Kernschmelze

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Geschmolzener Reaktorkern beim Three-Mile-Island-Unfall.
1. 2B-Anschluss
2. 1A-Anschluss
3. Hohlraum
4. lose Bruchstücke des Kerns
5. Kruste
6. geschmolzenes Material
7. Bruchstücke in unterer Kammer
8. mögliche Uran-abgereicherte Region
9. zerstörte Durchführung
10. durchlöcherter Schild
11. Schicht aus geschmolzenem Material auf Oberflächen der Bypass-Kanäle
12. Beschädigungen am oberen Gitter

Als Kernschmelze bezeichnet man einen schweren Unfall in einem Kernreaktor, bei dem sich einige („partielle Kernschmelze“) oder alle Brennstäbe im Reaktorkern übermäßig erhitzen und schmelzen.

Von der Gefahr einer Kernschmelze sind grundsätzlich alle zur kommerziellen Stromerzeugung eingesetzten Atomreaktortypen betroffen.

Eine Kernschmelze kann auftreten, wenn die Reaktorkühlung und auch jede Notkühlung ausfällt. Die Nachzerfallswärme – sie entsteht nach Unterbrechung der Kernspaltung unvermeidlich – bewirkt dann, dass die Brennelemente sich stark erhitzen, schmelzen und das Schmelzgut (Corium) am Boden des Reaktors zusammenläuft.[1]

Bei einem solchen Unfall kann hochradioaktives Material unkontrolliert aus dem Reaktor in die Umgebung gelangen und Mensch und Umwelt gefährden – ein Unfall, den man als Super-GAU bezeichnet.

Ablauf einer Kernschmelze[Bearbeiten]

Störfälle[Bearbeiten]

Eine Kernschmelze kann eintreten, wenn die von den Brennstäben erzeugte Wärmeleistung nicht mehr abgeleitet werden kann. Störfälle, die zu einer Kernschmelze führen können, sind:

Die Reaktion eines Reaktors auf Störfälle hängt stark von der Bauform ab. Von der Bauform hängt zum Beispiel ab, ob bei einem Störfall die Kettenreaktion zum Erliegen kommt oder nicht. Wichtig ist hier die Verteilung von Kernbrennstoff, Kühlmittel und Moderator. Der Moderator bremst die bei der Kernspaltung frei werdenden Neutronen ab. Ohne Moderator wären die Neutronen viel zu schnell, um in niedrig angereichertem Kernbrennstoff weitere Kernspaltungen auszulösen.

  • Bei Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren dient das Kühlwasser gleichzeitig als Moderator. Kommt es zu einem Verlust des Kühlwassers, fehlt der Moderator, und die Kernspaltung kommt zum Erliegen (negativer Dampfblasenkoeffizient).
  • Druckröhrenreaktoren verwenden oft Graphit als Moderator. Ein Graphitblock umschließt Druckröhren, in denen sich die Brennstäbe und das Kühlmittel Wasser befinden. Da Kühlmittel und Moderator hier voneinander getrennt sind, führt ein Verlust des Kühlmittels nicht zu einer Beendigung der Kettenreaktion. Bei einem Verlust des Kühlmittels steigt sogar die Anzahl der Neutronen, die eine Kernspaltung bewirken können, sodass sich die durch die Kernspaltung erzeugte Leistung extrem erhöhen kann (positiver Dampfblasenkoeffizient).
  • Brutreaktoren verwenden höher angereicherten Kernbrennstoff und als Kühlmittel meist Natrium. Hier ist kein Moderator zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion erforderlich. Auch hier führt ein Verlust des Kühlmittels nicht zu einer Beendigung der Kettenreaktion, auch hier steigt dann die Leistung an (positiver Dampfblasenkoeffizient).

