Reaktorsicherheit

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Die Sicherheit von Kernkraftwerken ist ein Kriterium für Auslegung, Bau und Betrieb von Anlagen zur nuklearen Energieerzeugung. Die Sicherheit von Kernkraftwerken soll durch Sicherheitskonzepte gewährleistet werden, die Gefährdungen verhindern und reduzieren.

Vor allem zwei Faktoren prägen die sicherheitstechnische Auslegung von Kernkraftwerken der am weitesten verbreiteten Baureihen, also Leichtwasserreaktoren:

Bei anderen Reaktorkonzepten, z. B. Graphitreaktoren (RBMK, Hochtemperaturreaktoren), treten weitere bzw. andere sicherheitsbestimmende Faktoren auf.

Kernkraftwerke werden intensiv auf mögliche Risiken untersucht und ihre Sicherheit staatlich kontrolliert. Ob an Auslegung, Bau, Betrieb und Kontrolle ausreichende Maßstäbe angelegt werden bzw. überhaupt angelegt werden können, ist seit Jahrzehnten Gegenstand intensiver öffentlicher wie wissenschaftlicher Auseinandersetzungen.

In der staatlich – in manchen Ländern militärisch – dominierten Technikgeschichte der Kernkraft wurde meist "Learning by Doing" praktiziert; viele Probleme erkannte man erst nach mehr oder weniger katastrophalen Unfällen (die meist geheim gehalten oder verharmlost wurden); viele Kausalitäten und/oder Materialeigenschaften verstand man nicht, kaum oder teils falsch (z. B. Windscale-Brand). Basierend auf Erfahrungen mit Versuchsreaktoren auch in Deutschland versuchte man, mögliche Großrisiken im Prozessablauf planerisch vorherzusehen, sie auszuschließen und Störfälle beherrschbar und begrenzt ablaufen zu lassen. Man bemühte sich – auch aus militärischen Gründen („Proliferation“) –, die Technik möglichst nicht zu verbreiten. Auch wollten die Hersteller ihr Know-how für sich behalten.

Grundlegendes[Bearbeiten]

Fast alle kommerziell betriebenen Kernkraftwerke sind vom Typ des Leichtwasserreaktors. Leichtwasserreaktoren setzen auf kleinstem Raum sehr hohe Energiemengen frei (Leistungsdichte von bis zu 100 MW/m³), haben eine hohe Betriebstemperatur und einen hohen Betriebsdruck. Diese Merkmale implizieren große Risiken. Schwerwasserreaktoren haben hingegen eine vergleichsweise geringere Leistungsdichte, haben aber wirtschaftliche Nachteile. Im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors wird Wasser typischerweise bei einem Druck von etwa 150 Bar auf etwa 320 Grad Celsius erhitzt.[1] In einem großen Kernreaktor befinden sich 80-150 Tonnen radioaktiver Kernbrennstoffe, die einschließlich ihrer Spaltprodukte nur in kleinsten Mengen entweichen dürfen. Zudem haben fast alle Kernkraftwerke Abklingbecken, in denen oft noch größere Mengen radioaktiven Materials - meist abgebrannte Brennelemente - lagern. Auch ein Versagen der Kühlung der Abklingbecken, kann zum Austritt von radioaktiven Stoffen führen.

Als sehr sicher galt viele Jahre der Kugelhaufenreaktor. Sein geistiger Vater war Farrington Daniels; Rudolf Schulten war 1957-1964 für die Planung und den Bau des Versuchskernkraftwerk AVR (elektrische Nettoleistung 13 MW) in Jülich verantwortlich. Im Jahr 2000 räumten die Betreiber ein, dass die beta-Kontamination (Strontium-90) des AVR-Reaktors die höchste aller Reaktoren und Nuklearanlagen weltweit ist und zudem noch in der ungünstigsten Form - nämlich staubgebunden - vorliegt.[2][3] Auch ein größerer Reaktor (der THTR Hamm-Uentrop), schon[4] ab 1967 geplant und 1987 in Betrieb genommen - wurde schon gut zwei Jahre später stillgelegt. Schulten und andere Befürworter betonten immer wieder die angeblich inhärente, also systemimmannte Sicherheit dieses Reaktortyps, die nicht durch aktive Maßnahmen bzw. Techniken "produziert" werden müsse. Offenbar ignorierten oder verkannten sie aber zwei massive inhärente Probleme dieses Reaktortyps:

  • die Kugelbrennelemente des THTR-300 sind brennbar (Entzündungstemperatur etwa 650 °C); ein Unfall mit Luftzutritt in den Reaktor hätte einen Graphitbrand mit hoher Radioaktivitätsfreisetzung zur Folge gehabt. [5] [6]
  • Leckagen des Dampferzeugers mit Wasser- und/oder Dampfzutritt in den Kern führen zu chemischen Reaktionen mit Graphit, bei denen brennbare und explosive Gase (Wasserstoff und Kohlenmonoxid) entstehen. Außerdem kann es zum Anstieg der nuklearen Reaktivität kommen.

Näheres zur Entwicklung des Kugelhaufenkonzepts siehe hier.

Anforderungen[Bearbeiten]

Der Auslegungsstörfall wird auch als "größter anzunehmender Unfall" (GAU) bezeichnet. Wenn dieser GAU beherrscht wird, so meinte man früher, könne man auch alle anderen Störfälle sicher beherrschen. Heute weiß man, dass das keineswegs immer so ist. An Stelle des einen (1) Auslegungsstörfalles ist ein ganzes Spektrum von Auslegungsstörfällen getreten, deren Beherrschung einzeln nachgewiesen werden muss. In Deutschland sind die Anforderungen in den so genannten Sicherheitskriterien und Störfall-Leitlinien detailliert geregelt. Dabei ist auch festgelegt, dass die Beherrschung stets auch dann gewährleistet sein muss, wenn ein Gerät durch einen zusätzlichen, vom auslösenden Störereignis unabhängigen (technischen oder menschlichen) Fehler funktionsunfähig sein sollte (Einzelfehlerkriterium) und wenn ein zweites Teil-Gerät gerade in Reparatur sein sollte (Reparaturkriterium). Diese beiden Kriterien stellen eine Präzisierung des Redundanzprinzips dar, demzufolge stets mehr Einrichtungen zur Störfallbeherrschung vorhanden sein müssen als eigentlich benötigt werden. Außerdem müssen die Störfallbeherrschungseinrichtungen von den Betriebseinrichtungen getrennt und untereinander entmascht sein, d. h. sie müssen voneinander unabhängig (ohne gemeinsame Komponenten) und räumlich oder baulich getrennt angeordnet sowie diversitär ausgeführt sein, um Ausfälle aufgrund gleicher Ursache zu vermeiden. Zusammen mit anderen Anforderungen, wie dem Fail Safe Prinzip (ein Fehler wirkt sich möglichst in die sichere Richtung aus) und Automatisierung (Vermeiden von Personalhandlungen unter Zeitdruck), wird insgesamt ein hohes Maß an Zuverlässigkeit der Störfallbeherrschung angestrebt.

Die Nuklearkatastrophe von Fukushima (ab März 2011) war in vielen Ländern Anlass, die Risiken neu bzw. unvoreingenommener als zuvor zu betrachten und zu bewerten. [7] Die EU erstellte ein umfangreiche Studie, die als "Stresstest" bekannt wurde (siehe unten).

