Published January 2004 | Version v1
Journal article

Technical emergency measures in Swiss nuclear power plants - pressurized water reactors

  • 1. Kernkraftwerk Goesgen-Daeniken AG, Daeniken (Switzerland)
  • 2. Kernkraftwerk Beznau, Doettingen (Switzerland)

Description

Three pressurized water reactors are at present in operation on the sites of Goesgen and Beznau in Switzerland. The development and introduction of emergency measures in Switzerland was characterized mainly by the exploitation of international experience and the conclusions drawn from major accidents, or near-accidents, as well as the systematic analysis of accident sequences exceeding the design basis within the framework of plant-specific probabilistic safety analyses. In the mid-eighties, evaluation resulted in a program of measures against major accidents supervised by the authorities. One of the requirements contained in the program was the establishment of a complete plant-specific PSA (initiating events in the plant plus all overriding in-plant events and level-1, level-2, and outage PSA external events). The most important technical plant requirements to be met by emergency measures were laid down in HSK Guideline R-103: - Requirements for protection of the primary containment. - Requirements for protection of the plant personnel. - Rules of procedure. - Accident instrumentation. PSA serves as a tool for optimizing emergency measures. On the basis of a realistic plant-specific PSA model, information can be generated about the effects of emergency measures. The status of the emergency measures put into effect and the structure of the emergency regulations are shown for Swiss plants in a comparison with the requirements laid down in HSK Guideline R-103. (orig.)

Abstract (German)

In der Schweiz sind zurzeit drei Druckwasserreaktoren an den Standorten Goesgen und Beznau in Betrieb. Die Entwicklung und Einfuehrung von Notfallmassnahmen in der Schweiz war im Wesentlichen gepraegt durch die Auswertung intrnationaler Erfahrungen und der Schlussfolgerungen aus aufgetretenen schweren Unfaellen oder Beinaheunfaellen sowie der systematischen Analyse auslegungsueberschreitender Unfallablaeufe im Rahmen anlagenspezifischer Probabilistischer Sicherheitsanalysen. Die Auswertung fuehrte Mitte der 1980er Jahre zu einem behoerdlich beaufsichtigten Programm von Massnahmen gegen schwere Unfaelle (MSU). Eine der Forderungen dieses Programms bestand in der Erstellung einer vollstaendigen anlagenspezifischen PSA (anlageninterne ausloesende Ereignisse und alle anlageninternen uebergreifenden Ereignisse und externen Einwirkungen in der Stufe 1, Stufe 2 und Stillstands-PSA). Die wichtigsten anlagentechnischen Anforderungen an Notfallmassnahmen wurden in der HSK-Richtlinie R 103 festgeschrieben: - Anforderungen zum Schutz des Primaercontainments - Anforderungen zum Schutz des Betriebspersonals - Vorgehensregeln - Stoerfallinstrumentierung. Die PSA dient als Hilfsmittel zur Optimierung von Notfallmassnahmen. Auf der Basis eines realistischen analgenspezifischen PSA-Modells koennen Aussagen zu den Wirkungen von Notfallmassnahmen getroffen werden. Anhand eines Vergleichs mit den Anforderungen der HSK-Richtlinie R-103 wird der Stand der realisierten Notfallmassnahmen und die Struktur de Notfallvorschriften fuer die Schweizer Anlagen dargestellt. (orig.)

Additional details

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Original title (German)
Anlagentechnische Notfallmassnahmen in Schweizer Kernkraftwerken (DWR)

Publishing Information

Journal Title
Atw. Internationale Zeitschrift fuer Kernenergie
Journal Volume
49
Journal Issue
1
Journal Page Range
p. 30-36
ISSN
1431-5254