Auch wenn ein Reaktor abgeschaltet werden kann und die Kettenreaktion zum Erliegen kommt, ist das Risiko einer Kernschmelze noch nicht beseitigt. Während des Betriebes des Reaktors entstehen ca. 6,5 % der Leistung aus dem radioaktiven Zerfall der Spaltprodukte, die bei der Kernspaltung entstehen (Nachzerfallswärme)[2]. Ein Reaktor mit 1300 MW elektrischer Leistung erzeugt knapp 4000 MW Wärmeleistung im Reaktorkern. Ca. 260 MW dieser Leistung stammen aus der Nachzerfallswärme. Die Nachzerfallswärme sinkt im Laufe der Zeit. Eine Stunde nach dem Abschalten des Reaktors beträgt die Nachzerfallswärme noch ca. 1,6 % der Wärmeleistung (65 MW), einen Tag nach dem Abschalten noch 0,8 % (32 MW), selbst mehrere Monate nach dem Abschalten wird noch ca. 0,1 % der Leistung (4 MW) aus dem Zerfall der Spaltprodukte erzeugt. Diese Leistung muss abgeführt werden. Gelingt dies nicht, heizt sich der Reaktorkern immer weiter auf, bis er schließlich schmilzt.

Beispiel: Kernschmelze durch Kühlungsausfall bei einem Leichtwasserreaktor[Bearbeiten]

Fällt die Kühlung aus (z. B. Ausfall der Notstromversorgung während eines Stromausfalls im öffentlichen Netz), kann sich etwa folgendes Szenario abspielen[3] [4]

Überdruck[Bearbeiten]

Bei einem Kühlungsausfall kann die im Reaktorkern erzeugte Wärme nicht mehr abtransportiert werden. Auch wenn es gelingt, den Reaktor abzuschalten, reicht die Nachzerfallswärme aus, um den Reaktorkern stark aufzuheizen.

  • Steigt die Temperatur im Reaktorkern über die normale Betriebstemperatur, steigt der Druck im Reaktordruckgefäß an. Dieser Druckanstieg kann Werte erreichen, die die Stabilität des Reaktordruckgefäßes gefährden. Um ein Bersten des Reaktordruckgefäßes zu verhindern, muss Druck aus dem Reaktordruckgefäß in das umgebende Containment abgelassen werden. Da die Wärmeproduktion aus dem Zerfall der Spaltprodukte anhält, werden immer wieder kritische Drücke im Reaktordruckgefäß erreicht, so dass immer wieder Druck in das Containment abgelassen werden muss.
  • Hierdurch steigt der Druck im Containment. Bei mehrmaligem Druck-Ablassen aus dem Reaktordruckgefäß können im Containment kritische Druckwerte entstehen, die die Stabilität des Containments gefährden. Somit muss auch aus dem Containment Druck abgelassen werden. Abhängig vom Bautyp des Reaktors erfolgt das Druckablassen entweder in ein umgebendes Reaktorgebäude oder direkt in die Atmosphäre (Venting).
  • Durch das Druckablassen aus dem Reaktordruckgefäß (Venting) geht Kühlwasser verloren. Wenn es nicht gelingt, Kühlwasser nachzuspeisen, sinkt der Pegel des Kühlmittels im Reaktordruckgefäß. Dies kann schließlich dazu führen, dass die Brennstäbe nicht mehr vollständig mit Wasser bedeckt sind, so dass der obere Bereich der Brennstäbe aus dem Kühlwasser hervorragt und nur noch von Wasserdampf umgeben ist. Wasserdampf führt Wärme wesentlich schlechter ab als flüssiges Wasser. Somit heizen sich die Brennstäbe in diesem Bereich besonders stark auf.

Entstehung von Wasserstoff[Bearbeiten]