Theoretische Grundlagen[Bearbeiten]

Schutzziele[Bearbeiten]

Oberstes Schutzziel für jedes Kernkraftwerk ist der sichere Einschluss der Radioaktivität. Dessen Erreichung kann man mit den folgenden vier Unterzielen anstreben:

  • Solange die erste Barriere (Kristallgitter des Brennstoffs) erhalten bleibt, wird der weit überwiegende Teil der Radioaktivität sicher zurückgehalten. Durch das Vorhandensein der anderen Barrieren bedeutet eine Zerstörung des Kristallgitters noch nicht automatisch die Freisetzung großer Radioaktivitätsmengen.
  • Eine Zerstörung des Kristallgitters in größerem Umfang ist technisch nur durch Schmelzen des Reaktorkerns (oder eines erheblichen Teils davon) möglich. Daraus ergibt sich das zweite Schutzziel: Kühlung der Brennelemente.
  • Da die sicherheitstechnischen Kühlsysteme nur für die Abfuhr der Nachzerfallswärme (und nicht für den Leistungsbetrieb) ausgelegt sind, muss der Reaktor immer sicher abschaltbar sein. Drittes Schutzziel: Kontrolle der Reaktivität durch Unterbrechung der Kettenreaktion.
  • Falls die Abschaltungsmöglichkeit des Reaktors doch ausfällt, muss sichergestellt sein, dass die Kettenreaktion nicht unkontrolliert eskaliert. Dies wird durch einen negativen Reaktivitätskoeffizienten gewährleistet, der bewirkt, dass bei Erwärmung des spaltbaren Materials dessen Reaktivität automatisch sinkt. Ein negativer Reaktivitätskoeffizient kann durch die Reaktorkonstruktion sowie durch die Gestaltung der Brennelemente erreicht werden. Die EURATOM-Verträge legen fest, dass in den Vertragsstaaten nur Kernreaktoren mit negativem Reaktivitätskoeffizienten zum Betrieb zugelassen werden dürfen.

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

Methodik[Bearbeiten]

Das Risiko von Kernkraftwerken besteht im Wesentlichen darin, dass durch kleinere oder größere Störfälle beziehungsweise Unfälle radioaktive Stoffe in die Umgebung austreten können. Die Radioaktivitätsfreisetzung im Normalbetrieb ist so klein, dass ihr Anteil im Vergleich zur natürlichen Strahlenbelastung (im Wesentlichen kosmische Strahlung und terrestrische Strahlung) vernachlässigbar ist und sich darauf zurückzuführende gesundheitliche Schäden nach heutigem Wissensstand nicht beobachten oder im Falle der Wiederaufbereitungsanlagen nicht erklären ließen. Im Folgenden wird daher nur auf die Störfallsicherheit von Kernkraftwerken eingegangen.

Beim Betrachten von Un- und Störfällen bzw. bei der Ursachenanalyse geht man von der Annahme aus, dass ein gravierendes Versagen von technischen Einrichtungen nicht zufällig eintritt, sondern aufgrund einer Kette (oder mehrerer Ketten) von Ursachen und Wirkungen. Sind diese Wirkungsketten erkannt, können sie gezielt unterbrochen werden. Wird ein solches Unterbrechen mehrfach und mit voneinander unabhängigen Maßnahmen vorgesehen, kann man insgesamt eine sehr hohe Sicherheit erreichen, da Fehler in einzelnen Schritten durch Funktionieren anderer Schritte aufgefangen werden können. Dabei ist es gleichgültig, ob diese Fehler aus einem Versagen von Komponenten oder Systemen („technische Fehler“) oder auf Fehlhandlungen von Menschen („Bedienfehler“, „menschliche Fehler“, auch „organisatorische Fehler“) resultieren (oder aus beidem). Man spricht von einem „mehrstufigen, fehlerverzeihenden Sicherheitskonzept“.

Dieser Ansatz wird bei Kernkraftwerken weltweit verfolgt. Wie erfolgreich er ist, hängt von seiner Umsetzung ab. Im Folgenden wird das systematische Vorgehen bei modernen, westlichen Leichtwasserreaktoren beschrieben. Bei anderen Reaktoren, speziell solchen aus dem früheren Ostblock, liegen deutlich andere Verhältnisse vor.

Barrieren[Bearbeiten]

Aufbau eines Reaktorgebäudes

In westlichen Leichtwasserreaktoren dienen sechs Barrieren zum Zurückhalten der radioaktiven Stoffe:

Bei den Kernspaltungen in einem Reaktor entstehen die Spaltprodukte gewissermaßen als Fremdatome im Kristallgitter des Urandioxids. Solange dieses intakt bleibt, werden die meisten Spaltprodukte sehr zuverlässig im Kristallgitter zurückgehalten. Dies gilt nicht für die gasförmigen Spaltprodukte (etwa 5 - 10 % Anteil).
Das Urandioxid wird zu Tabletten gepresst, in etwa fingerdicke Rohre aus Zircaloy (Festigkeitseigenschaften ähnlich wie Stahl) eingefüllt und diese Rohre werden dann oben und unten gasdicht verschweißt. Solange alle Schweißnähte dicht sind und auch sonst kein Loch in einem Hüllrohr auftritt, halten die Hüllrohre alle Spaltprodukte in ihrem Inneren . Allerdings entstehen auch im Regelbetrieb trotz hoher Neutronenpermeabilität strukturelle Veränderungen durch Strahleneinwirkung und Korrosion. Sie verursachen in einem kleinen Teil der Hüllrohre Risse, die zum Austritt der gasförmigen Spaltprodukte führen können. Dies sind i. d. R. Isotope (Iod, Xenon, Krypton) mit mittleren Halbwertszeiten.
Der Reaktordruckbehälter besteht aus einer ca. 20 bis 25 cm dicken Stahlwand. Zusammen mit den Rohrleitungen bildet er ein geschlossenes Kühlsystem, in dem auch eventuell aus den Hüllrohren 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 zurückhalten.
Dieses gasdichte und druckfeste „Containment“ aus ca. 4 cm dickem Stahl (manchmal auch aus Spannbeton) ist so ausgelegt, dass es im Falle eines Lecks im Reaktorkühlkreis das gesamte austretende Wasser/Dampf-Gemisch mit allen darin eventuell enthaltenen Spaltprodukten sicher aufnehmen kann.
  • Die umschließende Stahlbetonhülle [1]
Der gesamte Sicherheitsbehälter wird von einer etwa 1,5 bis 2 m dicken Stahlbetonhülle umgeben, die vor allem Einwirkungen von außen – wie z. B. Zerstörungen durch einen Flugzeugabsturz – verhindern soll, aber auch radioaktive Materialien in ihrem/seinem Inneren zurückhalten kann.

Andere Reaktoren, insbesondere solche des ehemaligen Ostblocks, haben z. T. weniger und qualitativ schlechtere Barrieren. Aber auch nicht alle westlichen (oder deutschen) Reaktoren sind beispielsweise durch eine Stahlbetonhülle [1] geschützt, die stark genug wäre, um dem Aufprall (z. B. Absturz) eines größeren Flugzeuges standzuhalten.

Mehrstufige fehlerverzeihende Sicherheit[Bearbeiten]

Kernpunkte westlicher Leichtwasserreaktoren sind das Mehrbarrierenkonzept (Einschluss der radioaktiven Materialien in mehreren einander umschließenden Barrieren) und gestaffelte Maßnahmen zur Gewährleistung der ausreichenden Integrität und Funktion der Barrieren: Versagen die Schutzmaßnahmen in einer Ebene, sollen Schutzmaßnahmen auf der nächsten Ebene dies auffangen. Nur wenn die Maßnahmen auf allen Ebenen versagen, wird die (planmäßige) Rückhaltefunktion einer Barriere beeinträchtigt oder zerstört. Nur wenn alle Barrieren versagen, kann es zum Austritt größerer Mengen radioaktiver Stoffe kommen.

