in Fessenheim MOX als Brennstoff eingesetzt wird. Die ASN und EDF erwidern, dass kein MOX in den Reaktoren des KKW eingesetzt wird. Herr ROSSO informiert darüber, dass EDF gemäß des TSN-Gesetzes im Juni 2013 den Bericht 2012 über die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz des Kernkraftwerkes veröffentlicht hat. Dieser Bericht ist im Internet auf der Website von EDF einsehbar. Herr ROSSO geht auf den Zwischenfall der nicht ordnungsgemäßen Montage der Brennstäbe im KKW Philippsburg ein und erklärt, dass dieses Ereignis in Frankreich anhand der INES Skala auf Stufe 2 eingestuft worden wäre, wobei Herr NIEHAUS dieses Ereignis auf Stufe 0 einstufte. Er geht erneut auf das Ereignis der Stufe 1 von Juni 2013 ein. Bisher war ein Betreiber aufgrund der Vorschriften dazu verpflichtet, die Wirksamkeit der Kühlpumpen zu messen, indem er prüfte ob die Temperatur des durch diese Pumpen abgekühlten Ols niedriger als ein gegebener Sollwert blieb. Die Vorschriften haben sich geändert, so dass fortan des Weiteren der tatsächliche Durchsatz der Kühlpumpen gemessen werden muss. Der gemessene Durchsatz ist niedriger als der Konzeptionsdurchsatz, was zur Einstufung auf Stufe 1 der INES Skala führt. Herr LEDERGERBER wundert sich über die zweimonatige Verspätung der Erklärungsabgabe bei der CLIS über das Ereignis vom 31. März bezüglich des ungenügenden Wasserdurchsatzes im Kühlkreislauf, das der CLIS am 24. Juni gemeldet wurde, d.h. S5 Tage später... Herr ROSSO erklärt, dass sofort nach Feststellung eines Ereignisses, der ASN eine „Ereignismitteilung“ zugestellt wird. Handelt es sich um eine

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„deutliche“ Abweichung, wird sie gemeldet und der Bericht des bedeutenden Ereignisses muss innert zwei Monaten nach Stellungnahme der ASN realisiert werden. Herr HABIG _schließt diese CLIS-Versammlung, indem er sich bei den Teilnehmern, Ubersetzern und Anwesenden bedankt.

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RÉPUBLIQUE FRANÇAISE

DIVISION DE STRASBOURG

Strasbourg, le 24 avril 2014

N/Réf. : CODEP-STR-2014-019559 N/Réf. dossier : INSSN-STR-2014-0205

Monsieur le directeur du centre nucléaire de production d’électricité de Fessenheim BP n°15 68740 FESSENHEIM

Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Fessenheim Inspection réactive du 10/04/2014 Thème : Suites de l’inondation interne du 09/04/2014 Monsieur le directeur, Dans le cadre des attributions de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base prévu à l’article L. 596-1 du code de l’environnement, une inspection « réactive » a eu lieu le 10 avril 2014 au centre nucléaire de production d’électricité de Fessenheim à la suite de l’inondation interne survenue le 9 avril 2014 au sein de la partie non nucléaire du réacteur n°1. Suite aux constatations faites à cette occasion par les inspecteurs, j’ai l’honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l’inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent. Synthèse de l’inspection L’inspection réactive du 10 avril 2014 visait à analyser la gestion par l’exploitant et à constater les conséquences de l’inondation interne survenue le 9 avril 204 à 17h00 dans la partie non nucléaire de l’installation qui a endommagé des systèmes électriques de sauvegarde et conduit à la mise à l’arrêt du réacteur n°1. Les inspecteurs ont débuté leur inspection en salle afin de revenir sur la chronologie des évènements. Ils ont examiné l’organisation mise en place par l’exploitant au cours de l’incident et sa conduite de la mise à l’arrêt du réacteur. Les inspecteurs se sont ensuite rendus dans les locaux impactés par l’arrivée d’eau ainsi qu’en salle de commande. Ils ont échangé avec les différentes équipes de conduite pour connaître leurs méthodes de remplissage du circuit de réfrigération à l’origine de l’inondation et analyser leurs actions au cours de l’incident. Cette inspection a mis en évidence des lacunes dans le processus de remplissage du circuit concerné. Chronologie de l’incident En concomitance de plusieurs alarmes de défaut d’isolement électrique apparues en salle de commande, une présence d'eau a été détectée le 09/04/2014 à 17h00 par les agents de l'équipe de quart au niveau 15 mètres (15m) dans le couloir d'accès à la salle de commande du réacteur n°1 depuis le local de ventilation DCC. Les agents ont également constaté que cette eau a ruisselé dans des locaux des niveaux inférieurs (11m, 7m et 4m).