  • Werden in den freiliegenden Brennstab-Bereichen Temperaturen von über 900 °C erreicht, nimmt die Festigkeit der Brennstabhüllrohre ab. Die Brennstäbe beginnen zu bersten. Gasförmige und leicht flüchtige radioaktive Spaltprodukte entweichen aus den Brennstäben in das Reaktordruckgefäß. Muss weiterhin Druck aus dem Reaktordruckgefäß und aus dem Containment abgelassen werden, gelangen verstärkt radioaktive Stoffe in die Umwelt.
  • Die Hüllrohre der Brennstäbe bestehen aus einer Zirkonium-Legierung. Bei Temperaturen oberhalb von 1000 °C fängt das Zirkonium an, mit dem umgebenden Wasserdampf zu reagieren. Es bildet sich Zirkoniumoxid und Wasserstoff. Diese chemische Reaktion ist exotherm, das heißt, es wird hierdurch zusätzliche Energie frei, die die Brennstäbe aufheizt. Bei steigender Temperatur nimmt die Reaktion an Stärke zu, die Wasserstoffproduktion steigt.
  • Durch die zusätzliche Aufheizung des Wasserdampfs und die Bildung von Wasserstoff steigt der Druck im Reaktordruckgefäß erheblich an. Um das Reaktordruckgefäß nicht zu beschädigen, muss dieser Überdruck in das Containment abgegeben werden. Wegen des Berstens der Brennstäbe ist die Konzentration gasförmiger und leichtflüchtiger Spaltprodukte im Kühlwasser angestiegen und damit steigt beim Druck-Ablassen auch die radioaktive Belastung im Containment.
  • Durch das Ablassen von wasserstoffhaltigem Wasserdampf in das Containment besteht die Gefahr, dass sich aus dem Wasserstoff und dem im Containment vorhandenen Luftsauerstoff ein zündfähiges Knallgas-Gemisch bildet. Kommt es zu einer Explosion dieses Knallgas-Gemisches, kann nicht nur das Containment, sondern auch das Reaktordruckgefäß beschädigt werden. Aus diesem Grund ist bei einigen Reaktortypen das Containment mit einem sauerstofffreien Schutzgas ausgefüllt. Auch wenn eine Knallgas-Explosion im Containment vermieden werden kann, steigt durch das Ablassen des wasserstoffhaltigen Dampfes der Druck im Containment, so dass kritische Druckwerte erreicht werden können.
  • Lässt man den Überdruck aus dem Containment ab, steigt einerseits die radioaktive Belastung der Umgebung, da wegen der berstenden Brennstäbe verstärkt radioaktive Substanzen ins Containment gelangen. Andererseits kommt außerhalb des Containments der Wasserstoff mit dem Luftsauerstoff in Berührung. Es kann zu der Bildung eines explosionsfähigen Knallgas-Gemisches kommen und in der Folge zu Wasserstoff-Explosionen.

Zerstörung der Brennelemente[Bearbeiten]

  • Steigt die Temperatur der frei liegenden Brennstab-Enden weiter an, so bersten ab 1170 °C die Brennstäbe in verstärktem Maße. Die Freisetzung von Spaltprodukten in den Reaktorkern erhöht sich. Ebenso intensiviert sich mit steigenden Temperaturen die Bildung von Wasserstoff an den Hüllrohren der Brennstäbe, ab Temperaturen von 1270 °C wird sie relativ stark, mit der Folge, dass Wasserstoff- und Spaltprodukt-haltiger Dampf häufiger in das Containment abgelassen werden muss, da die Reaktion der Brennstabhüllen mit dem Wasserdampf zusätzliche Wärme erzeugt, beschleunigt sich die Aufheizung der Brennstäbe.
  • Ab Temperaturen zwischen 1210 °C und 1450 °C beginnen die Steuerstäbe zu schmelzen. Neutronen können hier nun nicht mehr abgefangen werden. Eine Kettenreaktion unterbleibt nur deshalb, weil in diesen Bereichen das Wasser verdampft ist und somit kein Moderator mehr vorliegt.
    Würde es jetzt gelingen, wieder mehr Wasser in den Reaktordruckbehälter einzuspeisen, müsste dringend darauf geachtet werden, dass dieses Wasser mit genügend Neutronen abfangenden Stoffen wie Bor versetzt ist. Denn durch das eingespeiste Wasser stünde wieder ein Moderator zur Verfügung, wegen der geschmolzenen Steuerstäbe wäre aber kein Neutronenabsorber mehr vorhanden. Ohne Bor-Beimischung würde die Kettenreaktion unkontrolliert beginnen mit der Gefahr, dass hierdurch der Reaktorkern stärker beschädigt oder gar zerstört wird.
    Ist im unteren Bereich des Reaktorkerns noch flüssiges Wasser vorhanden, verfestigt sich hier die Steuerstabschmelze wieder.
  • Ab Temperaturen von ca. 1750 °C beginnen die Hüllrohre der Brennstäbe zu schmelzen. Die Pellets mit Kernbrennstoff, die sich im Inneren der Brennstabrohre befinden, können dann frei werden und sich zusammen mit den geschmolzenen Brennstabhüllen nach unten bewegen. Kommt das geschmolzene Brennstab-Material in kühlere Bereiche, z. B. in das weiter unten noch vorhandene Wasser, kann es sich wieder verfestigen.
  • Ab Temperaturen von ca. 2250 °C werden die Strukturen der Brennelemente zerstört, Brennstoff-Pellets, geschmolzene Hüllrohre und alle weiteren Brennelement-Materialien sind nicht mehr stabil und fallen nach unten. Diese Brennelement-Trümmer sammeln sich auf noch stabilen Brennelement-Teilen, die noch im Wasser stehen, bzw. fallen auch ganz nach unten auf den Boden des Reaktordruckgefäßes. Kernbrennstoff sammelt sich somit im unteren Bereich des Reaktordruckgefäßes, wo sich u. U. noch Wasser befindet.