Vier Maßnahmen ergänzen dieses Konzept:

  • Den Grundsatz „Qualität trotz Mehrstufigkeit“: Für jede einzelne Barriere und Sicherheitsebene gibt es Festlegungen der Funktionen und Aufgaben sowie der erforderlichen Qualität.
  • Den Grundsatz „Fehler unterstellen trotz Qualität“: Trotz generell hoher Qualität wird grundsätzlich ein (technisches oder menschliches) Versagen unterstellt und entsprechende Auffangmaßnahmen werden vorgesehen.
  • Die Konstruktion des Reaktorkernes erfolgt möglichst so, dass sich ein selbststabilisierendes Verhalten der Kettenreaktion und damit der Leistungserzeugung ergibt (negative Rückkopplung, „inhärente Stabilität“; diese dient insbesondere auch zur Entkopplung der einzelnen Sicherheitsebenen).
  • Schließlich wird das gesamte Sicherheitskonzept noch durch probabilistische Sicherheitsanalysen auf Wirksamkeit und Ausgewogenheit überprüft.

Sicherheitsebenen[Bearbeiten]

In deutschen Kernkraftwerken gibt es vier Sicherheitsebenen: Die erste Ebene entspricht dem Normalbetrieb des Kraftwerkes. Hier sollen Störungen möglichst vermieden werden. Trotzdem wird unterstellt, dass Störungen auftreten. In der zweiten Ebene, dem „anomalen Betrieb“, wird dann das Ziel verfolgt, diese Störungen einzudämmen und zu verhindern, dass sie sich zu Störfällen ausweiten. Auch hier wird wieder systematisch unterstellt, dass dieses Ziel nicht erreicht wird und in der dritten Ebene, der Ebene der Störfallbeherrschung, werden Störfälle durch sehr zuverlässige eigene Sicherheitssysteme möglichst aufgefangen. Doch auch hier wird systematisch ein Versagen unterstellt und in der vierten Ebene wird mit „anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen“ versucht, die Auswirkungen des Störfalles möglichst auf die Anlage selbst zu beschränken und einschneidende Maßnahmen in der Umgebung (insbesondere Evakuierung) nicht notwendig werden zu lassen.

Restrisiko[Bearbeiten]

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[Bearbeiten]

Kühlmittelverlust[Bearbeiten]

Ein Fehler, der zur Beeinträchtigung der Nachwärmeabfuhr und damit zu einer Kernschmelze führen könnte, ist ein Wasserverlust durch Austreten von Wasser aus einem Leck, z. B. durch Bruch einer Rohrleitung oder Bersten des Reaktordruckbehälters. Durch ausreichende Nachspeisung von Wasser muss ein solches Leck beherrscht werden. In der Frühzeit der Kernenergienutzung ging man davon aus, dass das schlimmste zu berücksichtigende Ereignis zur Gefährdung der Nachwärmeabfuhr der doppelendige Bruch der größten Rohrleitung sei: Ein solcher Auslegungsstörfall wäre also definitionsgemäß ein Ereignis, das noch beherrscht werden sollte, d. h. dessen Eintreten dürfte keine schwerwiegenden Auswirkungen auf die Umgebung haben.

Einwirkungen von außen[Bearbeiten]

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Bei der Konzeption der Sicherheitsvorrichtungen eines Kernkraftwerkes werden neben Störungen innerhalb der Anlage auch Einwirkungen von außen in Betracht gezogen. Moderne deutsche Kernkraftwerke besitzen daher auch Schutzvorrichtungen gegen Explosionsdruckwellen, Hochwasser, Flugzeugabsturz und terroristische Angriffe und eine Statik, die mit Blick auf mögliche Erdbeben ausgelegt wurde. Die Anforderungen an diese Vorrichtungen und deren Auslegung werden standortspezifisch festgelegt; ihre Einhaltung wird in den Genehmigungsverfahren nachgewiesen. Diese Anforderungen sind unzuverlässig; gemäß Erdbebenkarten stand das Kernkraftwerk Fukushima 1 recht günstig, während die schweren Erdbeben in anderen Regionen erwartet wurden.[8] Zum Flugzeugabsturz haben sich die Auslegungsanforderungen im Laufe der Jahrzehnte verschärft. Bei älteren Kernkraftwerken wurden flugzeugabsturzgesicherte Notsteuerstellen (auch Notstandsysteme genannt) nachgerüstet, von denen die Anlage im Falle einer Zerstörung 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 Großraumflugzeuge ist. Nur drei der 17 deutschen Kernreaktoren in Deutschland würden einem gezielten Flugzeugabsturz standhalten. Bei allen anderen Kernkraftwerken sei laut Angaben von Kritikern mit einer „schweren bis katastrophalen Freisetzung radioaktiver Stoffe zu rechnen“.[9]

Betriebliche Störungen[Bearbeiten]

In Kernkraftwerken 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[Bearbeiten]

Eine Arbeitsstelle in der Atomindustrie erscheint Studienabgängern wenig attraktiv, viele dort arbeitende Ingenieure stehen vor der Pensionierung. [10] Der Mangel an erfahrenen Atomingenieuren und Bauarbeitern ist ein Schlüsselrisiko und zudem ein Kostentreiber für neue Projekte.

Bewertungsmethoden[Bearbeiten]

Statistische Untersuchungen[Bearbeiten]

Sicherheit allgemein[Bearbeiten]

Gemessene Statistiken zur Sicherheit von KKWs sind nur teilweise vorhanden, nämlich für kleinere Unfälle, die in der Vergangenheit tatsächlich eingetreten und gemeldet worden sind. 1993 wurde die Zentrale Melde- und Auswertestelle für Störfälle und Störungen eingerichtet, die die Störungsberichte seit 1999 in einem Internetportal online stellt.

Um repräsentative statistische Aussagen über einen gewissen Unfalltyp (etwa GAU) zu machen, müsste jedoch dieser Unfalltyp mindestens einmal eingetreten sein. Die Eintrittswahrscheinlichkeit eines Unfalls einer bestimmten Größe lässt sich jedoch nicht aus der Vergangenheit ablesen. Stattdessen wird diese in probabilistischen Sicherheitsanalysen (zumindest als Obergrenze) berechnet:

Probabilistische Sicherheitsanalysen[Bearbeiten]

In so genannten Probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) wird versucht, das Risiko von Kernkraftwerken zu quantifizieren. Dabei wird ermittelt, mit welcher Wahrscheinlichkeit sich angenommene Störungen („auslösende Ereignisse“) ereignen und mit welcher Zuverlässigkeit mit den vorhandenen Sicherheitseinrichtungen „planmäßig beherrschen“ lassen. Für Absolutaussagen zur Sicherheit insgesamt sind die Ergebnisse wenig geeignet, da ein Überschreiten des „planmäßigen Beherrschens“ noch nichts über die dann eintretenden Folgen aussagt. Durch vorhandene Auslegungsreserven werden bei geringfügigen Überschreitungen meist gar keine Folgen auftreten, doch wird dieser Bereich in den üblichen PSA nicht untersucht. Eine PSA liefert stets eine obere Grenze für das verbleibende Risiko, beziffert aber nicht das Risiko selbst.

Gleichwohl haben sich PSA gut bewährt für vergleichende Sicherheitsbetrachtungen im Sinne der Erkennung von möglichen Schwachstellen und der Bewertung von geplanten Änderungen. Dabei versucht die PSA besonders kritische Risiken zu ermitteln, die zu einem gleichzeitigen Versagen verschiedener Sicherheitseinrichtungen führen, z. B. wie weit durch Feuer, Sturm, Überschwemmung, Tsunamiwelle oder Erdbeben ... ein gleichzeitiger Ausfall von a) Stromnetz (Schwarzfall) oder Anschluss des Kraftwerks und b) den Einrichtungen der Notstromversorgung (Tanks, Steuerung...) für die Nachwärmeabfuhr möglich ist. Demgegenüber sind die entsprechenden präventiven Maßnahmen zu bewerten wie die vorhandene oder fehlende redundante, mehrfache und räumlich getrennte Auslegung von Anlagenteilen. Dabei ist die PSA eines Kernkraftwerk dynamisch über seine Laufzeit: Sicherheitsmängel können durch Nachrüstung behoben werden, andererseits sind Abnutzung und Materialermüdung zu berücksichtigen – in besonderem Maße in den Anlagenbereichen, die von Radioaktivität 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 übertragbar und werden in der nicht-öffentlichen IRS-Datenbank (International Reporting System for Operating Experience auch: IAEA/NEA Incident Reporting System) der Störungen ausgetauscht.

