Sicherheit von Kernkraftwerken

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Sicherheit von Kernkraftwerken

Die Sicherheit von Kernkraftwerken soll durch Sicherheitskonzepte gewährleistet werden, die Gefährdungen verhindern und reduzieren.

Besondere Sicherheitskonzepte sind erforderlich, da Kernkraftwerke eine Reihe von grunds√§tzlich gefahrtr√§chtigen Merkmalen besitzen. Zu diesen Merkmalen geh√∂ren eine hochkonzentrierte Freisetzung von Energie (Leistungsdichten bis zu 100 MW/m¬≥) sowie hohe Betriebstemperaturen und -dr√ľcke. Im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors wird Wasser beispielsweise bei einem Druck von 150 Bar auf 320 Grad Celsius erhitzt.[1] Weiterhin verwenden gr√∂√üere Kernreaktoren 80-150 Tonnen radioaktiver Kernbrennstoffe, die einschlie√ülich ihrer Spaltprodukte nicht entweichen d√ľrfen. Zudem haben fast alle Kernkraftwerke Abklingbecken, in denen oft noch gr√∂√üere Mengen radioaktiven Materials - meist abgebrannte Brennelemente - lagern.

Kernkraftwerke und andere kerntechnische Anlagen sind intensiv auf m√∂gliche Risiken untersucht und werden staatlich kontrolliert. An die Materialien, an ihren Einbau, an die Prozessf√ľhrung und an die dort besch√§ftigten Mitarbeiter werden hohe Anforderungen gestellt. Materialm√§ngel oder menschliches Versagen k√∂nnen dennoch Ursachen f√ľr St√∂rf√§lle und schwere Unf√§lle sein.

Radioaktive Stoffe (= Radionuklide) können Menschen, Tieren und Pflanzen schaden oder sie sogar töten. Zum einen geht von ihnen ionisierende Strahlung aus, zum anderen sind viele von ihnen giftig (Toxizität). Der Mensch kann viele andere Gifte mit einem oder mehreren seiner Sinnesorgane wahrnehmen (zum Beispiel riechen oder schmecken), Strahlung hingegen nicht. Die Inkorporation von Radionukliden erfolgt deshalb unbemerkt.

In der staatlich ‚Äď in manchen L√§ndern milit√§risch ‚Äď dominierten Technikgeschichte der Kernkraft ergaben sich Sicherheitskonzepte durch die Praxis ("Learning by Doing"), da viele Effekte der Materialien kaum verstanden wurden. Basierend auf Erfahrungen mit Versuchsreaktoren auch in Deutschland versuchte man, m√∂gliche Gro√ürisiken im Prozessablauf planerisch vorherzusehen, sie auszuschlie√üen und St√∂rf√§lle beherrschbar und begrenzt ablaufen zu lassen. Man bem√ľhte sich ‚Äď auch aus milit√§rischen Gr√ľnden (‚ÄěProliferation‚Äú) ‚Äď, die Technik m√∂glichst nicht zu verbreiten. Auch wollten die Hersteller ihr Know-how f√ľr sich behalten.

Inhaltsverzeichnis

Anforderungen

Der Auslegungsst√∂rfall wird auch als "gr√∂√üter anzunehmender Unfall" (GAU) bezeichnet. Wenn dieser GAU beherrscht wird, so meinte man fr√ľher, k√∂nne man auch alle anderen St√∂rf√§lle sicher beherrschen. Heute wei√ü man, dass das nicht immer so sein muss und an Stelle des einen Auslegungsst√∂rfalles ist ein ganzes Spektrum von Auslegungsst√∂rf√§llen getreten, deren Beherrschung einzeln nachgewiesen werden muss. In Deutschland sind die Anforderungen in den so genannten Sicherheitskriterien und St√∂rfall-Leitlinien detailliert geregelt. Dabei ist auch festgelegt, dass die Beherrschung stets auch dann gew√§hrleistet sein muss, wenn ein Ger√§t durch einen zus√§tzlichen, vom ausl√∂senden St√∂rereignis unabh√§ngigen (technischen oder menschlichen) Fehler funktionsunf√§hig sein sollte (Einzelfehlerkriterium) und wenn ein zweites Teil-Ger√§t gerade in Reparatur sein sollte (Reparaturkriterium). Diese beiden Kriterien stellen eine Pr√§zisierung des Redundanzprinzips dar, demzufolge stets mehr Einrichtungen zur St√∂rfallbeherrschung vorhanden sein m√ľssen als eigentlich ben√∂tigt werden. Au√üerdem m√ľssen die St√∂rfallbeherrschungseinrichtungen von den Betriebseinrichtungen getrennt und untereinander entmascht sein, d. h. sie m√ľssen voneinander unabh√§ngig (ohne gemeinsame Komponenten) und r√§umlich oder baulich getrennt angeordnet sowie diversit√§r ausgef√ľhrt sein, um Ausf√§lle aufgrund gleicher Ursache zu vermeiden. Zusammen mit anderen Anforderungen, wie dem Fail Safe Prinzip (ein Fehler wirkt sich m√∂glichst in die sichere Richtung aus) und Automatisierung (Vermeiden von Personalhandlungen unter Zeitdruck), wird insgesamt ein hohes Ma√ü an Zuverl√§ssigkeit der St√∂rfallbeherrschung angestrebt.

Theoretische Grundlagen

Schutzziele

F√ľr ein Kernkraftwerk lassen sich folgende vier Schutzziele definieren:

  • Das oberste Schutzziel ist der Einschluss der Radioaktivit√§t. Solange die erste Barriere (Kristallgitter des Brennstoffes) erhalten bleibt, wird der weit √ľberwiegende Teil der Radioaktivit√§t sicher zur√ľckgehalten. Durch das Vorhandensein der anderen Barrieren bedeutet eine Zerst√∂rung des Kristallgitters aber noch nicht zwangsweise die Freisetzung gro√üer Radioaktivit√§tsmengen.
  • Eine Zerst√∂rung des Kristallgitters in gr√∂√üerem Umfang ist technisch nur durch Schmelzen des Reaktorkerns (oder eines erheblichen Teils davon) m√∂glich. Daraus ergibt sich das zweite Schutzziel: K√ľhlung der Brennelemente.
  • Da die sicherheitstechnischen K√ľhlsysteme nur f√ľr die Abfuhr der Nachw√§rme (und nicht f√ľr den Leistungsbetrieb) ausgelegt sind, muss der Reaktor immer sicher abschaltbar sein. Drittes Schutzziel: Kontrolle der Reaktivit√§t durch Unterbrechung der Kettenreaktion.
  • Falls die Abschaltungsm√∂glichkeit des Reaktors doch ausf√§llt, muss sichergestellt sein, dass die Kettenreaktion nicht unkontrolliert eskaliert. Dies wird durch einen negativen Reaktivit√§tskoeffizienten gew√§hrleistet, der bewirkt, dass bei Erw√§rmung des spaltbaren Materials dessen Reaktivit√§t automatisch sinkt. Ein negativer Reaktivit√§tskoeffizient kann durch die Reaktorkonstruktion sowie durch die Gestaltung der Brennelemente erreicht werden. Die EURATOM-Vertr√§ge legen fest, dass in den Vertragsstaaten nur Kernreaktoren mit negativem Reaktivit√§tskoeffizienten zum Betrieb zugelassen werden d√ľrfen.

Werden diese vier Schutzziele ständig erreicht, sind große radiologische Unfälle nicht möglich. Bei ihrer Verletzung ist ein solcher nicht mehr zuverlässig ausschließbar.