Teil-Kernschmelze[Bearbeiten]

  • Die Trümmerberge aus Brennstoff-Pellets, geschmolzenen Brennstabhüllen und anderen Brennelement-Materialien können sich oben auf noch unzerstörte Brennelement-Teile legen, Trümmer können zwischen die Brennstäbe fallen oder sich am Boden des Reaktordruckgefäßes sammeln.
    Da diese Trümmer das Durchströmen von Kühlflüssigkeit behindern, werden die Brennstoff-Pellets im Inneren der Trümmerberge wesentlich schlechter gekühlt als in intakten Brennelementen. Die Wärme, die durch den Zerfall der Spaltprodukte erzeugt wird, kann kaum noch abgeführt werden, die Trümmerberge heizen sich in ihrem Inneren weiter auf.
  • Werden Temperaturen von über 2850 °C erreicht, beginnen die Brennstoff-Pellets zu schmelzen. Es bildet sich eine Kernschmelze. Befindet sich im unteren Bereich des Reaktordruckgefäßes noch Wasser oder gelingt es, in das Reaktordruckgefäß wieder Wasser einzuspeisen, kann unter Umständen das Schmelzen der Brennelemente zunächst auf den Bereich des Reaktorkerns beschränkt werden, der aus dem Wasser herausragt. Es entsteht eine Teil-Kernschmelze. Das geschmolzene Material bildet einen Schmelzklumpen, der in seinem Inneren durch den Zerfall der Spaltprodukte aufgeheizt wird und der nur von außen über seine Oberfläche gekühlt werden kann.
  • Die von solch einem Schmelzklumpen erzeugte Wärmeleistung hängt davon ab, wie groß der Schmelzklumpen ist, also welche Menge an zerfallenden Spaltprodukten in ihm enthalten sind. Die erzeugte Wärmeleistung hängt weiterhin davon ab, welche Zeit zwischen der Abschaltung des Reaktors und der Bildung der Schmelze vergangen ist. Mit zunehmender Zeit sinkt die erzeugte Wärmeleistung.
    Die von einem Schmelzklumpen abgegebene Wärmeleistung hängt von der Größe der Oberfläche des Schmelzklumpens ab, sie hängt von der Güte des Wärmeübergangs an der Oberfläche des Schmelzklumpens ab und von der Temperatur an der Oberfläche des Schmelzklumpens.
    Es bildet sich ein Gleichgewichtszustand zwischen der im Inneren erzeugten und der an der Oberfläche abgegebenen Wärmeleistung. Ein schlechter Wärmeübergang an der Oberfläche des Klumpens führt dazu, dass eine relativ hohe Oberflächentemperatur erforderlich ist, um die erzeugte Wärmeleistung über die Oberfläche abzugeben. Bei gutem Wärmeübergang, wie z. B. an der Grenze zu flüssigem Wasser, reicht eine relativ niedrige Oberflächentemperatur, um die erzeugte Wärmeleistung abzugeben. Liegt die Oberflächentemperatur unterhalb der Schmelztemperatur, bleibt die Oberfläche des Klumpens fest und der Klumpen bleibt stabil. Ist der Wärmeübergang schlecht, wie z. B. an der Grenze zu Luft oder Wasserdampf, muss die Oberflächentemperatur relativ hoch sein, um die Wärmeleistung abzugeben. Wird die Schmelztemperatur an der Oberfläche überschritten, ist der Klumpen insgesamt flüssig und bewegt sich nach unten.
  • Gelingt es, nach Bildung einer Teil-Kernschmelze Wasser einzuspeisen und hierdurch die Schmelze so weit zu kühlen, dass sie an der Oberfläche fest wird, ist die Ausbreitung der Kernschmelze zunächst gestoppt. Im Inneren bleibt der Schmelzklumpen aber flüssig. Diese Kühlung muss über Monate aufrechterhalten bleiben, zumindest so lange, bis die durch den Zerfall der Spaltprodukte erzeugte Wärmeleistung so weit zurückgegangen ist, dass der Schmelzklumpen auch ohne effektive Kühlung fest bleibt. Sinkt allerdings die Effektivität der Kühlung oder wird die Kühlung unterbrochen, wird die Oberfläche des Schmelzklumpens wieder flüssig, und der Klumpen wandert weiter nach unten.
  • An der Oberfläche einer gekühlten Teil-Kernschmelze laufen die gleichen Prozesse ab wie an überhitzen Brennstäben. Werden Oberflächentemperaturen von 900 °C überschritten, bildet sich aus dem in der Schmelze vorhandenen Zirkonium und Wasserdampf Wasserstoff, der abgelassen werden muss. Hierbei besteht wieder das Risiko von Knallgas-Explosionen.
  • Gelingt es nicht, eine Teil-Kernschmelze ausreichend zu kühlen, wandert die Schmelze nach unten. Trifft die Schmelze auf noch vorhandenes Wasser, verdampft dieses in stärkerem Maße. Die Kernschmelze erfasst immer größere Bereiche des Reaktorkerns, die Größe des Schmelzklumpens wächst. Mit zunehmender Größe steigt die Menge an Wärme erzeugenden Spaltprodukten, die erzeugte Wärmeleistung wächst proportional zum Volumen. Die Oberfläche des Schmelzklumpens wächst allerdings nicht in gleichem Maße, das heißt, die pro Oberfläche erzeugte Leistung wächst, die Oberflächentemperatur des Schmelzklumpens steigt. Um die Ausbreitung der Schmelze zu stoppen, das heißt, die Oberflächentemperatur unter den Schmelzpunkt abzusenken, sind immer stärkere Kühlanstrengungen erforderlich. Bei sehr großen Schmelzklumpen kann es im Extremfall passieren, dass die erzeugte Wärmeleistung so groß wird, dass selbst unter Wasser die Oberflächentemperatur den Schmelzpunkt überschreitet, so dass der Schmelzklumpen auch unter Wasser flüssig wäre.