Cette présence d'eau avait pour origine une opération d’appoint d’eau au réservoir 1SNO001BA initiée environ vingt minutes plus tôt depuis la salle de commande. Le circuit SNO est un circuit intermédiaire situé en salle des machines, utilisé pour la réfrigération des équipements de la partie non nucléaire. Cette opération d’appoint d’eau a été immédiatement stoppée, ce qui a mis fin à l’écoulement. A l’origine de l’incident, l’appoint en eau du réservoir 1SNO001BA s’est prolongé et a conduit au débordement du réservoir via une tuyauterie de trop-plein. Or cette tuyauterie d’évacuation du trop-plein était obstruée par de la limaille au niveau 0m, comme ont pu le constater les inspecteurs. Cette tuyauterie d’évacuation s’est donc remplie, puis l’eau s’est écoulée depuis les récupérateurs des vidanges du circuit de ventilation DCC, situées dans le local de ventilation précité au niveau 15m. A l’apparition des alarmes et en application des règles générales d’exploitation, le réacteur n°1 a été mis à l’arrêt. Dans le cadre de la gestion de l’incident, l’astreinte Direction a déclenché le Plan d'Appui et de Mobilisation Gestion d'Aléa Technique (PAM GAT). Une organisation de crise de conduite (ELC1) était parallèlement gréée en salle de commande renforcée d’un Ingénieur Sureté (IS) et d’un chef d’exploitation (CE) supplémentaires qui partageaient les diagnostics de l’équipe de conduite. L’exploitant évalue le volume total d’eau écoulée à 3 m³, réparti sur le sol du niveau 15 m et par ruissellement aux locaux des étages inférieurs. Les éclaboussures d’eau constatées sur certaines armoires électriques des locaux des niveaux inférieurs sont à l’origine des alarmes apparues en salle de commandes. L’eau répandue a été aspirée par le personnel de l’exploitant dès sa détection. La mise à l’arrêt du réacteur engagée le jour de l’inspection va permettre à l’exploitant de procéder au remplacement et à la requalification des matériels électriques impactés par l’événement. Cet événement n’a pas eu de conséquence sur le personnel ni sur l’environnement de l’installation. En raison de la dégradation de matériels de protection qui a conduit à l’arrêt du réacteur n°1, il a été classé au niveau 1 de l'échelle internationale des événements nucléaires INES.

A. Demandes d’actions correctives La tuyauterie de trop-plein du réservoir 1SNO001BA donne sur un collecteur commun débouchant vers un caniveau SXS (exhaure secondaire). Ce collecteur était obstrué par 80 cm de limaille (boue et rouille) empêchant l’écoulement vers SXS. Demande n°A.1 a : Je vous demande de vous assurer de l’absence d’obstruction des différents collecteurs

débouchant dans les caniveaux de récupération des deux réacteurs. Demande n°A.1 b : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande d’analyser les causes profondes de cette obstruction ainsi que le caractère transposable de cet incident sur d’autres équipements de l’installation. Vous présenterez les actions correctives découlant de cette analyse. Les inspecteurs ont interrogé différents opérateurs quant à l’opération d’appoint d’eau. Ils ont noté que le niveau final d’eau visé n’est connu que de mémoire. De plus, ils ont relevé que les opérateurs ne s’accordent ni sur le niveau final visé ni sur le niveau de trop-plein. Faute d’indication du niveau de trop-plein en salle de commande, l’équipe de conduite n’a pas pu détecter le débordement du réservoir 1SNO001BA. Demande n°A.2 : Je vous demande de faire les investigations nécessaires pour connaître précisément le niveau du trop-plein du réservoir 1SNO001BA et de reporter cette mention dans une procédure dédiée aux deux réacteurs.