Methodik

Das Risiko von Kernkraftwerken besteht im Wesentlichen darin, dass durch kleinere oder gr√∂√üere St√∂rf√§lle beziehungsweise Unf√§lle radioaktive Stoffe in die Umgebung austreten k√∂nnen. Die Radioaktivit√§tsfreisetzung im Normalbetrieb ist so klein, dass ihr Anteil im Vergleich zur nat√ľrlichen Strahlenbelastung (im Wesentlichen kosmische Strahlung und terrestrische Strahlung) vernachl√§ssigbar ist und sich darauf zur√ľckzuf√ľhrende gesundheitliche Sch√§den nach heutigem Wissensstand nicht beobachten oder im Falle der Wiederaufbereitungsanlagen nicht erkl√§ren lie√üen. Im Folgenden wird daher nur auf die St√∂rfallsicherheit von Kernkraftwerken eingegangen.

Beim Betrachten von Un- und St√∂rf√§llen bzw. bei der Ursachenanalyse geht man von der Annahme aus, dass ein gravierendes Versagen von technischen Einrichtungen nicht zuf√§llig eintritt, sondern aufgrund einer Kette (oder mehrerer Ketten) von Ursachen und Wirkungen. Sind diese Wirkungsketten erkannt, k√∂nnen sie gezielt unterbrochen werden. Wird ein solches Unterbrechen mehrfach und mit voneinander unabh√§ngigen Ma√ünahmen vorgesehen, kann man insgesamt eine sehr hohe Sicherheit erreichen, da Fehler in einzelnen Schritten durch Funktionieren anderer Schritte aufgefangen werden k√∂nnen. Dabei ist es gleichg√ľltig, ob diese Fehler aus einem Versagen von Komponenten oder Systemen (‚Äětechnische Fehler‚Äú) oder auf Fehlhandlungen von Menschen (‚ÄěBedienfehler‚Äú, ‚Äěmenschliche Fehler‚Äú, auch ‚Äěorganisatorische Fehler‚Äú) resultieren (oder aus beidem). Man spricht von einem ‚Äěmehrstufigen, fehlerverzeihenden Sicherheitskonzept‚Äú.

Dieser Ansatz wird bei Kernkraftwerken weltweit verfolgt. Wie erfolgreich er ist, h√§ngt von seiner Umsetzung ab. Im Folgenden wird das systematische Vorgehen bei modernen, westlichen Leichtwasserreaktoren beschrieben. Bei anderen Reaktoren, speziell solchen aus dem fr√ľheren Ostblock, liegen deutlich andere Verh√§ltnisse vor.

Barrieren

Aufbau eines Reaktorgebäudes

In westlichen Leichtwasserreaktoren dienen sechs Barrieren zum Zur√ľckhalten der radioaktiven Stoffe:

Bei den Kernspaltungen in einem Reaktor entstehen die Spaltprodukte gewisserma√üen als Fremdatome im Kristallgitter des Urandioxids. Solange dieses intakt bleibt, werden die meisten Spaltprodukte sehr zuverl√§ssig im Kristallgitter zur√ľckgehalten. Dies gilt nicht f√ľr die gasf√∂rmigen Spaltprodukte (etwa 5 - 10 % Anteil).
Das Urandioxid wird zu Tabletten gepresst, in etwa fingerdicke Rohre aus Zircaloy (Festigkeitseigenschaften √§hnlich wie Stahl) eingef√ľllt und diese Rohre werden dann oben und unten gasdicht verschwei√üt. Solange alle Schwei√ün√§hte dicht sind und auch sonst kein Loch in einem H√ľllrohr auftritt, halten die H√ľllrohre alle Spaltprodukte in ihrem Inneren sicher zur√ľck. Allerdings entstehen auch im Regelbetrieb trotz hoher Neutronenpermeabilit√§t strukturelle Ver√§nderungen durch Strahleneinwirkung und Korrosion. Somit erh√§lt ein kleiner Teil der H√ľllrohre Risse, die zum Austritt der gasf√∂rmigen Spaltprodukte f√ľhren k√∂nnen. Dies sind i. d. R. Isotope (Iod, Xenon, Krypton) mit mittleren Halbwertszeiten.
Der Reaktordruckbeh√§lter besteht aus einer ca. 20 bis 25 cm dicken Stahlwand. Zusammen mit den anschlie√üenden Rohrleitungen bildet er ein geschlossenes K√ľhlsystem, in dem auch eventuell aus den H√ľllrohren austretende Spaltprodukte eingeschlossen sind.
  • Der thermische Schild [4]
Dieser dient vor allem der Abschirmung von Direktstrahlung aus dem Reaktorkern. Da er keine vollkommen geschlossene Konstruktion aufweist, kann er Spaltprodukte nur teilweise zur√ľckhalten.
Dieses gasdichte und druckfeste ‚ÄěContainment‚Äú aus ca. 4 cm dickem Stahl (manchmal auch aus Spannbeton) ist so ausgelegt, dass es im Falle eines Lecks im Reaktork√ľhlkreis das gesamte austretende Wasser/Dampf-Gemisch mit allen darin eventuell enthaltenen Spaltprodukten sicher aufnehmen kann.
  • Die umschlie√üende Stahlbetonh√ľlle [1]
Der gesamte Sicherheitsbeh√§lter wird von einer etwa 1,5 bis 2 m dicken Stahlbetonh√ľlle umgeben, die vor allem Einwirkungen von au√üen ‚Äď wie z. B. Zerst√∂rungen durch einen Flugzeugabsturz ‚Äď verhindern soll, aber auch radioaktive Materialien in seinem Inneren zur√ľckhalten kann.

In anderen Reaktoren, insbesondere in solchen des ehemaligen Ostblocks, sind z. T. weniger und qualitativ schlechtere Barrieren vorhanden. Aber auch nicht alle westlichen (oder deutschen) Reaktoren sind beispielsweise durch eine Stahlbetonh√ľlle [1] gesch√ľtzt, die stark genug w√§re, um gr√∂√üere Flugzeugabst√ľrze abzufangen.

Mehrstufige fehlerverzeihende Sicherheit

Kernpunkte westlicher Leichtwasserreaktoren sind das Mehrbarrierenkonzept (Einschluss der radioaktiven Materialien in mehreren einander umschlie√üenden Barrieren) und gestaffelte Ma√ünahmen zur Gew√§hrleistung der ausreichenden Integrit√§t und Funktion der Barrieren: Versagen die Schutzma√ünahmen in einer Ebene, sollen Schutzma√ünahmen auf der n√§chsten Ebene dies auffangen. Nur wenn die Ma√ünahmen auf allen gestaffelten Ebenen versagen, wird die (planm√§√üige) R√ľckhaltefunktion einer Barriere beeintr√§chtigt oder zerst√∂rt. Nur wenn alle Barrieren versagen, kann es zum Austritt gr√∂√üerer Mengen radioaktiver Stoffe kommen.

Vier Maßnahmen ergänzen dieses Konzept:

  • Den Grundsatz ‚ÄěQualit√§t trotz Mehrstufigkeit‚Äú: F√ľr jede einzelne Barriere und Sicherheitsebene gibt es Festlegungen der Funktionen und Aufgaben sowie der erforderlichen Qualit√§t.
  • Den Grundsatz ‚ÄěFehler unterstellen trotz Qualit√§t‚Äú: Trotz generell hoher Qualit√§t wird grunds√§tzlich ein (technisches oder menschliches) Versagen unterstellt und entsprechende Auffangma√ünahmen werden vorgesehen.
  • Die Konstruktion des Reaktorkernes erfolgt m√∂glichst so, dass sich ein selbststabilisierendes Verhalten der Kettenreaktion und damit der Leistungserzeugung ergibt (negative R√ľckkopplung, ‚Äěinh√§rente Stabilit√§t‚Äú; diese dient insbesondere auch zur Entkopplung der einzelnen Sicherheitsebenen).
  • Schlie√ülich wird das gesamte Sicherheitskonzept noch durch probabilistische Sicherheitsanalysen auf Wirksamkeit und Ausgewogenheit √ľberpr√ľft.