Vollständige Kernschmelze[Bearbeiten]

  • Wird das gesamte Brennelement-Material von der Kernschmelze erfasst, spricht man von einer vollständigen Kernschmelze. Das geschmolzene Material sammelt sich dann auf dem Boden des Reaktordruckgefäßes. Ein Durchschmelzen des Reaktordruckgefäßes lässt sich nur noch verhindern, wenn es von außen gekühlt wird, z. B. indem das umgebende Containment geflutet wird.
  • Sind Kühlmaßnahmen für das Reaktordruckgefäß nicht erfolgreich, kann die Kernschmelze die Wand des Reaktordruckbehälters aufschmelzen und unter das Reaktordruckgefäß auf die innere Betonschicht des Containments fließen. Das Verhalten in Beton hängt hierbei stark davon ab, ob der Beton in die Schmelze integriert wird oder nicht.
    Wird der Beton aufgeschmolzen und verbindet sich der geschmolzene Beton mit der Schmelze, steigt hierdurch die Größe des Schmelzklumpens und die Größe seiner Oberfläche, ohne dass die erzeugte Wärmeleistung zunimmt. Hierdurch sinkt die Oberflächentemperatur. Ist die Betonschicht genügend dick, könnte die Größe des Klumpens so weit anwachsen, dass an der Oberfläche die Schmelztemperatur unterschritten wird. Die Schmelze wäre gestoppt.
    Verbindet sich aber der geschmolzene Beton nicht mit der Brennstab-Schmelze, z. B. indem er als „Schlacke“ auf der Brennstab-Schmelze schwimmt, dann bleibt die Größe des zu betrachtenden Klumpens unverändert, die Oberflächentemperatur des Klumpens ändert sich nicht. Die Schmelze würde sich weiter durch den Beton nach unten bewegen. Der Schmelzklumpen würde das Betonfundament durchqueren, alle darin enthaltenen radioaktiven Stoffe würden in das Erdreich gelangen.
  • Möglichkeiten, eine solche Schmelze zum Stoppen zu bringen, wären:
    • Oberflächenvergrößerungen (z. B. über flache Wannen, in die sich solch ein Klumpen ergießt) (Core-Catcher). Durch die Vergrößerung der Oberfläche kann eine Senkung der Oberflächentemperaturen erreicht werden, im Gut-Fall würde an der Oberfläche der Schmelzpunkt unterschritten, und die Schmelze würde an der Oberfläche erstarren.
    • Aufteilen in möglichst viele kleine Schmelzklumpen. Hiermit ist ebenfalls eine Vergrößern der Oberfläche verbunden. Die Oberflächentemperatur sinkt, im Idealfall unter den Schmelzpunkt.