Die PSA eines Kernkraftwerkes muss durch regelmäßige Sicherheitstests ergänzt werden, die durch theoretische Simulation oder Notfallübungen die Auswirkungen von Risiken, z. B. einen Ausfall des Stromnetzes, sowie die Betriebsfähigkeit von Notfalleinrichtungen prüfen und dabei das Störungsmanagement trainieren um anlagenspezifische Sicherheitsmängel 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 für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit mit dem Bundesamt_für_Strahlenschutz und dem Umweltbundesamt und die Umweltministerien der Bundesländer mit der jeweiligen Atomaufsichtsbehörde. Eine ausgeprägt international arbeitende nationale Behörde ist die schwedische Strahlenschutzbehörde Strålsäkerhetsmyndigheten (vor 2008 SKI).

Vergleiche zu anderen Energiequellen[Bearbeiten]

Anleitung: Neutraler Standpunkt Die Neutralität dieses Artikels oder Abschnitts ist umstritten. Eine Begründung steht auf der Diskussionsseite. Weitere Informationen erhältst du hier.

Bei Vergleichen mit anderen Energiequellen erscheinen Studien einseitig ("biased").

So erscheint die Anzahl der sofortigen Todesopfer durch bekannt gewordene Atomunfälle in OECD-Staaten für die Zeitspanne von 1969 bis 2000 pro Gigawattjahr durch KKWs in einer Statistik des schweizerischen Paul Scherrer Instituts (PSI) für Nuklear- und Reaktorforschung [3] als „Null“. Die genannte PSI-Studie listet im Vergleich in OECD-Ländern bei Kohlekraftwerken 0,13 Todesopfer/GWJahr, bei Wasserkraftwerken im EU15-Raum ebenfalls als „Null“. Die Studie listet für die Todesfälle aufgrund von Langzeitfolgen durch AKWs allein die Katastrophe von Tschernobyl und schätzt diese auf etwa 10.000 bis 100.000 Todesfälle, die bis heute unmittelbar auf die Langzeitfolgen von Tschernobyl zurückzuführen seien. (siehe auch die Liste von Unfällen in kerntechnischen Anlagen, die sich allein mit Fällen von Radioaktivitätsaustritten befasst). Für Wasserkraftwerke in Nicht-OECD-Ländern listet sie 13,77 Todesopfer/GWJahr (zynischerweise stammt der Großteil aus einer weiteren Groß-Katastrophe; dem Bruch von 62 Staudämmen in China um den Banqiao-Staudamm im Jahr 1975 mit angenommenen 26.000 sofortigen Todesopfern).[11]

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) nicht etwa mit den tatsächlichen Auswirkungen einer Katastrophe, wie etwa konkreten Todeszahlen oder dem Ausmaß von Umweltschäden, oder mit den Kosten für die Erhöhung der Sicherheit eines einzelnen AKWs, sondern hauptsächlich mit geschätzten anfallenden Kosten für die überhaupt mögliche Schadensbegrenzung bei schlimmstmöglichen fiktiven Unfallszenarien in AKWs mit höchsten Sicherheitsstandards (die in der Studie auch in westlichen Ländern als selten erfüllt bezeichnet werden) und maximaler Entfernung von menschlichen Siedlungen. Die Ergebnisse lassen sich daher auch so deuten, dass bei AKW-Unfällen weniger oder weniger teure Maßnahmen überhaupt anwendbar sind oder wirksam wären, erhebliche Belastungen und Schädigungen zu vermeiden.

Krankheitsfälle im Zusammenhang mit Radioaktivität[Bearbeiten]

Klagen gegen Kraftwerksbetreiber wegen gehäufter Krankheitsfälle nach bekannt gewordenen Unfällen sowie die nachgewiesene Häufung bestimmter Krebsarten rund um bestimmte, für Störfälle 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.[12] Trotzdem stehen sie im Verdacht, durch Aufnahme in den menschlichen Organismus krebsauslösend zu wirken. Dies zeigte sich bei einer epidemiologischen Studie im Auftrag des Bundesamtes für Strahlenschutz im Jahr 2007. Die Leukämie-Rate bei Kindern war in der Nähe (5 km) von Kernkraftwerken signifikant erhöht.[13][14][15] Die genaue Ursache für diese erhöhte Leukämierate in der Umgebung von Kernkraftwerken ist bisher nicht bekannt – siehe auch Leukämie in der Elbmarsch; der November 2004 veröffentlichte Abschlussbericht der eingesetzten Expertenkommission, der die möglichen Zusammenhänge zwischen dem Elbmarschleukämiecluster und dem dortigen AKW untersuchte, endete aufgrund zahlreicher Behinderungen ihrer Arbeit mit den Worten: „Wir haben das Vertrauen in diese Landesregierung verloren.“ Untersuchungen des Deutschen Ärzteblatts (1992) und des British Medical Journal (1995) haben in der Umgebung von kerntechnischen Anlagen ebenfalls erhöhte Leukämieraten bei Kindern festgestellt – ebenso aber auch generell in der Umgebung größerer Baustellen im ländlichen Bereich. Letzteres deutet also darauf hin, dass es an Standorten, die u. a. auch für Kernkraftwerke geeignet sind, Faktoren gibt, die von sich aus bereits ein erhöhtes Erkrankungsrisiko mit sich bringen; als Erklärung wird etwa vermutet, dass das erhöhte Auftreten der speziellen Krebsarten sich daraus erklären lässt, dass diese ansteckend seien und die Krankheitserreger durch Arbeitsmigration von Bauarbeiterfamilien eingeschleppt würden.[16][17]

Ein wichtiger Bestandteil der wissenschaftlichen Auseinandersetzung um Krankheitsfälle aufgrund von AKWs betrifft auch die Entnahme von Bodenproben in deren unmittelbarer Umgebung zur Messung der örtlichen Kontaminierungsabweichung mit radioaktivem Material, besonders mit sogenannten Pac-Kügelchen aus Plutonium, Americium und Curium. Eine erhöhte Kontaminierung wird dabei ebenfalls wiederholt festgestellt (s. etwa Leukämiecluster Elbmarsch); es herrscht unter den sich gegenüberstehenden wissenschaftlichen Fraktionen allerdings Uneinigkeit darüber, ob diese erhöhte Kontamination in der unmittelbaren Umgebung der Kraftwerke tatsächlich von den AKWs herrühren kann, da dort solche Kügelchen nicht verwendet werden, oder doch eher auf Kernwaffentests oder die Katastrophe von Tschernobyl zurückzuführen ist. Aus Tschernobyl entwich zwar nachweislich eine große Menge an Plutonium, jedoch fand sich im dortigen graphitmoderierten RBMK-Reaktortyp keinerlei Americium oder Curium, die aufgrund des Reaktordesigns auch nicht während der Havarie oder aufgrund natürlicher Zerfallsprozesse danach entstanden sein konnten.