Sicherheitsebenen

In deutschen Kernkraftwerken gibt es vier Sicherheitsebenen: Die erste Ebene entspricht dem Normalbetrieb des Kraftwerkes. Hier sollen St√∂rungen m√∂glichst vermieden werden. Trotzdem wird unterstellt, dass St√∂rungen auftreten. In der zweiten Ebene, dem ‚Äěanomalen Betrieb‚Äú, wird dann das Ziel verfolgt, diese St√∂rungen einzud√§mmen und zu verhindern, dass sie sich zu St√∂rf√§llen ausweiten. Auch hier wird wieder systematisch unterstellt, dass dieses Ziel nicht erreicht wird und in der dritten Ebene, der Ebene der St√∂rfallbeherrschung, werden St√∂rf√§lle durch sehr zuverl√§ssige eigene Sicherheitssysteme m√∂glichst aufgefangen. Doch auch hier wird systematisch ein Versagen unterstellt und in der vierten Ebene wird mit ‚Äěanlageninternen Notfallschutzma√ünahmen‚Äú versucht, die Auswirkungen des St√∂rfalles m√∂glichst auf die Anlage selbst zu beschr√§nken und einschneidende Ma√ünahmen in der Umgebung (insbesondere Evakuierung) nicht notwendig werden zu lassen.

Restrisiko

Das beschriebene Sicherheitskonzept bezweckt ein sehr hohes Ausmaß an Sicherheit sowohl gegen technisches Versagen als auch gegen menschliche Fehler. Ein gewisses Restrisiko besteht jedoch immer, da die Auslegung der Sicherheitsvorkehrungen auf bestimmten technischen Annahmen (z.B. kein sehr schweres Erdbeben) beruht und auch ein gleichzeitiges Versagen mehrerer oder aller Sicherheitsvorkehrungen trotz redundanter und räumlich getrennter Anlagenteile möglich ist und von der probabilistischen Sicherheitsanalyse abgeschätzt aber niemals ganz ausgeschlossen werden kann. Das bei einer gewählten Auslegung verbleibende Risiko bezeichnet man oft fälschlich subjektivierend als Restrisiko.

Die Sicherheit beeinflussende Faktoren

K√ľhlmittelverlust

Ein Fehler, der zur Beeintr√§chtigung der Nachw√§rmeabfuhr und damit zu einer Kernschmelze f√ľhren k√∂nnte, ist ein Wasserverlust durch Austreten von Wasser aus einem Leck, z. B. durch Bruch einer Rohrleitung. Durch ausreichende Nachspeisung von Wasser muss ein solches Leck beherrscht werden. In der Fr√ľhzeit der Kernenergienutzung ging man davon aus, dass das schlimmste zu ber√ľcksichtigende Ereignis zur Gef√§hrdung der Nachw√§rmeabfuhr der doppelendige Bruch der gr√∂√üten Rohrleitung sei: Ein solcher Auslegungsst√∂rfall w√§re also definitionsgem√§√ü ein Ereignis, das noch beherrscht werden sollte, d. h. dessen Eintreten d√ľrfte keine schwerwiegenden Auswirkungen auf die Umgebung haben.

Einwirkungen von außen

Bei der Konzeption der Sicherheitsvorrichtungen eines Kernkraftwerkes werden neben St√∂rungen innerhalb der Anlage auch Einwirkungen von au√üen in Betracht gezogen. Moderne deutsche Kernkraftwerke besitzen daher auch Schutzvorrichtungen gegen Explosionsdruckwellen, Hochwasser, Flugzeugabsturz und terroristische Angriffe und eine Statik, die mit Blick auf m√∂gliche Erdbeben ausgelegt wurde. Die Anforderungen an diese Vorrichtungen und deren Auslegung werden standortspezifisch festgelegt; ihre Einhaltung wird in den Genehmigungsverfahren nachgewiesen. Diese Anforderungen sind unzuverl√§ssig; gem√§√ü Erdbebenkarten stand das Kernkraftwerk Fukushima 1 recht g√ľnstig, w√§hrend die schweren Erdbebeben in anderen Regionen erwartet werden.[2] Zum Flugzeugabsturz haben sich die Auslegungsanforderungen im Laufe der Jahrzehnte versch√§rft. Bei √§lteren Kernkraftwerken wurden flugzeugabsturzgesicherte Notsteuerstellen (auch Notstandssysteme genannt) nachger√ľstet, von denen die Anlage im Falle einer Zerst√∂rung der Warte sicher abgefahren werden kann. Nach dem Terroranschlag auf das World Trade Center wurde die Frage gestellt, ob die vorhandene Auslegung auch ausreichend gegen absichtlich zum Absturz gebrachte Gro√üraumflugzeuge ist. Nur drei der 17 deutschen Kernreaktoren in Deutschland w√ľrden einem gezielten Flugzeugabsturz standhalten. Bei allen anderen Kernkraftwerken sei laut Angaben von Kritikern mit einer ‚Äěschweren bis katastrophalen Freisetzung radioaktiver Stoffe zu rechnen‚Äú.[3]

Betriebliche Störungen

In Kernkraftwerke können wie in jedem technischen System Störungen auftreten. Vom Auftreten von Störungen allein kann nicht auf die Sicherheit einer Anlage geschlossen werden, dazu ist eine sorgfältige Analyse der Störungen und ihrer Begleitumstände erforderlich.

Personal

Eine Arbeitsstelle in der Nuklearindustrie erscheint Studienabg√§ngern wenig attraktiv, viele aktive Ingenieure stehen vor der Pensionierung. [4] Der Mangel an erfahrenen Atomingenieuren und Bauarbeitern ist ein Schl√ľsselrisiko und zudem ein Kostentreiber f√ľr neue Projekte.

Bewertungensmethoden

Statistische Untersuchungen

Sicherheit allgemein

Gemessene Statistiken zur Sicherheit von KKWs sind nur teilweise vorhanden, n√§mlich f√ľr kleinere Unf√§lle, die in der Vergangenheit tats√§chlich eingetreten und gemeldet worden sind. 1993 wurde die Zentrale Melde- und Auswertestelle f√ľr St√∂rf√§lle und St√∂rungen eingerichtet, die die St√∂rungsberichte seit 1999 in einem Internetportal online stellt.

Um repr√§sentative statistische Aussagen √ľber einen gewissen Unfalltyp (etwa GAU) zu machen, m√ľsste jedoch dieser Unfalltyp mindestens einmal eingetreten sein. Die Eintrittswahrscheinlichkeit eines Unfalls einer bestimmten Gr√∂√üe l√§sst sich jedoch nicht aus der Vergangenheit ablesen. Stattdessen wird diese in probabilistischen Sicherheitsanalysen (zumindest als Obergrenze) berechnet:

Probabilistische Sicherheitsanalysen

In so genannten Probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) wird versucht, das Risiko von Kernkraftwerken zu quantifizieren. Dabei wird ermittelt, mit welcher Wahrscheinlichkeit sich angenommene St√∂rungen (‚Äěausl√∂sende Ereignisse‚Äú) ereignen und mit welcher Zuverl√§ssigkeit mit den vorhandenen Sicherheitseinrichtungen ‚Äěplanm√§√üig beherrschen‚Äú lassen. F√ľr Absolutaussagen zur Sicherheit insgesamt sind die Ergebnisse wenig geeignet, da ein √úberschreiten des ‚Äěplanm√§√üigen Beherrschens‚Äú noch nichts √ľber die dann eintretenden Folgen aussagt. Durch vorhandene Auslegungsreserven werden bei geringf√ľgigen √úberschreitungen meist gar keine Folgen auftreten, doch wird dieser Bereich in den √ľblichen PSA nicht untersucht. Eine PSA liefert stets eine obere Grenze f√ľr das verbleibende Risiko, beziffert aber nicht das Risiko selbst.