Folgen[Bearbeiten]

Eine besonders schwerwiegende Variante des Unfallablaufs ist die Hochdruckkernschmelze. Diese tritt ein, wenn es in der ersten Zeit nicht gelingt, den Druck im Reaktor stark abzusenken. Die glühend heiße Schmelze des Reaktorkerns kann dann die Wand des Reaktorbehälters stark schwächen und unter gleichzeitigem, auch explosionsartigem Druckanstieg, zum Beispiel durch eine Knallgasexplosion oder schnelle Verdampfung des Wassers (physikalische Explosion), aus dem Reaktorbehälter entweichen. Der hohe erzeugte Druck im Containment führt gegebenenfalls zu Leckagen, wodurch radioaktives Material in die Umgebung gelangen kann.

Entsprechende Szenarien wurden 1989 in der „Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke Phase B“ [5][6] veröffentlicht und führten zu umfassenden Diskussionen (siehe Artikel Kernkraftwerk). Um die Risiken einer Explosion zu mindern, wurde nach dem Super-GAU in Tschernobyl in Deutschland das so genannte Wallmann-Ventil vorgeschrieben, mit dem Gas gefiltert in die Atmosphäre abgelassen werden kann. Zur Vermeidung von Knallgasexplosionen müssen Reaktoren zudem mit Rekombinatoren (sog. „Töpfer-Kerzen“) ausgestattet sein, welche die Wasserstoffkonzentration im Reaktor verringern.

Die genannten Begleiterscheinungen der Kernschmelze, wie Dampf- und Wasserstoffexplosionen, gehen typischerweise mit einer Kernschmelze einher, setzen sie aber nicht notwendigerweise voraus.

Auch ohne eine Explosion sind die regulären Kühleinrichtungen durch eine Schmelze in der Regel unbrauchbar. Da durch die weitere Erhitzung ein Durchschmelzen des äußeren Schutzbehälters droht, muss der geschmolzene Kern durch provisorische Maßnahmen unter allen Umständen gekühlt werden, um schlimmere Schäden für Mensch und Umwelt zu vermeiden. Diese Kühlung ist gegebenenfalls über Monate hinweg aufrechtzuerhalten, bis die Spaltprodukte weit genug zerfallen sind, dass die verbleibende Nachzerfallswärme keine Temperaturerhöhung mehr verursacht.

Laut einer Studie des Max-Planck-Instituts für Chemie ist das Risiko katastrophaler Kernschmelzen wie in Tschernobyl und Fukushima wesentlich höher, als bisher abgeschätzt.[7][8] Diese können einmal in 10 bis 20 Jahren, also 200-mal häufiger als bisher angenommen, auftreten.

Vermeidung von Kernschmelzen[Bearbeiten]

Wegen der verheerenden potenziellen Folgen einer Kernschmelze wird mittlerweile, vor allem im asiatischen Raum, der Betrieb angeblich inhärent sicherer Reaktoren, speziell von dezentralen Hochtemperaturreaktoren (HTR) mit reduzierter Leistung, erprobt. Kritiker der HTR-Technologie verweisen darauf, dass es bei HTR-spezifischen Störfalltypen wie Wasser- oder Lufteinbruch zu katastrophalen Radioaktivitätsfreisetzungen kommen kann und eine inhärente Sicherheit trotz Vermeidung von Kernschmelzen daher nicht gegeben ist.[9] Für alle derzeit in Europa betriebenen kommerziellen Kernreaktoren gilt, dass das Risiko einer Kernschmelze durch zusätzliche Sicherheitsmaßnahmen zwar signifikant verringert, aber nicht prinzipiell ausgeschlossen werden kann.

