Kernfänger

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Der Kernfänger (englisch Core Catcher, auch oft als engl. "Trap" bezeichnet, deutsch "Falle") ist eine Struktur unterhalb des Reaktorkerns oder Reaktordruckbehälters zur Rückhaltung von geschmolzener Kernmasse (Corium) bei einem Kernschmelzunfall. Die Vorrichtung soll größere Schäden am Gebäude vermeiden sowie ein Durchschmelzen der Kernmasse durch das Fundament verhindern. Die meisten Reaktorkonzepte ab der dritten Generation sind mit solchen Systemen standardmäßig ausgestattet. Einige Reaktoren, vornehmlich Brutreaktoren gingen mit diesem Konzept bereits voraus.

Hintergrund

Die Konzeption für Kernfänger war ursprünglich für Brutreaktoren gedacht, da die Wahrscheinlichkeit einer Kernschmelze in diesen Reaktoren bei einem etwaigen Strömungsverluststörfalls ohne Einfall der Steuerelemente größer war, als in Leichtwasserreaktoren, sofern es ein auslegungsüberschreitender Unfall ist. Um die Auswirkungen dadurch so stark wie möglich zu minimieren wurde ein Auffangkonzept vorgeschlagen, von denen sich zwei Konzepte bewährten. Das erste Konzept sieht den Schutz des Reaktordruckbehälters vor, sodass dieser keine Schäden davontragen würde. Die Auffangfläche aus feuer- und wärmefesten Materialien befindet sich hier im Reaktor unter dem Kern installiert. Anschließend erfolgt eine Kühlung durch das umgebende Kühlmittel oder durch ein separates Kühlsystem. Das zweite Konzept lässt ein Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters zu, allerdings nur unter der Voraussetzung, dass entsprechende Schutzmaßnahmen getroffen werden die einem Versagen des Containments vorbeugen. Ebenso muss ein spezielles Filtersystem für radioaktive Gase installiert werden, das eine Freisetzung von radioaktiven Stoffen über die Grenzwerte hinweg verhindern muss. Um nach einem Austritt aus dem Reaktor die Kernmasse aufzufangen sollte der Reaktorbehälter mit Beton umgossen sein oder eine Auffangfläche unter dem Behälter installiert werden.[1]

Neben Brutreaktoren wurde diese Konzeption auch bereits früher für Leichtwasserreaktoren erwogen. Hier sah man vor, eine passiv gekühlte Auffangfläche im Reaktorsumpf zu positionieren.[1] Allerdings scheiterte diese Idee früher aufgrund ökonomischer Interessen, ebenso wie Doppelcontainments, Reaktorberstschutz und eine unterirdische Positionierung von Kernkraftwerken.[2] Nebenbei waren auch einige Fragen ungeklärt, unter anderem das Verhalten bei einer Schmelze durch Nachzerfallswärme. Theoretisch würden größere Fragmente unregelmäßig und eher zäh zum Kernfänger fließen, teilweise sogar auf dem Weg dorthin erstarren. Ebenso war die Frage ungeklärt, ob es bei der Bauform eines Kugelbetts zu einer Dampfexplosion kommen würde, wenn der Kernfänger zu beginn mit Wasser geflutet wäre. Die Möglichkeit das Corium langfristig über natürliche Konvektion des Sumpfes zu kühlen war ebenso unerforscht wie eine Kühlung mit einem Zwangsumlauf.[3]

Während bei Brutreaktoren die oben genannten Konzepte zum Einsatz kamen war die Frage für Leichtwasserreaktoren weitaus schwieriger zu klären. Insbesondere durch die großen Wassermengen im Reaktorsystem selber war die Gefahr einer Dampfexplosion gegenwärtig. Dies erforderte eine Trockenkonstruktion des Kernfängers. Dadurch der Kern jedoch nach dem Auffangen gekühlt werden muss entschied man sich für eine passive Variante indem man den Raum um den Kernfänger flutet, sodass kein Wasser über den Rand auf den Kern läuft. Erst nach nahezu vollständigen Erstarren soll der Kernfänger vollständig geflutet werden.[4]