Gleichwohl haben sich PSA gut bew√§hrt f√ľr vergleichende Sicherheitsbetrachtungen im Sinne der Erkennung von m√∂glichen Schwachstellen und der Bewertung von geplanten √Ąnderungen. Dabei versucht die PSA besonders kritische Risiken zu ermitteln, die zu einem gleichzeitigen Versagen verschiedener Sicherheitseinrichtungen f√ľhren, z.B. wie weit durch Feuer, Sturm, √úberschwemmung, Tsunamiwelle oder Erdbeben ... ein gleichzeitiger Ausfall von a) Stromnetz (Schwarzfall) oder Anschluss des Kraftwerks und b) den Einrichtungen der Notstromversorung (Tanks, Steuerung...) f√ľr die Nachw√§rmeabfuhr m√∂glich ist. Demgegen√ľber sind die entsprechenden pr√§ventiven Ma√ünahmen zu bewerten wie die vorhandene oder fehlende redundante, mehrfache und r√§umlich getrennte Auslegung von Anlagenteilen. Dabei ist die PSA eines Kernkraftwerk dynamisch √ľber seine Laufzeit: Sicherheitsm√§ngel k√∂nnen durch Nachr√ľstung behoben werden, andererseits sind Abnutzung und Materialerm√ľdung zu ber√ľcksichtigen ‚Äď in besonderem Ma√üe in den Anlagenbereichen, die von Radioaktivit√§t betroffen sind.

Jedes Kernkraftwerk hat eine Geschichte und anlagenspezifische PSA, in der gleichartige physikalische Gesetze und Bauteile wirken. Daher sind Erfahrungen in anderen Anlagen bedingt √ľbertragbar und werden in der nicht-√∂ffentlichen IRS-Datenbank (International Reporting System for Operating Experience auch: IAEA/NEA Incident Reporting System) der St√∂rungen ausgetauscht.

Die PSA eines Kernkraftwerkes muss durch regelm√§√üige Sicherheitstests erg√§nzt werden, die durch theoretische Simulation oder Notfall√ľbungen die Auswirkungen von Risiken, z.B. einen Ausfall des Stromnetzes, sowie die Betriebsf√§higkeit von Notfalleinrichtungen pr√ľfen und dabei das St√∂rungsmanagement trainieren um anlagenspezifische Sicherheitsm√§ngel aufzudecken.

Im Vergleich zu Stromerzeugung aus anderen Energiearten haben Kernkraftwerke das strukturelle Risiko der Nachwärmeabfuhr ("Nachzerfallswärme"), da die Energieabgabe des Brennstoffs - anders als bei konventionellen Kraftwerken - nicht einfach abgeschaltet werden kann.

Um den Risiken der Kernkraftwerke und der kerntechnischen Anlagen durch entsprechende Vorschriften und Kontrollen zu begegnen, arbeitet ein Netz nationaler und internationaler Organisationen zusammen, bei der UNO die Internationale Atomenergie-Organisation IAEO (engl. IAEA), die United Nations Scientific Committee on the Effect of Atomic Radiation UNSCEAR und die World Health Organization WHO; die Nuclear Energy Agency NEA der OECD, die International Commission on Radiological Protection, ICRP. Auf nationaler Ebene in Deutschland das Bundesministerium f√ľr Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit mit dem Bundesamt_f√ľr_Strahlenschutz und dem Umweltbundesamt und die Umweltministerien der Bundesl√§nder mit der jeweiligen Atomaufsichtsbeh√∂rde. Eine ausgepr√§gt international arbeitende nationale Beh√∂rde ist die schwedische Strahlenschutzbeh√∂rde Str√•ls√§kerhetsmyndigheten (vor 2008 SKI).

Vergleiche zu anderen Energiequellen

Die Zahl von ‚Äěunfallbedingten‚Äú Todesf√§llen pro erzeugter Energiemenge scheint f√ľr Kernkraft bislang geringer als f√ľr andere Arten der Elektrizit√§tserzeugung, ist jedoch stark definitionsabh√§ngig. Eine (nicht repr√§sentative) Beispielrechnung f√ľr das schweizerische Kernkraftwerk M√ľhleberg ergibt 0,02 Todesf√§lle pro GWJahr. Diese Zahl schlie√üt sowohl unmittelbare als auch latente Todesf√§lle ein. Zum Vergleich werden die unmittelbaren Todesf√§lle durch andere Energiequellen im Zeitraum 1969-1996 herangezogen, es handelt sich um 0,1 Todesf√§lle pro GWJahr f√ľr Gasturbinenkraftwerke, 0,3 f√ľr Kohlekraftwerke und 0,9 f√ľr Wasserkraft.[5]

So erscheint die Anzahl der sofortigen Todesopfer durch bekannt gewordene Atomunf√§lle in OECD-Staaten f√ľr die Zeitspanne von 1969 bis 2000 pro Gigawattjahr durch KKWs in einer Statistik des schweizerischen Paul Scherrer Instituts (PSI) f√ľr Nuklear- und Reaktorforschung [3] als ‚ÄěNull‚Äú. Dies ist allerdings willk√ľrlich, da es Verstrahlungen mit Langzeitopfern gab, welche vor der ber√ľcksichtigten Zeitspanne liegen und die Freisetzung von Radioaktivit√§t immer wieder nicht dem ‚ÄěNormalbetrieb‚Äú entspricht.[6] Die genannte PSI-Studie listet im Vergleich in OECD-L√§ndern bei Kohlekraftwerken 0,13 Todesopfer/GWJahr, bei Wasserkraftwerken 0,004 Todesopfer/GWJahr, im EU15-Raum als ‚ÄěNull‚Äú.

Gem√§√ü der Studie kommt es bei Atomenergie weniger auf die sofortigen Todesopfer an als vielmehr auf die zahlreicheren Todesfolgen aufgrund von Langzeitsch√§den (Strahlenkrankheit, Leuk√§mie, sonstige Krebsarten etc.). Die Studie listet f√ľr die Todesf√§lle aufgrund von Langzeitfolgen durch AKWs allein die Katastrophe von Tschernobyl und sch√§tzt diese auf etwa 10.000 bis 100.000 Todesf√§lle, die bis heute unmittelbar auf die Langzeitfolgen von Tschernobyl zur√ľckzuf√ľhren seien. Dazu kommen die Folgen von Harrisburg, Sellafield, Majak oder anderen Unf√§llen in AKW und anderen kerntechnischen Anlagen (siehe auch die Liste von Unf√§llen in kerntechnischen Anlagen, die sich allein mit F√§llen von Radioaktivit√§tsaustritten befasst). F√ľr Wasserkraftwerke in Nicht-OECD-L√§ndern listet sie 13,77 Todesopfer/GWJahr (der Gro√üteil stammt aus dem Bruch von 62 Staud√§mmen in China um den Banqiao-Staudamm im Jahr 1975 mit angenommenen 26.000 sofortigen Todesopfern).[7]

Insbesondere nicht-t√∂dliche, jedoch trotzdem schwerwiegende Erkrankungen (wie z. B. Schilddr√ľsenkrebs und Immunschw√§che), sowie Sch√§digungen des Erbgutes und damit in Zusammenhang gebrachte Behinderungen von Neugeborenen sind in diesen Statistiken nicht ber√ľcksichtigt, weil derartige Sch√§digungen nur schwer mit einem Sterberisiko beschreibbar sind. Derzeit besteht jedoch keine M√∂glichkeit, statistisch verl√§ssliche Zahlen bez√ľglich der tats√§chlichen Langzeitsch√§den zu erlangen. Denn aufgrund der hohen Halbwertszeiten einiger Stoffe (z.B. Plutonium) sowie fehlender bzw. unvollst√§ndige Informationen √ľber zwei der schwerwiegendsten St√∂rf√§lle in Nuklearanlagen insbesondere in der UdSSR (Majak, Tschernobyl), mit mangelhafter Informationspolitik der damaligen Regierung, bleiben Statistiken irrelevant, weil mit fehlerhaften Daten behaftet.