Bei neueren Reaktorkonstruktionen sollen spezielle Vorrichtungen, so genannte Core-Catcher, den Reaktorkern bei einer Kernschmelze auffangen, die Freisetzung des Spaltstoffinventars verhindern und somit die Folgen einer Kernschmelze eindämmen. Außerdem sind die Sicherheitsbehälter von Druckwasserreaktoren der dritten Generation (z. B. Europäischer Druckwasserreaktor) mit einer Wandstärke von 2,6 m gegen Wasserstoffexplosionen ausgelegt. Als Schwachpunkt verbleibt bei diesen Konzepten die o.g. Hochdruckkernschmelze, bei der ein spontanes Versagen des Druckbehälters zur Zerstörung aller Barrieren führen könnte.

Liste bekannter Kernschmelzunfälle[Bearbeiten]

Unfälle mit Kernschmelze werden auf der Internationalen Bewertungsskala für nukleare Ereignisse (INES) ab Stufe 4 geführt.

Totale Kernschmelzen[Bearbeiten]

Bei einer totalen Kernschmelze wird der Reaktorkern vollständig zerstört und der Reaktor so weit beschädigt, dass eine Reparatur ausgeschlossen ist.

Partielle Kernschmelzen[Bearbeiten]

Bei einer partiellen Kernschmelze bleibt der Reaktorkern teilweise intakt. Einzelne Brennstäbe oder ganze Brennelemente schmelzen oder werden durch Überhitzung schwer beschädigt. Die meisten Anlagen werden nach einem solchen Unfall stillgelegt (gerade ältere Kernreaktoren); einige wurden in der Vergangenheit repariert und weiter betrieben.

  • Am 26. Juli 1959 kam es im Santa Susana Field Laboratory (USA) aufgrund eines verstopften Kühlkanals zu einer 30-prozentigen Kernschmelze. Der Großteil der Spaltprodukte konnte abgefiltert werden, es kam aber zur Freisetzung großer Mengen Iod 131.
  • Im Februar 1965 gab es auf dem Atomeisbrecher Lenin einen Kühlmittelverluststörfall. Nach der Abschaltung zum Brennelementetausch wurde, vermutlich durch ein Versehen des Operators, das Kühlmittel des zweiten Reaktors abgelassen, bevor die Brennelemente entfernt wurden. Einige Brennstäbe schmolzen durch die in ihnen entstehende Nachzerfallswärme; andere verformten sich.
  • Am 5. Oktober 1966 kam es im Prototyp des Schnellen Brüters 'Enrico Fermi 1' (65 MW) in Michigan (USA) in einigen Teilen des Reaktorkerns zu einer Kernschmelze aufgrund eines Bruchstückes im Kühlkreislauf. Der Reaktor wurde repariert, weiter betrieben und 1972 stillgelegt.[12]
  • Am 21. Januar 1969 kam es im schweizerischen unterirdischen Versuchsatomkraftwerk Lucens (8 MWel) zu einem schwerwiegenden Unfall. Ein durch Korrosion bedingter Ausfall der Kühlung führte zur Kernschmelze und zum Brennelementebrand mit anschließender Freisetzung aus dem Reaktortank. Die Radioaktivität blieb im Wesentlichen auf die Kaverne und das umliegende Stollensystem beschränkt. Der Reaktor wurde 1969 stillgelegt.[13] Die Aufräumarbeiten im versiegelten Stollen dauerten bis 1973. 2003 wurden die Abfallbehälter vom Standort entfernt.[14][15]
  • Am 17. Oktober 1969 schmolzen kurz nach Inbetriebnahme des Reaktors 50 kg Brennstoff im gasgekühlten Graphitreaktor des französischen Kernkraftwerks Saint-Laurent A1 (450 MWel).[14][16] Der Reaktor wurde daraufhin 1969 stillgelegt. Die heutigen Reaktoren des Kernkraftwerks sind Druckwasserreaktoren.
  • Am 22. Februar 1977 schmolzen im slowakischen Kernkraftwerk Bohunice A1 (150 MWel) wegen fehlerhafter Beladung einige Brennelemente. Die Reaktorhalle wurde radioaktiv kontaminiert. Der Reaktor wurde daraufhin 1977 stillgelegt.[17]
  • 1977 schmolz die Hälfte der Brennelemente im Block 2 des russischen Kernkraftwerks Belojarsk. Die Reparaturen dauerten ein Jahr, der Block 2 wurde 1990 stillgelegt.
  • Am 13. März 1980 schmolz im zweiten Block des Kernkraftwerks Saint-Laurent in Frankreich ein Brennelement, wobei innerhalb der Anlage Radioaktivität freigesetzt wurde. Der Reaktorblock wurde repariert, weiter betrieben und 1992 stillgelegt.
  • Am 28. März 2011 gestand die japanische Regierung ein, dass es nach einer Unfallserie im Kernkraftwerk Fukushima I im Block 1, 2 und 3 zu einer partiellen Kernschmelze gekommen ist.[18]

