Das Kernkraftwerk Beznau hat - wie alle schweizerischen Kernkraftwerke (KKW) - ein Doppel-Containment, bestehend aus einem Primär- und einem Sekundärcontainment. Das Primärcontainment ist als Stahldruckschale ausgeführt. Es hat die Aufgabe, das bei einem Leck im nuklearen Primärkreislauf austretende Wasser-Dampf-Gemisch aufzufangen, den entstehenden Überdruck durch Kondensation abzubauen oder zu begrenzen sowie allenfalls freigesetzte radioaktive Stoffe im Innern zurückzuhalten.<\/p>
Das Containment aller schweizerischen KKW wird periodisch überprüft. In den periodischen Sicherheitsüberprüfungen wird unter anderem auch der Zustand des Containments überprüft. Das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (Ensi) analysiert und bewertet solche Überprüfungen und äussert sich dazu jeweils in öffentlich zugänglichen Stellungnahmen. Zudem hat das Ensi vom Betreiber des KKW Beznau ein Instandhaltungskonzept für die Stahldruckschale gefordert.<\/p>
Zu den Fragen:<\/p>
1. Das Ensi hat im Rahmen des Gutachtens zum Langzeitbetrieb des KKW Beznau die Korrosionsthematik an der Stahldruckschale untersucht und eine entsprechende Forderung zum zukünftigen Instandhaltungskonzept gestellt. Das KKW Beznau hat die geforderten Analysen und Unterlagen beim Ensi eingereicht. Das KKW Beznau hat Massnahmen eingeleitet, um der weiteren Korrosionsschädigung an der Stahldruckschale entgegenzuwirken.<\/p>
2. Ein praktischer Test der Stahldruckschale erfolgt im Rahmen der zehnjährlichen integralen Leckratentests. Dabei wird ein Überdruck auf das Primärcontainment und damit auch auf die Stahldruckschale aufgebracht. Der 2004 unter Aufsicht durchgeführte Leckratentest im Block 1 des KKW Beznau zeigte keine Beanstandungen.<\/p>
3. Während der Revisionsabstellungen können an der Stahldruckschale die innere und die äussere Oberfläche in den zugänglichen Bereichen direkt inspiziert werden. Nach erfolgreichem Abschluss der Machbarkeitsstudie entwickelt das KKW Beznau zurzeit eine neue Inspektionstechnik für die Anwendung an der Stahldruckschale weiter. Mit dieser Technik sollen ab 2014 auch bisher unzugängliche Bereiche der Stahldruckschale überprüft werden können. Diese Prüfungen sind dann ebenfalls während den Revisionsabstellungen vorgesehen.<\/p>
4. Das Ensi hat für die Beurteilung der Korrosionsthematik an der Stahldruckschale des KKW Beznau unabhängige Experten mit einbezogen. Im Rahmen seiner jährlichen Berichterstattung zur Aufsichtstätigkeit informiert das Ensi auch über neue Erkenntnisse zur Korrosionsthematik an Stahldruckschalen.<\/p> Antwort des Bundesrates."},{"type":{"id":5,"name":"Eingereichter Text"},"value":"
Seit 2009 hat man in beiden Atomkraftwerken (AKW) Beznau deutliche Korrosion (Muldenkorrosion) im unteren Bereich der Containments gemessen. Das Containment ist die äussere Stahldruckschale (Hülle), welche den Reaktor umgibt. Die Korrosion der Containments ist im Laufe der Jahre durch Feuchtigkeit an den Übergängen der Betonabstützung innerhalb und ausserhalb des Containments und des Stahls entstanden. Der betroffene Bereich ist schwer zugänglich, und es gibt keine ganzflächigen Untersuchungen und bisher auch keine Überdrucktests, die die Integrität der Containments bestätigen.<\/p>
Das Containment ist so ausgelegt, dass es bei einem Reaktorunfall dem entstehenden Dampfdruck bis zum in der Auslegung berechneten Druck standhält. Die Schwächung des Containments wurde mit Probebohrungen ermittelt, ist also nicht ganzflächig repräsentativ. Es muss davon ausgegangen werden, dass die Schwächung an nicht von der Untersuchung erreichten Punkten noch höher liegen könnte. Offenbar hat das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat daher auch weiter gehende Untersuchungen mittels Ultraschall angeordnet.<\/p>
Das Containment soll bei einem Grossunfall dazu dienen, dass die Umwelt nicht - oder wenigstens nur in eingeschränktem Rahmen - von aus dem Reaktor austretenden Radionukliden verseucht wird. Diese sicherheitsrelevante Funktion hat in Fukushima versagt, die tragischen Folgen sind bekannt.<\/p>
Die Betreiber geben offen zu, dass sie nur an wenigen Stellen überhaupt messen können. Die Wandstärke des Stahldruckcontainments liegt bei 5 bis 8 Zentimetern, die offenbar bis zu 10 Millimeter Korrosionsschäden entsprechen damit bis zu 20 Prozent Rostfrassschäden an der Reaktorschutzhülle.<\/p>
Daraus ergeben sich folgende Fragen:<\/p>
1. Das teilweise geschwächte Containment könnte möglicherweise dem Auslegungsdruck nicht mehr standhalten. Welche Massnahmen sind vorgesehen?<\/p>
2. Wieso wurde die Druckfestigkeit der Stahldruckcontainments noch nicht im praktischen Test überprüft?<\/p>
3. Können die AKW Beznau während des laufenden Betriebs betreffend die Integrität der Stahldruckcontainments umfangreich und grossflächig untersucht werden, oder bedürfte es dafür einer Ausserbetriebnahme?<\/p>
4. Ist vorgesehen, die Resultate der bereits erfolgten und laufenden Untersuchungen sowie allenfalls getroffener und noch zu treffender Massnahmen zu veröffentlichen und durch eine unabhängige Institution überprüfen zu lassen?<\/p>"},{"type":{"id":1,"name":"Titel des Geschäftes"},"value":"AKW Beznau. Rostschäden an der Reaktorschutzhülle"}],"title":"AKW Beznau. Rostschäden an der Reaktorschutzhülle"}