Die zugrundeliegende Studie (Hirschberg u. a. (1998): Severe accidents in the energy sector) des bereits weiter oben zitierten Paul-Scherrer-Instituts befasst sich in puncto AKW (S. 137-182) haupts√§chlich mit gesch√§tzten anfallenden Kosten f√ľr die √ľberhaupt m√∂gliche Schadensbegrenzung bei schlimmstm√∂glichen fiktiven Unfallszenarien in AKWs mit h√∂chsten Sicherheitsstandards (die in der Studie auch in westlichen L√§ndern als selten erf√ľllt bezeichnet werden). Dies bei maximaler Entfernung von menschlichen Siedlungen, nicht etwa mit einem einzelnen AKW oder den tats√§chlichen Auswirkungen einer solchen Katastrophe wie etwa konkreten Todeszahlen oder dem Ausma√ü von Umweltsch√§den; die Ergebnisse lassen sich daher auch so deuten, dass bei AKW-Unf√§llen trotz erheblicher Belastung und Sch√§digungen ‚Äěweniger‚Äú getan werden kann. Get√∂tete oder durch Strahlung verletzte und mi√ügebildete Tiere finden in allen bekannten Studien bisher keine Ber√ľcksichtigung.

Krankheitsfälle im Zusammenhang mit Radioaktivität

Klagen gegen Kraftwerksbetreiber wegen geh√§ufter Krankheitsf√§lle nach bekannt gewordenen Unf√§llen sowie die nachgewiesene H√§ufung bestimmter Krebsarten rund um bestimmte, f√ľr St√∂rf√§lle bekannte Kraftwerke (auch in Deutschland) treten immer wieder auf. Im normalen Betrieb entweichen kleine Mengen radioaktiven Materials vom Kernkraftwerk in die Umwelt. Dieses Material umfasst radioaktive Edelgase (z. B. Krypton-85) sowie das instabile Wasserstoffisotop Tritium, deren Entweichen gemessen wird und Auflagen unterliegt.[8] Trotzdem stehen sie im Verdacht, durch Aufnahme in den menschlichen Organismus krebsausl√∂send zu wirken. Dies zeigte sich bei einer epidemiologischen Studie im Auftrag des Bundesamtes f√ľr Strahlenschutz im Jahr 2007. Die Leuk√§mie-Rate bei Kindern war in der N√§he (5 km) von Kernkraftwerken signifikant erh√∂ht.[9][10][11] Die genaue Ursache f√ľr diese erh√∂hte Leuk√§mierate in der Umgebung von Kernkraftwerken ist bisher nicht bekannt ‚Äď siehe auch Leuk√§mie in der Elbmarsch; der November 2004 ver√∂ffentlichte Abschlussbericht der eingesetzten Expertenkommission, der die m√∂glichen Zusammenh√§nge zwischen dem Elbmarschleuk√§miecluster und dem dortigen AKW untersuchte, endete aufgrund zahlreicher Behinderungen ihrer Arbeit mit den Worten: ‚ÄěWir haben das Vertrauen in diese Landesregierung verloren.‚Äú Untersuchungen des Deutschen √Ąrzteblatts (1992) und des British Medical Journal (1995) haben in der Umgebung von kerntechnischen Anlagen ebenfalls erh√∂hte Leuk√§mieraten bei Kindern festgestellt ‚Äď ebenso aber auch generell in der Umgebung gr√∂√üerer Baustellen im l√§ndlichen Bereich. Letzteres deutet also darauf hin, dass es an Standorten, die u. a. auch f√ľr Kernkraftwerke geeignet sind, Faktoren gibt, die von sich aus bereits ein erh√∂htes Erkrankungsrisiko mit sich bringen; als Erkl√§rung wird etwa vermutet, dass das erh√∂hte Auftreten der speziellen Krebsarten sich daraus erkl√§ren l√§sst, dass diese ansteckend seien und die Krankheitserreger durch Arbeitsmigration von Bauarbeiterfamilien eingeschleppt w√ľrden.[12][13]

Ein wichtiger Bestandteil der wissenschaftlichen Auseinandersetzung um Krankheitsf√§lle aufgrund von AKWs betrifft auch die Entnahme von Bodenproben in deren unmittelbarer Umgebung zur Messung der √∂rtlichen Kontaminierungsabweichung mit radioaktivem Material, besonders mit sogenannten Pac-K√ľgelchen aus Plutonium, Americium und Curium. Eine erh√∂hte Kontaminierung wird dabei ebenfalls wiederholt festgestellt (s. etwa Leuk√§miecluster Elbmarsch); es herrscht unter den sich gegen√ľberstehenden wissenschaftlichen Fraktionen allerdings Uneinigkeit dar√ľber, ob diese erh√∂hte Kontamination in der unmittelbaren Umgebung der Kraftwerke tats√§chlich von den AKWs herr√ľhren kann, da dort solche K√ľgelchen nicht verwendet werden, oder doch eher auf Kernwaffentests oder die Katastrophe von Tschernobyl zur√ľckzuf√ľhren ist. Aus Tschernobyl entwich zwar nachweislich eine gro√üe Menge an Plutonium, jedoch fand sich im dortigen graphitmoderierten RBMK-Reaktortyp keinerlei Americium oder Curium, die aufgrund des Reaktordesigns auch nicht w√§hrend der Havarie oder aufgrund nat√ľrlicher Zerfallsprozesse danach entstanden sein konnten.

Wesentliches Problem des statistischen (epidemiologischen) Nachweises solcher Effekte ist, dass die unterstellten Einfl√ľsse (z. B. Krebserkrankung durch Strahlenbelastung) durch die geringen Fallzahlen und die geringen Strahlendosen nicht mit hinreichender Sicherheit von den sonstigen Einfl√ľssen mit der gleichen Wirkung (z. B. Rauchen, Stress, Ern√§hrung, Bev√∂lkerungsmigration, etc.) und der nat√ľrlichen Eintrittswahrscheinlichkeit getrennt werden k√∂nnen. Die Zuweisung einer bestimmten Krebserkrankung und eines daraus ggf. entstandenen Todesfalles zu einer bestimmten Ursache ist wegen der vielen bekannten krebsausl√∂senden Parameter zudem grunds√§tzlich nicht m√∂glich.

Eine Untersuchung √ľber das Krebsrisiko in der N√§he von Kernkraftwerken des Bundesamtes f√ľr Strahlenschutz kommt zum Ergebnis, dass f√ľr den Zeitraum von 1980 bis 2003 in der Umgebung von 16 Standorten mit insgesamt 22 Kernkraftwerken in Deutschland Krebserkrankungen bei Kindern unter f√ľnf Jahren h√§ufiger auftreten. Der Risikoanstieg ist wesentlich bei Leuk√§mie festzustellen. Im Nahbereich von Kernkraftwerken wurde f√ľr alle Krebserkrankungen zusammen betrachtet ein Risikoanstieg um etwa 60% und f√ľr Leuk√§mien eine Verdopplung des Erkrankungsrisikos, d.h. ein Risikoanstieg um etwa 100% beobachtet.[14] Eine erh√∂hte Leuk√§mierate bei Kindern gilt allerdings statistisch nicht als Beweis einer potentiellen Gefahr, da diese Kinder nicht beweisbar direkt durch den Betrieb des Kraftwerkes erkrankt sind, und da Erkrankungen (im Gegensatz zu Todesf√§llen) nicht in allen Statistiken zum Thema erfasst werden.

Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen

Schwere Unfälle

Nach der Deutschen Risikostudie der Gesellschaft f√ľr Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) von 1989 ist f√ľr einen deutschen Druckwasserreaktor der zweiten Generation alle 33.000 Betriebsjahre mit einem schweren Unfall zu rechnen (man beachte, dass dies auch die M√∂glichkeit des sofortigen Eintritts des Unfalls beinhaltet). Als Referenzanlage wurde der Block B des Kernkraftwerks Biblis benutzt. Das Ergebnis l√§sst sich, wie bei allen PSA-Studien, nicht ohne weiteres auf andere Kernkraftwerke √ľbertragen. Auch das Kernkraftwerk Biblis selbst hat seit der deutschen Risikostudie zahlreiche Nachr√ľstungen durchgef√ľhrt, so dass auch f√ľr dieses Kraftwerk bei einer aktuellen PSA andere Ergebnisse zu erwarten sind.