Liste weniger bekannter Kernschmelzen[Bearbeiten]

Daneben erlitten einige russische atomgetriebene U-Boote Kernschmelzen. Bekannt wurde dies von den U-Booten K-278 Komsomolez (1989), K-140 und K-431 (10. August 1985).

Die Bezeichnung China-Syndrom[Bearbeiten]

In den USA wird ein Reaktorunfall mit Kernschmelze, die sich ungebremst in das Beton-Fundament und in das Grundwasser einzuschmelzen vermag, umgangssprachlich als China-Syndrom bezeichnet.

Häufig wird die Herkunft des Ausdrucks damit erklärt, dass die Volksrepublik China von den USA aus betrachtet, nach populärer Meinung ungefähr auf der entgegengesetzten Seite der Erde (Antipode) liegt (was tatsächlich nicht der Fall ist, da sich beide Staaten nördlich des Äquators befinden) und man meint, dass sich der geschmolzene Reaktorkern in Richtung China tief in die Erde hineinschmilzt. Diese Bezeichnung wurde durch den Film Das China-Syndrom populär.

Andere Vermutungen zielen auf die Bildung einer porzellanähnlichen (Porzellan heißt auf Englisch china) Hülle um den geschmolzenen Reaktorkern ab.

Siehe auch[Bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten]

 Wiktionary: Kernschmelze – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. C. Journeau, E. Boccaccio, C. Jégou, P. Piluso, G. Cognet: Flow and Solidification of Corium in the VULCANO facility. (pdf) 2001.
  2. „Kernspaltung und Nachzerfallswärme“ Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, März 2011.
  3. „Was ist eine Kernschmelze?“ Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, 18. März 2011.
  4. „The Crisis at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant“ California Institute of Technology, 30. April 2011.
  5. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke – Phase B. Abgerufen am 20. März 2011.
  6. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke – Zusammenfassung. Abgerufen am 20. März 2011.
  7. Der nukleare GAU ist wahrscheinlicher als gedacht. In: Pressemitteilung des MPI für Chemie. 22. Mai 2012, abgerufen am 23. Mai 2012 (dt.).
  8. Global risk of radioactive fallout after major nuclear reactor accidients. In: Atmois. Chem. Phys. 12 (20112), 4245-4258. 12. August 2012, abgerufen am 19. September 2012 (PDF; 10,7 MB, eng.).
  9. R. Moormann, AVR prototype pebble bed reactor: a safety re-evaluation of its operation and consequences for future reactors, Kerntechnik (2009) http://juwel.fz-juelich.de:8080/dspace/bitstream/2128/3585/1/Moormann-Juwel.pdf
  10. Three Mile Island Accident. In: World Nuclear Association. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  11. Chernobyl Accident. In: World Nuclear Association. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  12. Fermi, Unit 1. In: U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). 18. März 2011, abgerufen am 18. März 2011 (eng.).
  13. Nuclear Power Reactor Details – LUCENS. In: International Atomic Energy Agency (IAEA). 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  14. a b Accidents: 1960's. In: Nuclear Age Peace Foundation. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  15. Nuclear Power in Switzerland. In: World Nuclear Association. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  16. Nuclear Power in France. In: World Nuclear Association. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  17. Nuclear Power in Slovakia. In: World Nuclear Association. 14. März 2011, abgerufen am 14. März 2011 (eng.).
  18. http://www.spiegel.de/panorama/0,1518,764463,00.html
  19. H. Wagner Der Reaktorunfall in Idaho, Physikalische Blätter, Band 17, 1961