Wesentliches Problem des statistischen (epidemiologischen) Nachweises solcher Effekte ist, dass die unterstellten Einflüsse (z. B. Krebserkrankung durch Strahlenbelastung) durch die geringen Fallzahlen und die geringen Strahlendosen nicht mit hinreichender Sicherheit von den sonstigen Einflüssen mit der gleichen Wirkung (z. B. Rauchen, Stress, Ernährung, Bevölkerungsmigration, etc.) und der natürlichen Eintrittswahrscheinlichkeit getrennt werden können. Die Zuweisung einer bestimmten Krebserkrankung und eines daraus ggf. entstandenen Todesfalles zu einer bestimmten Ursache ist wegen der vielen bekannten krebsauslösenden Parameter zudem grundsätzlich nicht möglich.

Eine Untersuchung über das Krebsrisiko in der Nähe von Kernkraftwerken des Bundesamtes für Strahlenschutz kommt zum Ergebnis, dass für den Zeitraum von 1980 bis 2003 in der Umgebung von 16 Standorten mit insgesamt 22 Kernkraftwerken in Deutschland Krebserkrankungen bei Kindern unter fünf Jahren häufiger auftreten. Der Risikoanstieg ist wesentlich bei Leukämie festzustellen. Im Nahbereich von Kernkraftwerken wurde für alle Krebserkrankungen zusammen betrachtet ein Risikoanstieg um etwa 60 % und für Leukämien eine Verdopplung des Erkrankungsrisikos, d.h. ein Risikoanstieg um etwa 100 % beobachtet.[18] Eine erhöhte Leukämierate 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 Todesfällen) nicht in allen Statistiken zum Thema erfasst werden.

Risikohochrechnungen[Bearbeiten]

Schwere Unfälle[Bearbeiten]

Nach der Deutschen Risikostudie der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) von 1989 ist für einen deutschen Druckwasserreaktor der zweiten Generation alle 33.000 Betriebsjahre mit einem schweren Unfall zu rechnen (dies beinhaltet auch die Möglichkeit des sofortigen Eintritts eines Unfalls). Als Referenzanlage wurde der Block B des Kernkraftwerks Biblis benutzt. Das Ergebnis lässt sich, wie bei allen probabilistischen Sicherheitsanalysen (engl. probabilistic safety analysis, PSA), nicht ohne weiteres auf andere Kernkraftwerke übertragen. Auch das Kernkraftwerk Biblis selbst hat seit der deutschen Risikostudie zahlreiche Nachrüstungen durchgeführt, so dass auch für dieses Kraftwerk bei einer aktuellen PSA andere Ergebnisse zu erwarten wären.

Die GRS-Studie von 1989 wurde von atomkritischen Gutachtern des Öko-Instituts in einer Stellungnahme im Auftrag der damals SPD-geführten Landesregierung von Schleswig-Holstein dahingehend kritisiert, dass die Wahrscheinlichkeit eines schweren Unfalls hier als zu niedrig eingestuft werde. Einige Annahmen im Rahmen der Erdbeben-PSA wurden nach Ansicht der Wissenschaftler zu optimistisch angesetzt.[19]

Andere Studien, insbesondere neuere der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO), kommen wiederum zu niedrigeren Unfallwahrscheinlichkeiten, da nachgerüstete Kernkraftwerke und erst recht neuere Modelle über weitergehende Sicherheitssysteme verfügten. So wird das Risiko eines Unfalls mit Reaktorschaden für den Europäischen Druckwasserreaktor (EPR) mit ca. 1 pro 1.000.000 Betriebsjahre angegeben[20]; auch dies nur eine statistische Größe, welche einen sofortigen Unfall mit einschließt.

Die aktuellste Studie zum Thema (aus dem Jahr 2012) stammt vom Max-Planck-Institut für Chemie. Diese Studie bewertet das Risiko anhand bisheriger Erfahrungen mit Unfällen und nicht anhand von Schätzwerten. Die Studie kommt zum Ergebnis, dass ein GAU wesentlich wahrscheinlicher ist als alle theoretischen Verfahren vorhersagen. Etwa alle 10-20 Jahre ist mit einem solchen zu rechnen. [21]

Stresstest für Kernkraftwerke[Bearbeiten]

Ein so genannter Stresstest für Kernkraftwerke beinhaltet eine Bewertung der Sicherheitsreserven von Kernkraftwerken, um etwaige Nachrüstungs-Bedarfe zu analysieren. Insbesondere sollen die Auswirkungen extremer Ereignisse im Hinblick auf die Anlagensicherheit und eventuell daraus resultierender schwerer Unfälle untersucht werden. Die Auslegungs-Grenzwerte werden dabei nicht im Vorfeld festgelegt, sondern innerhalb des jeweiligen Stresstests bestimmt und begründet. Der so genannte Stresstest ist in aller Regel keine Überprüfung durch (unabhängige, fremde) Kontrolleure, sondern beruht auf Selbstauskünften der Kraftwerksbetreiber anhand der Lastenhefte für die bereits genehmigten Anlagen; nicht berücksichtigt werden Alter und aktueller Zustand der Anlagen [22]. Die Ergebnisse lagen zunächst nur in Englisch vor.[23]

Der zuständige EU-Energie-Kommissar Günther Oettinger hatte nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima im März 2011 die nuklearen Kontrollbehörden der EU-Mitgliedsstaaten zur Simulation extremer Belastungen für die 143 in der EU vorhandenen Kernkraftwerke aufgefordert. Der Kriterienkatalog der ENSREG wurde von ihm im Frühjahr 2012 nachträglich um die Frage nach Gefahren durch technische Entwicklungen von außen ergänzt, z. B. nach einer möglichen Gefährdung durch Flugzeugabstürze. Im Herbst 2012 wolle er gemeinsam mit dem zuständigen Ausschuss des Europäischen Parlaments und den Staats- und Regierungschefs über die aus den Ergebnissen zu ziehende Konsequenzen beraten.[24] Am 15. Juni 2012 befassten sich die für Energiefragen zuständigen Minister der Staaten auf ihrem Treffen in Luxemburg mit dem Bericht.

Im Auftrag von Greenpeace wurde eine 104-seitige Studie zur Überprüfung der Ergebnisse des EU-Stresstests durchgeführt und bereits vor dem Ministertreffen veröffentlicht.[25] Darin wird am Beispiel verschiedener europäischer Kernkraftwerke (für Deutschland beispielhaft das Kernkraftwerk Gundremmingen) beklagt, dass unter anderem verschiedene Umweltkatastrophen, Flugzeugabstürze, Materialalterung oder die Verkettung mehrerer Faktoren (wie z. B. in Fukushima) bei der Sicherheitsabschätzung nicht oder nicht ausreichend berücksichtigt wurden.[26][27]

Mitte Oktober will Oettinger die Ergebnisse vorstellen. Teile davon sickerten bereits durch.[28] Demnach weisen die meisten europäischen Kernkraftwerke erhebliche Sicherheitslücken auf, in einem Teil der Kraftwerke seien noch nicht einmal die Nachrüstungen durchgeführt worden, die nach dem Gau von Harrisburg 1979 und der Katastrophe von Tschernobyl 1986 vereinbart wurden. Auch in zwölf deutschen Kernkraftwerken wurden Mängel entdeckt, so fehlten z. B. hinreichende Erdbebenmesssysteme, manche Kernkraftwerke seien zudem konstruktiv nicht gut genug gegen Erdbeben ausgelegt. Insgesamt rangierten deutsche Kernkraftwerke aber in der ersten Hälfte der untersuchten Anlagen, hinter einigen osteuropäischen Kraftwerken. Besonders schlecht schnitten Kernkraftwerke in Frankreich ab; ebenfalls kritisiert wurden nordeuropäische Kraftwerke. So blieb z. B. den Bedienungsmannschaften im schwedischen Kernkraftwerk Forsmark sowie im finnischen Kernkraftwerk Olkiluoto weniger als eine Stunde Zeit, um eine unterbrochene Stromversorgung zur Aufrechterhaltung der zwingend notwendigen Reaktorkühlung wiederherzustellen. Insgesamt geht die EU davon aus, dass die Nachrüstungen der Kernkraftwerke zwischen 10 und 25 Mrd. Euro kosten wird.