Die GRS-Studie von 1989 wurde von atomkritischen Gutachtern des √Ėko-Instituts in einer Stellungnahme im Auftrag der damalig SPD-gef√ľhrten Landesregierung von Schleswig-Holstein dahingehend kritisiert, dass die Wahrscheinlichkeit eines schweren Unfalls hier als zu niedrig eingestuft wird. Einige Annahmen im Rahmen der Erdbeben-PSA waren nach Ansicht der Darmst√§dter nicht konservativ.[15]

Andere Studien, insbesondere neuere der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO), kommen wiederum zu niedrigeren Unfallwahrscheinlichkeiten, da nachger√ľstete Kernkraftwerke und erst recht neue Modelle √ľber weiter gehende Sicherheitssysteme verf√ľgen. So wird das Risiko eines Unfalls mit Reaktorschaden f√ľr den EPR mit circa 1 pro 1.000.000 Betriebsjahre angegeben, [16] auch dies nur eine statistische Gr√∂√üe, welche den sofortigen Unfall mit einschlie√üt.

Stresstest

Der Stresstest f√ľr Kernkraftwerke beinhaltet die zielgerichtete Bewertung der Sicherheitsreserven von Kernkraftwerken. Insbesondere werden die Auswirkungen extremer Ereignisse im Hinblick auf die Anlagensicherheit und von daraus resultierenden schweren Unf√§llen untersucht.

Anforderungen der Europ√§ischen Arbeitsgruppe f√ľr nukleare Sicherheit

Von der Europ√§ischen Arbeitsgruppe f√ľr nukleare Sicherheit (ENSREG) wurden am 25. Mai 2011 Pr√ľfanforderungen festgelegt, welche die bereits vorgenommenen Sicherheitsbetrachtungen an Kernkraftwerken unter dem Blickpunkt der Fukushima-Ereignisse erg√§nzen sollen.

Besonders sollen betrachtet werden: [17]

a) Auslöse-Ereignisse

  • Erdbeben
  • √úberflutung

b) Konsequenzen

  • Energieausfall, einschlie√ülich "Station Black Out" (Ausfall der Notstromversorgung)
  • Ausfall des K√ľhlsystems
  • Kombination aus beiden F√§llen

c) Maßnahmen

  • Schutz vor Verlust der K√ľhlfunktion f√ľr die Kernbrennst√§be
  • Schutz vor Verlust der K√ľhlfunktion f√ľr das Lager der abgebrannten Brennelemente
  • Schutz vor Verlust der Integrit√§t des Containments

Die Auslegungs-Grenzwerte wurden nicht im Vorfeld festgelegt, sondern werden innerhalb des jeweiligen Stresstestes bestimmt und begr√ľndet.

Technische Maßnahmen

Grundsätzliche Maßnahmen

  • Wasserbecken [3]
Wasser dient der Abschirmung von Radioaktivit√§t, innerhalb des Reaktordruckgef√§√ües als Moderator (und zur Ableitung und Nutzung der erzeugten W√§rme). Die unteren Wasserbecken (Pumpens√ľmpfe) sind im Normalfall leer, sie sammeln im Falle eines Lecks das austretende Wasser und erlauben eine Wiedereinspeisung in den Kreislauf, um eine Austrocknung des Reaktors zu vermeiden.
  • Gefilterte Druckentlastung [9]
Bei einem gravierenden Unfall kann durch verdampfendes Wasser ein unzulässiger Druck im Sicherheitsbehälter entstehen. Dieser Druck kann kontrolliert und gefiltert durch das Druckentlastungssystem [9] (Wallmann-Ventil) abgelassen werden.
  • Wasserstoffabbau
Bei den hohen Temperaturen infolge eines St√∂rfalls mit Kernschmelze entsteht durch Reaktionen von Wasser mit Metallen der H√ľllrohre Wasserstoff. Beispielsweise reagiert das Zirconium in der Legierung der Brennstabrohre ab einer Temperatur von 900 ¬įC mit Wasser zu Zirconiumoxid und gasf√∂rmigem Wasserstoff in folgender Reaktion:
\mathrm{Zr + 2 \ H_2O \rightarrow ZrO_2 + 2 \ H_2}
Bei dieser stark exothermen Reaktion wird eine W√§rmeenergie von 576 kJ/mol H2 frei. Sobald der Wasserstoffgehalt in der Luft eine Konzentration von etwa 4 Volumenprozent √ľberschreitet, wird dieses Gemisch als Knallgas explosionsf√§hig. Die Gesellschaft f√ľr Anlagen- und Reaktorsicherheit ermittelte in einer Studie, dass im Fall einer Kernschmelze bei einem Zirconiuminventar eines Druckwasserreaktors (Containmentvolumen ca. 70.000 m3) von 20 Tonnen Zirconium innerhalb von 6 Stunden ca. 5.000 m3 Wasserstoff entstehen. Bei Druckwasser-Reaktoren besteht wegen ihres kleinen Volumens zus√§tzlich die Gefahr, dass der zus√§tzliche Druck durch den Wasserstoff den Reaktordruckbeh√§lter √ľberlastet. Bis zum Unfall mit Kernschmelze in Three Mile Island 1979 wurde diese Zirconium-Reaktion nicht in den Szenarien m√∂glicher Unf√§lle ber√ľcksichtigt. Erst nachdem der Graphitbrand beim Unfall von Tschernobyl 1986 eindr√ľcklich auf die m√∂gliche Bedeutung von chemischen Reaktionen als Folge der Kernschmelze hinwies, wurden in Deutschland Einrichtungen verpflichtend vorgeschrieben, welche die Entstehung eines z√ľndf√§higen Wasserstoff-Sauerstoffgemisches verhindern. Im Containment von Druckwasserreaktoren wurden daraufhin an exponierten Stellen katalytische Rekombinatoren installiert, an deren Oberfl√§che das Knallgas (auch weit unterhalb der Explosionsgrenze) zu Wasser reagiert. Der Sicherheitsbeh√§lter von Siedewasserreaktoren wird im Normalbetrieb mit Stickstoff geflutet, so dass bei einem Unfall zwar freier Wasserstoff entsteht, f√ľr die Entstehung von Knallgas aber der Sauerstoff fehlt.
Ein weiterer Weg, wie bei Kernreaktoren Wasserstoff entsteht, ist die Spaltung von Wasser durch ionisierende Strahlung. Dieser Radiolyse genannte Prozess produziert direkt Knallgas. Die Geschwindigkeit, mit der das Knallgas erzeugt wird, ist gering im Vergleich zu den Gasmengen bei der Zirconiumreaktion. Selbst im Falle einer Kernschmelze besteht nicht die Gefahr, dass der Reaktordruckbeh√§lter in kurzer Zeit mit einem z√ľndf√§higen Radiolyse-Gas gef√ľllt wird. Da die Reaktion auch w√§hrend des normalen Betriebs abl√§uft, kann sich das Knallgas allerdings √ľber l√§ngere Zeit ansammeln und dann durch ionisierende Strahlung gez√ľndet werden. Daher sind auch an exponierten Stellen in den Systemen des Prim√§rkreislaufs solche oben schon erw√§hnten katalytischen Rekombinatoren installiert, an deren Oberfl√§che das Knallgas zu Wasser reagiert. Trotz dieser Vorkehrungen ist im Kernkraftwerk Brunsb√ľttel im November 2001 ein an den Reaktordeckel angeschlossenes Rohr durch eine Knallgas-Explosion zerst√∂rt worden.