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B. Compléments d’information Opération d’appoint en eau du réservoir 1SNO001BA Les différents opérateurs des équipes de conduite rencontrés par les inspecteurs ont indiqué que l’opération d’appoint du réservoir SNO se faisait régulièrement, environ 1 à 2 fois par semaine, sans procédure particulière. Les opérateurs ont indiqué aux inspecteurs que cet appoint en eau est une opération relativement longue, de plusieurs dizaines de minutes. Les inspecteurs n’ont relevé la trace écrite de cet appoint qu’à deux reprises dans le cahier de quart au cours de l’année 2014, dont celui relatif à l’incident, à 16h40 le 09/04/2014. Demande n°B.1 : Je vous demande de me transmettre la procédure d’appoint du réservoir 1SNO001BA,

de me préciser la fréquence de cette opération et de me justifier le cas échéant l’absence de sa traçabilité sur le cahier de quart. Les inspecteurs ont constaté que l’ergonomie du capteur de niveau d’eau rapporté en salle de commande est perfectible : aucune action automatique ne stoppe l’appoint contrairement à ce que pourrait laisser penser l’interface homme-machines IHM en salle de commande (présence d’une flèche verte qui habituellement signifie la mise en place d’une action automatique de sauvegarde à l’atteinte du niveau). Demande n°B.2 : Je vous demande d’engager une étude sur l’amélioration de l’ergonomie des capteurs de niveaux d’eau rapportés en salles de commande 1 et 2 en cohérence avec la procédure de remplissage des deux réacteurs. Les indications de niveaux bas, haut ainsi que de trop-plein pourraient par exemple figurer.

Repli du réacteur n°1 Vous indiquez dans la description de l’événement que parmi les alarmes apparues dès 17h00, l'alarme 1RGL509AA ainsi qu’un essai non concluant de manœuvre des grappes de commande RGL vous ont conduit à considérer les grappes de commande non disponibles et à poser l'évènement STE RGL2 de groupe 1. Au cours des investigations simultanées dans les locaux impactés par le ruissellement d’eau, les éclaboussures d’eau constatées sur les relais des armoires de protection RPR AAR voie A vous ont conduit ensuite à poser l’événement STE RPR3 de groupe 1. Demande n°B.3 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant

l’incident, je vous demande d’analyser la disponibilité de l’arrêt manuel par chute des grappes de commande RGL pendant toute la durée de l’événement. Demande n°B.4 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant

l’incident, je vous demande de me transmettre un plan des locaux impactés par les infiltrations d’eau. Vous préciserez sur le plan la localisation des armoires de protection voie A et voie B. En application du chapitre III des règles générales d’exploitation, le cumul d’indisponibilités de groupe 1 vous a conduit à amorcer la mise à l’arrêt du réacteur. Les grappes de commandes RGL n’étant pas manœuvrables, seule la borication a été utilisée pour baisser la puissance primaire du réacteur. Demande n°B.5 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant

l’incident, je vous demande de me présenter votre retour d’expérience quant au choix de suivre la procédure de conduite normale du réacteur selon le chapitre III des règles générales d’exploitation, comparativement à la procédure de conduite incidentelle/accidentelle du chapitre VI des règles générales d’exploitation.

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L’eau s’est écoulée entre les différents locaux via les gaines MECATISS. Vous avez indiqué aux inspecteurs avoir engagé le remplacement des gaines impactées par cet écoulement. Demande n°B.6 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant

l’incident, je vous demande de me préciser l’étendue du remplacement des gaines impactées. Au cours du repli du réacteur, la température du fluide primaire est descendue en-deçà de la limite prévue par les règles générales d’exploitation. Vos représentants ont indiqué que le réacteur était encore couplé au réseau électrique et que cette baisse de température était imputable à un accroissement de la demande de production d’électricité. Demande n°B.7 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant

l’incident, je vous demande de me préciser les modalités de découplage du réacteur du réseau électrique au cours d’une mise à l’arrêt. Vous me préciserez les mesures prises pour éviter le renouvellement de cet écart.

C. Observations Pas d’observation.

Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Je vous demande de bien vouloir identifier clairement les engagements que vous seriez amené à prendre et de préciser, pour chacun d’eux, l’échéance de sa réalisation. Je vous prie d’agréer, Monsieur le directeur, l’assurance de ma parfaite considération.

Le chef de la division de Strasbourg SIGNÉ PAR Florien KRAFT

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