Umweltverbände kritisierten den Stresstest scharf und forderten die Abschaltung der beanstandeten Kraftwerke. So habe der Stresstest größtenteils auf dem Papier stattgefunden, während nur wenige Kraftwerke tatsächlich untersucht worden seien. Zudem seien bestimmte Risiken wie die Gefahr von Terroranschlägen oder Flugzeugabstürze völlig unberücksichtigt geblieben, während hingegen nur die Widerstandsfähigkeit gegen extreme Naturereignisse sowie die Beherrschung von daraus entstandenen Unfällen untersucht worden sei.[29][30][31]

Anforderungen der Europäischen Arbeitsgruppe für nukleare Sicherheit (ENSREG)[Bearbeiten]

Die Europäische Arbeitsgruppe für nukleare Sicherheit (European Nuclear Safety Regulators Group, ENSREG) und ihrer Untergruppe WENRA[23] veröffentlichte am 25. Mai 2011 Prüfanforderungen, welche die bereits vorgenommenen Sicherheitsbetrachtungen an Kernkraftwerken unter dem Blickpunkt der Fukushima-Ereignisse auch für etwaige Neubauten ergänzen sollen. Besonders sollen dabei betrachtet werden: [32]

a) Auslöse-Ereignisse

  • Erdbeben
  • Überflutung

b) Konsequenzen

  • Energieausfall, einschließlich des so genannten Station Black Out (Ausfall der Notstromversorgung)
  • Ausfall des Kühlsystems
  • Kombination aus beiden Fällen

c) Maßnahmen

  • Schutz vor Verlust der Kühlfunktion für die Kernbrennstäbe
  • Schutz vor Verlust der Kühlfunktion für das Lager der abgebrannten Brennelemente
  • Schutz vor Verlust der Integrität des Containments
Frankreich[Bearbeiten]

Die französische Kernkraftwerke wurden von der Atomüberwachungsbehörde des Landes (ASN) über den EU-Stresstest hinaus einer komplementären Sicherheitsbewertung unterzogen, welche laut ihrer Veröffentlichung Anfang Januar 2012 einen erheblichen Nachrüstungsbedarf für die dortigen Anlagen nachwies. Greenpeace Frankreich veröffentlichte im Frühjahr 2012 ein Gegengutachten, welches unter anderem die nicht erfolgte besondere Berücksichtigung von MOX-Brennelementen mit ihrem erheblich größeren Schadenspotential kritisiert.[22]

Stresstest für Zwischenlager[Bearbeiten]

Laut der Antwort der deutschen Bundesregierung auf eine kleine Anfrage der Bundestagsfraktion von Bündnis 90/Die Grünen von Anfang 2012 soll die deutsche Entsorgungskommission (ESK) auch alle nuklearen Zwischenlager in Deutschland einem „Stresstest“ unterziehen.[33]

Technische Maßnahmen[Bearbeiten]

Grundsätzliche Maßnahmen[Bearbeiten]

  • Wasserbecken [3]
Wasser dient der Abschirmung von Radioaktivität, innerhalb des Reaktordruckgefäßes als Moderator (und zur Ableitung und Nutzung der erzeugten Wärme). Die unteren Wasserbecken (Pumpensümpfe) 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 Störfalls mit Kernschmelze entsteht durch Reaktionen von Wasser mit Metallen der Hüllrohre Wasserstoff. Beispielsweise reagiert das Zirconium in der Legierung der Brennstabrohre ab einer Temperatur von 900 °C mit Wasser zu Zirconiumoxid und gasförmigem Wasserstoff in folgender Reaktion:
\mathrm{Zr + 2 \ H_2O \rightarrow ZrO_2 + 2 \ H_2}
Bei dieser stark exothermen Reaktion wird eine Wärmeenergie von 576 kJ/mol H2 frei. Sobald der Wasserstoffgehalt in der Luft eine Konzentration von etwa 4 Volumenprozent überschreitet, wird dieses Gemisch als Knallgas explosionsfähig. Die Gesellschaft für 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 zusätzlich die Gefahr, dass der zusätzliche Druck durch den Wasserstoff den Reaktordruckbehälter überlastet. Bis zum Unfall mit Kernschmelze in Three Mile Island 1979 wurde diese Zirconium-Reaktion nicht in den Szenarien möglicher Unfälle berücksichtigt. Erst nachdem der Graphitbrand beim Unfall von Tschernobyl 1986 eindrücklich auf die mögliche Bedeutung chemischer Reaktionen als Folge der Kernschmelze hinwies, wurden in Deutschland Einrichtungen verpflichtend vorgeschrieben, welche die Entstehung eines zündfähigen Wasserstoff-Sauerstoffgemisches verhindern. Im Containment von Druckwasserreaktoren wurden daraufhin an exponierten Stellen katalytische Rekombinatoren installiert, an deren Oberfläche das Knallgas (auch weit unterhalb der Explosionsgrenze) zu Wasser reagiert. Der Sicherheitsbehälter eines Siedewasserreaktors wird im Normalbetrieb mit Stickstoff geflutet, so dass bei einem Unfall zwar freier Wasserstoff entsteht, für die Entstehung von Knallgas aber der Sauerstoff fehlt.
Ein weiterer Weg, wie bei Kernreaktoren Wasserstoff entsteht, ist die Spaltung des Wassers 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 Reaktordruckbehälter in kurzer Zeit mit einem zündfähigen Radiolyse-Gas gefüllt wird. Da die Reaktion auch während des normalen Betriebs abläuft, kann sich das Knallgas allerdings über längere Zeit ansammeln und dann durch ionisierende Strahlung gezündet werden. Daher sind auch an exponierten Stellen in den Systemen des Primärkreislaufs solche oben schon erwähnten katalytischen Rekombinatoren installiert, an deren Oberfläche das Knallgas zu Wasser reagiert. Trotz dieser Vorkehrungen ist im Kernkraftwerk Brunsbüttel im November 2001 ein an den Reaktordeckel angeschlossenes Rohr durch eine Knallgas-Explosion zerstört worden.

Abfuhr der Nachzerfallswärme[Bearbeiten]

Ein möglicher Mechanismus, der zum Versagen mehrerer Barrieren führen kann, ist eine Überhitzung des Reaktorkerns bis hin zum Schmelzen der Brennelemente (Kernschmelzunfall). Dadurch würden die vier erstgenannten Barrieren zerstört und längerfristig möglicherweise auch die beiden restlichen Barrieren. Gegen eine solche Überhitzung sind Kühleinrichtungen erforderlich. Da ein Kernkraftwerk auch nach dem Abschalten durch den Zerfall der angesammelten radioaktiven Spaltprodukte noch Nachzerfallswärme produziert, müssen diese mehrfach vorhandenen Kühleinrichtungen langfristig sicher funktionieren. Direkt nach der Abschaltung muss Nachzerfallswärme von ca. 5–10 % der vorherigen thermischen Leistung abgeführt werden. Da das Kernkraftwerk selbst keine Energie mehr erzeugt, wird die dafür 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 Nachzerfallswärme sofort mit Hilfe der Notstromversorgung ggf. über Tage und Monate abzuführen.