Abfuhr der Nachzerfallswärme

Ein m√∂glicher Mechanismus, der zum Versagen mehrerer Barrieren f√ľhren kann, ist eine √úberhitzung des Reaktorkerns bis hin zum Schmelzen der Brennelemente (Kernschmelzunfall). Dadurch w√ľrden die vier erstgenannten Barrieren zerst√∂rt und l√§ngerfristig m√∂glicherweise auch die beiden restlichen Barrieren. Gegen eine solche √úberhitzung sind K√ľhleinrichtungen erforderlich. Da ein Kernkraftwerk auch nach dem Abschalten durch den Zerfall der angesammelten radioaktiven Spaltprodukte noch Nachzerfallsw√§rme produziert, m√ľssen diese mehrfach vorhandenen K√ľhleinrichtungen langfristig sicher funktionieren. Direkt nach der Abschaltung muss Nachzerfallsw√§rme von ca. 5‚Äď10% der vorherigen thermischen Leistung abgef√ľhrt werden. Da das Kernkraftwerk selbst keine Energie mehr erzeugt, wird die daf√ľr notwendige Energie aus dem Stromnetz entnommen. Wird ein Atomkraftwerk durch einen Ausfall des Stromnetzes, einem Blackout, zu einer Notabschaltung gezwungen, ergibt sich daher gleichzeitig aus dem Fehlen der externen Energieversorgung die Notwendigkeit, die Nachzerfallsw√§rme sofort mit Hilfe der Notstromversorgung ggf. √ľber Tage und Monate abzuf√ľhren.

Sicherheitstechnische Weiterentwicklung

Die Sicherheit von Kernkraftwerken ist davon abh√§ngig, wie ein Kernkraftwerk konstruiert, gebaut und betrieben wird. Weltweit ist die Sicherheit von Kernkraftwerken seit ihrer Einf√ľhrung 1956 durch Erfahrungszuwachs und Nachr√ľstungen deutlich gestiegen. Seit 1994 wird in Deutschland dar√ľber hinaus durch das ge√§nderte Atomgesetz gefordert, dass bei neu zu errichtenden Kernkraftwerken auch √ľber die Auslegung hinausgehende St√∂rf√§lle (Kernschmelzunf√§lle) soweit einged√§mmt werden m√ľssen, dass sich ihre Auswirkungen im Wesentlichen auf das Kraftwerksgel√§nde beschr√§nken und in der Umgebung keine gravierenden Ma√ünahmen zur Risikobegrenzung (Evakuierungen) notwendig sind. Die neue deutsch-franz√∂sische Gemeinschaftsentwicklung ‚ÄěEuropean Pressurized Water Reactor‚Äú (EPR) erf√ľllt diese Bedingungen anscheinend. Jeweils ein solches Kraftwerk wird zurzeit in Finnland und in Frankreich gebaut: Absolute Sicherheit kann grunds√§tzlich nirgends, also auch nicht bei Kernkraftwerken, erreicht werden.

Seit Mai 2001 arbeiten mittlerweile 11 L√§nder in einem Gemeinschaftsprojekt unter F√ľhrung der USA im Rahmen des ‚ÄěGeneration IV International Forum for Advanced Nuclear Technology (GIF)‚Äú an weiterentwickelten Reaktorkonzepten. Es werden insgesamt 6 verschiedene Reaktorkonzepte mit dem Ziel einer erh√∂hten Sicherheit und verbesserten Wirtschaftlichkeit bei gleichzeitig verbesserter Brennstoffausnutzung und erh√∂hter Proliferationssicherheit verfolgt, au√üerdem werden M√∂glichkeiten der nuklearen Wasserstofferzeugung untersucht. Zwei dieser Konzepte sollen 2015 und die restlichen vier sollen 2020 die Baureife f√ľr Demonstrationsanlagen erreichen. Ein kommerzieller Einsatz k√∂nnte dann vielleicht 10 Jahre sp√§ter erfolgen.

Nachr√ľstungsma√ünahmen deutscher KKW gegen auslegungs√ľberschreitende Ereignisse

Die bestehenden Anlagen werden sicherheitstechnisch nachger√ľstet, um auch auslegungs√ľberschreitende Ereignisse beherrschen zu k√∂nnen. Zu den prominentesten Ma√ünahmen z√§hlen:

Inertisierung des Sicherheitsbehälters bei Siedewasserreaktoren

Hier wird w√§hrend des Reaktorbetriebs der Sicherheitsbeh√§lter mit Stickstoff gef√ľllt, um bei einem Unfall mit Wasserstoff-Freisetzung eine Knallgasexplosion zu verhindern (Sauerstoffmangel).

Gefilterte Druckentlastung des Containments

Dabei kann im Fall eines Druckanstiegs im Containment (in diesem Fall das Reaktorgeb√§ude) der Druck √ľber einen Filter abgelassen werden, um ein √úbersteigen des Auslegungsdrucks (und damit ein Bersten) zu vermeiden. Im deutschsprachigen Raum bezeichnet man diese Vorrichtung nach dem seinerzeit amtierenden Bundesumweltminister Walter Wallmann als Wallmann-Ventil.

Töpfer-Kerzen

Darunter versteht man den Einbau von katalytischen Rekombinatoren zum Wasserstoffabbau. Diese sollen das Wasserstoffgas noch vor dem Erreichen der Explosionsgrenze durch Rekombination (katalytische Reaktion von Wasserstoff und Sauerstoff zu Wasser ohne Funken oder Flamme) abbauen. Das System bezeichnet man umgangssprachlich nach dem fr√ľheren Umweltminister Klaus T√∂pfer als T√∂pfer-Kerze.

Alternativ wurden auch Systeme zum Z√ľnden des Wasserstoffs unterhalb der Explosionsgrenze entwickelt, was ebenfalls zu einem ‚Äěsanften‚Äú Abbau des Wasserstoff (Deflagration) f√ľhrt.

Wahrnehmung in der √Ėffentlichkeit

Der Historiker und Publizist Joachim Radkau bem√§ngelte die sp√§rliche √∂ffentliche Diskussion sowohl der unterschiedlichen kerntechnischen Entwicklungen als auch der verschiedenen Sicherheitsphilosophien und -konzepte w√§hrend der gesamten Entwicklungszeit der Kernkraft in Westdeutschland. Bei der Diskussion um die Sicherheit von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik unterscheidet er eine Fr√ľh- und Sp√§tphase.

  • Anfangs bestand ein √∂ffentlicher Konsens √ľber die Technologie, diese hatte jedoch erhebliche Unzul√§nglichkeiten und entwickelte sich technisch und √∂konomisch unkoordiniert: unter anderem gab es ein unkoordiniertes Nebeneinander zu vieler Reaktorlinien sowie eine √ľbereilte Entwicklung und Inbetriebnahme einzelner Typen.
  • Mitte der 1970er Jahre hatte sich die technische Entwicklung stabilisiert, der √∂ffentliche Konsens schwand jedoch schnell.

Radkau erkl√§rte 1984, dass der Begriff der Reaktorsicherheit sehr stark auf die betriebswirtschaftliche ‚ÄěVerf√ľgbarkeit‚Äú (availability) und ‚ÄěZuverl√§ssigkeit‚Äú (reliability) eingeschr√§nkt sei. Die ‚ÄěReaktorunsicherheit‚Äú (GAU) werde b√ľrokratisch auf dem Papier zurechtgestutzt und es gebe keine ‚ÄěSicherheits-Skala‚Äú.[18]

Unfälle

In der Geschichte der Kernenergienutzung ragen die Ereignisse von Kyschtym (Majak, 1957), Windscale/Sellafield (1957), Three Mile Island (Harrisburg, 1979), Tschernobyl (1986) und Fukushima-Daiichi (2011) heraus.