Sicherheitstechnische Weiterentwicklung[Bearbeiten]

Die Sicherheit von Kernkraftwerken ist davon abhängig, wie ein Kernkraftwerk konstruiert, gebaut und betrieben wird. Weltweit ist die Sicherheit von Kernkraftwerken seit ihrer Einführung 1956 durch Erfahrungszuwachs und Nachrüstungen deutlich gestiegen. Seit 1994 wird in Deutschland darüber hinaus durch das geänderte Atomgesetz gefordert, dass bei neu zu errichtenden Kernkraftwerken auch über die Auslegung hinausgehende Störfälle (Kernschmelzunfälle) soweit eingedämmt werden müssen, dass sich ihre Auswirkungen im Wesentlichen auf das Kraftwerksgelände beschränken und in der Umgebung keine gravierenden Maßnahmen zur Risikobegrenzung (Evakuierungen) notwendig sind. Die neue deutsch-französische Gemeinschaftsentwicklung „European Pressurized Water Reactor“ (EPR) erfüllt diese Bedingungen anscheinend. Jeweils ein solches Kraftwerk wird zurzeit in Finnland und in Frankreich gebaut: Absolute Sicherheit kann grundsätzlich nirgends, also auch nicht bei Kernkraftwerken, erreicht werden.

Seit Mai 2001 arbeiten mittlerweile 11 Länder in einem Gemeinschaftsprojekt unter Führung der USA im Rahmen des „Generation IV International Forum for Advanced Nuclear Technology (GIF)“ an weiterentwickelten Reaktorkonzepten. Es werden insgesamt 6 verschiedene Reaktorkonzepte mit dem Ziel einer erhöhten Sicherheit und verbesserten Wirtschaftlichkeit bei gleichzeitig verbesserter Brennstoffausnutzung und erhöhter Proliferationssicherheit verfolgt, außerdem werden Möglichkeiten der nuklearen Wasserstofferzeugung untersucht. Zwei dieser Konzepte sollen 2015 und die restlichen vier sollen 2020 die Baureife für Demonstrationsanlagen erreichen. Ein kommerzieller Einsatz könnte dann vielleicht 10 Jahre später erfolgen.

Nachrüstungsmaßnahmen deutscher KKW gegen auslegungsüberschreitende Ereignisse[Bearbeiten]

Die bestehenden Anlagen werden sicherheitstechnisch nachgerüstet, um auch auslegungsüberschreitende Ereignisse beherrschen zu können. Zu den prominentesten Maßnahmen zählen:

Inertisierung des Sicherheitsbehälters bei Siedewasserreaktoren[Bearbeiten]

Hier wird während des Reaktorbetriebs der Sicherheitsbehälter mit Stickstoff gefüllt, um bei einem Unfall mit Wasserstoff-Freisetzung eine Knallgasexplosion zu verhindern (Sauerstoffmangel).

Gefilterte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters[Bearbeiten]

Dabei kann im Fall eines Druckanstiegs im Sicherheitsbehälter/Containment (in diesem Fall das Reaktorgebäude) der Druck über einen Filter abgelassen werden, um ein Übersteigen 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[Bearbeiten]

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 früheren Umweltminister Klaus Töpfer als Töpfer-Kerze.[34] Alternativ wurden auch Systeme zum Zünden des Wasserstoffs unterhalb der Explosionsgrenze entwickelt, was ebenfalls zu einem „sanften“ Abbau des Wasserstoff (Deflagration) führt.

Anwendung finden diese katalytischen Rekombinatoren in allen deutschen Druckwasserreaktoren, aber außer in Gundremmingen B und C in keinem Siedewasserreaktor.[35]

Wahrnehmung in der Öffentlichkeit[Bearbeiten]

Der Historiker Joachim Radkau bemängelte die spärliche öffentliche Diskussion sowohl der unterschiedlichen kerntechnischen Entwicklungen als auch der verschiedenen Sicherheitsphilosophien und -konzepte während der gesamten Entwicklungszeit der Kernkraft in Westdeutschland. Bei der Diskussion um die Sicherheit von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik unterscheidet er eine Früh- und Spätphase.

  • Anfangs bestand ein öffentlicher Konsens über die Technologie, diese hatte jedoch erhebliche Unzulänglichkeiten und entwickelte sich technisch und ökonomisch unkoordiniert: unter anderem gab es ein unkoordiniertes Nebeneinander zu vieler Reaktorlinien sowie eine übereilte Entwicklung und Inbetriebnahme einzelner Typen.
  • Mitte der 1970er Jahre hatte sich die technische Entwicklung stabilisiert, der öffentliche Konsens schwand jedoch schnell.

Radkau erklärte 1984, dass der Begriff der Reaktorsicherheit sehr stark auf die betriebswirtschaftliche „Verfügbarkeit“ (availability) und „Zuverlässigkeit“ (reliability) eingeschränkt sei. Die „Reaktorunsicherheit“ (GAU) werde bürokratisch auf dem Papier zurechtgestutzt und es gebe keine „Sicherheits-Skala“.[36]

Unfälle[Bearbeiten]

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 Effektivität des Konzeptes mit gestaffelten Barrieren und mehrfachen Einrichtungen zum Schutz dieser Barrieren bestätigt: Das Ereignis war so nicht vorgedacht gewesen. Durch eine Verkettung von im Wesentlichen zwei Arbeitsfehlern wurden die ersten vier Barrieren zerstört. Die restlichen beiden (Sicherheitsbehälter und Stahlbetonhülle) hielten Stand und verhinderten schwerwiegende Auswirkungen nach außen. Die Komplexität der Sicherheitseinrichtungen führte allerdings zu neuen Risiken und teilweise unvorhergesehehen Ereignisketten: Radioaktivität gelangte durch eine von einer Automatik geöffneten, aus dem Sicherheitsbehälter heraus führende Rohrleitung des Wasserreinigungssystems in die Umgebung. Die Abgasbehandlung des Hilfsanlagengebäudes hatte versagt und in ihr waren Leckagen aufgetreten. Ein Überdruckventil, das ordnungsgemäß einen gefährlichen Druck abbaute, sich danach jedoch nicht wieder schloss, verursachte einen gefährlichen weiteren Kühlmittelverlust.

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Die Katastrophe von Tschernobyl verlief anders, und es bestanden andere Voraussetzungen.[37] Insbesondere interpretierte die Bedienmannschaft das Verhalten des Reaktors falsch (nicht erkannte „Xenonvergiftung“ des Reaktors) Die Konstruktion des Reaktors (Typ RBMK) wies gravierende Mängel auf:

  • Der Reaktor enthielt 1700 t brennbaren Graphits, dessen Brand erst nach einer Woche gelöscht werden konnte. Konventionelle Leichtwasserreaktoren enthalten keine brennbaren Materialien - anders als die vieldiskutierten Kugelhaufenreaktoren, die ebenfalls große Mengen brennbaren Graphits enthalten.
  • Von den Barrieren gegen den Austritt radioaktiver Substanzen fehlten die beiden letztgenannten Barrieren Sicherheitsbehälter und Stahlbetonhülle praktisch vollkommen.
  • Steuerstäbe, die durch Hineinfahren in den Reaktorkern die Reaktivität im Reaktor senken sollen, wirkten beim Hineinfahren kurzzeitig reaktivitätssteigernd.
  • Dampfblasenbildung infolge mangelnder Kühlung führte zu einer erhöhten Reaktivität (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 während eines Versuches, jedoch außerhalb der Versuchsbeschreibung.
  • Die Sicherheitseinrichtungen wurden zum Teil abgeschaltet/überbrückt, um dieses Experiment zu ermöglichen.
  • Die Betriebsvorschriften wurden vom Betriebspersonal nicht eingehalten.
  • Der Test hätte vor Inbetriebnahme erfolgen sollen und wäre bei unverbrauchten Brennelementen vermutlich nicht aus dem Ruder gelaufen.