Three Mile Island hat die Effektivit√§t des Konzeptes mit gestaffelten Barrieren und mehrfachen Einrichtungen zum Schutz dieser Barrieren best√§tigt: Das Ereignis war so nicht vorgedacht gewesen. Durch eine Verkettung von im Wesentlichen zwei Arbeitsfehlern wurden die ersten vier Barrieren zerst√∂rt. Die restlichen beiden (Sicherheitsbeh√§lter und Stahlbetonh√ľlle) hielten Stand und verhinderten schwerwiegende Auswirkungen nach au√üen. Die Komplexit√§t der Sicherheitseinrichtungen f√ľhrte allerdings zu neuen Risiken und teilweise unvorhergesehehen Ereignisketten: Radioaktivit√§t gelangte durch eine von einer Automatik ge√∂ffneten, aus dem Sicherheitsbeh√§lter heraus f√ľhrende Rohrleitung des Wasserreinigungssystems in die Umgebung. Die Abgasbehandlung des Hilfsanlagengeb√§udes hatte versagt und in ihr waren Leckagen aufgetreten. Ein √úberdruckventil, das ordnungsgem√§√üg einen gef√§hrlichen Druck abbaute, sich danach jedoch nicht wieder schloss, verursachte einen gef√§hrlichen weiteren K√ľhlmittelverlust.

Die Katastrophe von Tschernobyl verlief anders, und es bestanden andere Voraussetzungen.[19] Insbesondere interpretierte die Bedienmannschaft das Verhalten des Reaktors falsch (nicht erkannte ‚ÄěXenonvergiftung‚Äú des Reaktors) Die Konstruktion des Reaktors (Typ RBMK) wies gravierende M√§ngel auf:

  • Der Reaktor enthielt 1700 t brennbaren Graphits, dessen Brand erst nach einer Woche gel√∂scht werden konnte. Konventionelle Leichtwasserreaktoren enthalten keine brennbaren Materialien - anders als die vieldiskutierten Kugelhaufenreaktoren, die ebenfalls gro√üe Mengen brennbaren Graphits enthalten.
  • Von den Barrieren gegen den Austritt radioaktiver Substanzen fehlten die beiden letztgenannten Barrieren Sicherheitsbeh√§lter und Stahlbetonh√ľlle praktisch vollkommen.
  • Steuerst√§be, die durch Hineinfahren in den Reaktorkern die Reaktivit√§t im Reaktor senken sollen, wirkten beim Hineinfahren kurzzeitig reaktivit√§tssteigernd.
  • Dampfblasenbildung in Folge mangelnder K√ľhlung f√ľhrte zu einer erh√∂hten Reaktivit√§t (positiver Dampfblasenkoeffizient).
  • Es war konstruktiv nicht ausgeschlossen, den Reaktor in einen Zustand zu versetzen, in dem er prompt kritisch wird.

Zum anderen passierten menschliche und organisatorische Fehler:

  • Der Unfall ereignete sich w√§hrend eines Versuches, jedoch au√üerhalb der Versuchsbeschreibung.
  • Die Sicherheitseinrichtungen wurden zum Teil abgeschaltet/√ľberbr√ľckt, um dieses Experiment zu erm√∂glichen.
  • Die Betriebsvorschriften wurden vom Betriebspersonal nicht eingehalten.
  • Der Test h√§tte vor Inbetriebnahme erfolgen sollen und w√§re bei unverbrauchten Brennelementen vermutlich nicht aus dem Ruder gelaufen.

Bei der Nuklearkatastrophe von Fukushima sind durch eine Flutwelle (Tsunami) infolge eines Erdbebens erstmals vier Reaktorbl√∂cke zugleich - in unterschiedlicher Schwere - betroffen. Sowohl die Intensit√§t des Erdbebens wie auch die H√∂he der Flutwelle lagen weit √ľber den Auslegungswerten dieser Anlagen. Wie im Falle Tschernobyl und den anderen oben genannten F√§llen ist die n√§here und weitere Umgebung betroffen; die dortige Bev√∂lkerung wurde evakuiert.

Die Reaktoren wurden zwar vom Erdbeben automatisch abgeschaltet, aber der Tsunami setzte die K√ľhlwassersysteme au√üer Betrieb. W√§hrend der Versuche, die Brennelemente zu k√ľhlen und vor einer Kernschmelze zu bewahren, wurden 37 Mitarbeiter und Rettungskr√§fte verletzt, bislang 19 Mitarbeiter waren einer stark erh√∂hten Strahlendosis ausgesetzt, zwei Mitarbeiter sind im Beinbereich schwer verstrahlt. Zwei weitere Arbeiter starben durch den Tsunami.

Siehe auch

Literatur

  • Hirschberg et al: Severe Accidents in the Energy Sector, Paul Scherrer Institut, 1998. S. 241f

Weblinks

Einzelnachweise

  1. ‚ÜĎ Panos Konstantin: Praxisbuch Energiewirtschaft: Energieumwandlung,-transport und-beschaffung, Seite 295
  2. ‚ÜĎ Erdbeben halten sich nicht an Risiko-Karten
  3. ‚ÜĎ [1] Greenpeace-Artikel √ľber geheimes ILK-Gutachten von 2002
  4. ‚ÜĎ WELT ONLINE, 11. Juli 2009: F√ľr Neubauprojekte fehlen die Fachleute
  5. ‚ÜĎ Hirschberg et al, ‚ÄěSevere Accidents in the Energy Sector‚Äú 1998. S. 241f., Paul Scherrer Institut
  6. ‚ÜĎ Wiederaufarbeitung in La Hague: Schleichende radioaktive Verseuchung und illegale Einleitungen
  7. ‚ÜĎ St. Hirschberger, P. Burgherr, G. Spiekerman, E. Cazzoli, J. Vitazek, L. CHeng: "Comparative Assessment of Severe Accidents in the Chinese Energy Sector", PSI Bericht Nr. 03-04, Paul Scherer Institut, March 2003, ISSN 1019-0643
  8. ‚ÜĎ Bundesamt f√ľr Strahlenschutz: Emissions√ľberwachung bei Atomkraftwerken (pdf)
  9. ‚ÜĎ Webseite des Deutschen Kinderkrebsregister. Deutsches Kinderkrebsregister, abgerufen am 19. M√§rz 2011.
  10. ‚ÜĎ taz.de: Experten uneins √ľber AKW-Gefahr (11. Dezember 2007)
  11. ‚ÜĎ Epidemiologische Studie zu Kinderkrebs in der Umgebung von Kernkraftwerken ‚Äď im Auftrag des Bundesamtes f√ľr Strahlenschutz 2007 (PDF-Datei; 13 MB)
  12. ‚ÜĎ Kinlen LJ et.al., Childhood leukaemia and non-Hodgkin‚Äôs lymphoma near large rural construction sites, with a comparison with Sellafield nuclear site., in BMJ, 310/1995, S.763‚Äď7
  13. ‚ÜĎ Michaelis J, Krebserkrankungen im Kindesalter in der Umgebung westdeutscher kerntechnischer Anlagen., in Deutsches √Ąrzteblatt, 89/1992, S.C-1386-90
  14. ‚ÜĎ [2]. PDF-Dokument √ľber die Ergebnisse der Studie, Abgerufen am 19. August 2010.
  15. ‚ÜĎ √Ėko-Institut: Bewertung der Ergebnisse der Phase B der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke. Bernhard Fischer, Lothar Hahn, Michael Sailer. 1989
  16. ‚ÜĎ Zusammenfassung der bisherigen PSA-Ergebnisse f√ľr den EPR durch die HSE, einer britischen Beh√∂rde f√ľr Gesundheitsschutz und Arbeitssicherheit, die auch mit der Genehmigung von Reaktorkonzepten beauftragt ist
  17. ‚ÜĎ EU "Stress tests" specifications, Annex II, Seite 4, European Nuclear Safety Regulators Group, 2011, Br√ľssel
  18. ‚ÜĎ Joachim Radkau: in Bild der Wissenschaft 12/1984, S. 88-90
  19. ‚ÜĎ Kr√ľger, F.W. et al.: Der Ablauf des Reaktorunfalls Tschernobyl 4, in: Bayer, A. et al. (Hrsg): Zehn Jahre nach Tschernobyl, eine Bilanz. Bundesamt f√ľr Strahlenschutz, Stuttgart 1996, S. 3-23

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