Bei der Nuklearkatastrophe von Fukushima sind durch eine Flutwelle (Tsunami) infolge eines Erdbebens erstmals vier Reaktorblöcke zugleich - in unterschiedlicher Schwere - betroffen. Sowohl die Intensität des Erdbebens wie auch die Höhe der Flutwelle lagen weit über den Auslegungswerten dieser Anlagen. Wie im Falle Tschernobyl und den anderen oben genannten Fällen ist die nähere und weitere Umgebung betroffen; die dortige Bevölkerung wurde evakuiert.

Die Reaktoren wurden zwar vom Erdbeben automatisch abgeschaltet, aber der Tsunami setzte die Kühlwassersysteme außer Betrieb. Während der Versuche, die Brennelemente zu kühlen und vor einer Kernschmelze zu bewahren, wurden 37 Mitarbeiter und Rettungskräfte verletzt, bislang 19 Mitarbeiter waren einer stark erhöhten Strahlendosis ausgesetzt, zwei Mitarbeiter sind im Beinbereich schwer verstrahlt. Zwei weitere Arbeiter starben durch den Tsunami.

Siehe auch[Bearbeiten]

Literatur[Bearbeiten]

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

Weblinks[Bearbeiten]

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. Panos Konstantin: Praxisbuch Energiewirtschaft: Energieumwandlung,-transport und-beschaffung, Seite 295
  2. Mark Hibbs, Decommissioning costs for German Pebble Bed Reactor escalating, NUCLEONICS WEEK, Vol. 43, No. 27, S. 7 (July 2002)
  3. http://www.wmsym.org/archives/2000/pdf/36/36-5.pdf
  4. Die Planungsarbeiten erfolgten also schon parallel zur Inbetriebnahme des kleineren Kugelhaufenreaktors AVR in Jülich, was negativ zur Folge hatte, dass Betriebserfahrungen des AVR kaum in das THTR-Konzept einfließen konnten.
  5. Rainer Moormann: Air ingress and graphite burning in HTRs: A survey of analytical examinations performed with the code REACT/THERMIX, Forschungszentrum Jülich, Bericht Jül-3062 (1992)
  6. R. Moormann, Phenomenology of Graphite Burning in Air Ingress Accidents of HTRs, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2011 (2011), Article ID 589747, 13 pages, http://www.hindawi.com/journals/stni/2011/589747/ref/
  7. siehe auch Artikel Atom-Moratorium
  8. scinexx.de: Erdbebenrisikokarte
  9. [1] Greenpeace-Artikel über geheimes ILK-Gutachten von 2002
  10. WELT ONLINE, 11. Juli 2009: Für Neubauprojekte fehlen die Fachleute
  11. St. Hirschberger, P. Burgherr, G. Spiekerman, E. Cazzoli, J. Vitazek, L. CHeng: "Comparative Assessment of Severe Accidents in the Chinese Energy Sector" (PDF; 1,6 MB), PSI Bericht Nr. 03-04, Paul Scherer Institut, March 2003, ISSN 1019-0643
  12. Bundesamt für Strahlenschutz: Emissionsüberwachung bei Atomkraftwerken (pdf)
  13. Vorlage:Internetquelle/Wartung/Zugriffsdatum nicht im ISO-FormatWebseite des Deutschen Kinderkrebsregister. Deutsches Kinderkrebsregister, abgerufen am 19. März 2011.
  14. taz.de: Experten uneins über AKW-Gefahr (11. Dezember 2007)
  15. Epidemiologische Studie zu Kinderkrebs in der Umgebung von Kernkraftwerken – im Auftrag des Bundesamtes für Strahlenschutz 2007 (PDF-Datei; 13 MB)
  16. Kinlen LJ et.al., Childhood leukaemia and non-Hodgkin’s lymphoma near large rural construction sites, with a comparison with Sellafield nuclear site., in BMJ, 310/1995, S.763–7
  17. Michaelis J, Krebserkrankungen im Kindesalter in der Umgebung westdeutscher kerntechnischer Anlagen., in Deutsches Ärzteblatt, 89/1992, S.C-1386-90
  18. [2]. PDF-Dokument über die Ergebnisse der Studie, Abgerufen am 19. August 2010.
  19. Bernhard Fischer, Lothar Hahn, Michael Sailer, 1989: Bewertung der Ergebnisse der Phase B der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke.
  20. Zusammenfassung der bisherigen PSA-Ergebnisse für den EPR durch die HSE (PDF; 90 kB), einer britischen Behörde für Gesundheitsschutz und Arbeitssicherheit, die auch mit der Genehmigung von Reaktorkonzepten beauftragt ist
  21. Der nukleare GAU ist wahrscheinlicher als gedachtProf. Dr. Jos Lelieveld, Max-Planck-Institut für Chemie
  22. a b Suzanne Krause: "In keinem Fall eine ausreichende Basis". In: dradio.de, Forschung Aktuell, 8. März 2012 (4. Mai 2012)
  23. a b Sönke Gäthke: Reaktoren im Stress. In: dradio.de, Deutschlandfunk, Wissenschaft im Brennunkt, 11. März 2012 (4. Mai 2012)
  24. Daniela Weingärtner: "Was wäre, wenn ein Flugzeug abstürzt?". In: badische-zeitung.de, Nachrichten, Wirtschaft, 28. April 2012
  25. spiegel.de 14. Juni 2012: Umweltschützer kritisieren AKW-Stresstest
  26. Antonia Wenisch, Oda Becker: Critical Review of the EU Stress Test performed on Nuclear Power Plants. Study commissioned by Greenpeace. Wien, Hannover, Mai 2012. (PDF, 2 MB)
  27. Nuclear Stress Tests - Flaws, blind spots and complacency. Greenpeace EU, Juni 2012. (PDF) (kurze Zusammenfassung der Studie von Wenisch und Becker)
  28. spiegel.de 1. Oktober 2012, welt.de: Europas Atomkraftwerke sind nicht sicher genug. - Europäische Atomkraftwerke weisen erschreckende Sicherheitsmängel auf. Das belegen umfangreiche Stresstests. Französische AKW schneiden besonders schlecht ab – aber auch deutsche AKW sind betroffen.
  29. AKW-Stresstest. Schlechte Noten für Europas Meiler. In: Süddeutsche Zeitung, 1. Oktober 2012. Abgerufen am 2. Oktober 2012.
  30. AKW-Stresstest der EU in der Analyse. Die Mär von den sicheren deutschen Reaktoren. In: Tagesschau.de, 2. Oktober 2012. Abgerufen am 2. Oktober 2012.
  31. AKW-Nachrüstung abhängig von der Laufzeit. In: Der Spiegel, 2. Oktober 2012. Abgerufen am 2. Oktober 2012.
  32. EU "Stress tests" specifications (PDF; 1,1 MB), Annex II, Seite 4, European Nuclear Safety Regulators Group, 2011, Brüssel
  33. dapd Nachricht: Bundesregierung will Stresstest für alle Zwischenlager. In: themenportal.de (25. März 2012)
  34. Ihm selbst war dies bis zu einem Gespräch mit Ranga Yogeshwar 2011 nicht bekannt; siehe K. Töpfer und R. Yogeshwar: Unsere Zukunft. Ein Gespräch über die Welt nach Fukushima. Verl. C. H. Beck, München 2011. ISBN 978 3406 62922 8.
  35. Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (Hrsg.) Bericht der Regierung der Bundesrepublik Deutschland für die Dritte Überprüfungstagung im April 2005, Bonn 2004, Seite 96f (PDF; 1,4 MB)
  36. Joachim Radkau: in Bild der Wissenschaft 12/1984, S. 88-90
  37. Krüger, F.W. et al.: Der Ablauf des Reaktorunfalls Tschernobyl 4, in: Bayer, A. et al. (Hrsg): Zehn Jahre nach Tschernobyl, eine Bilanz. Bundesamt für Strahlenschutz, Stuttgart 1996, S. 3-23