Einsatz

Für den im Kernkraftwerk Kalkar zum Einsatz kommenden SNR-300 wurde unter dem Reaktor eine Auffangfläche für eine mögliche Kernschmelze geschaffen. Das Konzept sah vor bei einem Durchschmelzen die Kernmasse mit einer Barriereschicht aus abgereichertem Uranoxid aufzufangen und passiv durch ein Natriumkühlsystem eine Wärmeabfuhr zu ermöglichen. Als Barriereschicht kam neben Uranoxid auch Graphit infrage, das allerdings leichter Feuer fangen könnte. Auch die Uranoxidschicht wurde bemängelt, da diese zwar die Wärme durch den hohen Schmelzpunkt in großen Mengen aufnehmen kann, die Wärmeleitfähigkeit jedoch sehr schlecht ist, weshalb man ein Keramikbett aus Basalt favorisierte, das die Wärme besser abführen kann. Man entschied sich letztlich für einen Keramikfänger.[1] Einer der ersten Reaktordesigns die dieses Konzept für Leichtwasserreaktoren verwendeten war der ASEA-Atom BWR-90.[5] In Kernkraftwerken des Typs AES-91 und den folgenden Kernkraftwerksmodellen mit WWER kommen Kernfänger standardmäßig zum Einsatz. Für das Kernkraftwerk Kudankulam in Indien wurde das Reaktordesign im AES-92 entsprechend angepasst.[6]

Kernfänger lassen sich standardmäßig nicht nachrüsten. So wurde 1994 eine Studie für die Reaktorblöcke Forsmark 1 und 2 in Schweden vorgenommen, welche die Nachrüstung von Kernfängern in beiden Blöcken innerhalb des sogenannten Drywell untersuchen sollte. Die Studie zeigte jedoch, dass es große Unsicherheiten über das Verhalten des Kernbrennstoffs gab, sodass die Studie keine konkreten Designspezifikation des Kernfängers angeben konnte. Deshalb arbeitete man alternative Strategien für Unfallszenarien aus, unter anderem die Kühlung des Reaktordruckbehälters von außen, die Kühlung der Kernmasse direkt von innen und weitere Studien im Bezug auf Kernfänger.[7]

Weitere Beispiele für den Einsatz von Kernfängern in errichteten und in Bau befindlichen Kernkraftwerken, sowie stornierten Projekten befinden sich in der folgenden Tabelle,[1] geordnet nach Baujahr. Im Bau befindliche Reaktoren sind gelb gekennzeichnet, im Betrieb befindliche grün und stillgelegte Anlagen rot. Stornierte Projekte sind blau hinterlegt.

Staat Kraftwerk Block Baubeginn Inbetrieb-
nahme
Stilllegung Reaktortyp Nettoleis-
tung (MW)
Bruttoleis-
tung (MW)
Deutschland Kalkar[8] - 23.04.1973 20.03.1991 SNR-300 295 327
Frankreich Creys-Malville[9] - 13.12.1976 14.01.1986 31.12.1998 Superphénix 1200 1242
China Tianwan[10] 1 20.10.1999 12.05.2006 WWER-1000/428 (AES-91) 933 1000
China Tianwan[10] 2 20.10.2000 14.05.2007 WWER-1000/428 (AES-91) 933 1000
Indien Kudankulam[11] 1 31.03.2002 22.10.2013 WWER-1000/412 (AES-92) 917 1000
Indien Kudankulam[11] 2 04.07.2002 WWER-1000/412 (AES-92) 917 1000
Finnland Olkiluoto[12] 3 12.08.2005 Europäischer Druckwasserreaktor 1600 1720
Russland Belojarsk[13] 4 18.07.2006 BN-800 804 880
Frankreich Flamanville [9] 3 03.12.2007 Europäischer Druckwasserreaktor 1600 1650
Russland Nowoworonesch II[13] 1 24.06.2008 WWER-1200/392M (AES-2006) 1114 1200
Russland Leningrad II[13] 1 25.10.2008 WWER-1200/491 (AES-2006) 1085 1170
Russland Nowoworonesch II[13] 2 12.07.2009 WWER-1200/392M (AES-2006) 1114 1200
China Taishan[10] 1 28.10.2009 Europäischer Druckwasserreaktor 1700 1750
Russland Leningrad II[13] 2 15.04.2010 WWER-1200/491 (AES-2006) 1085 1170
China Taishan[10] 2 15.04.2010 Europäischer Druckwasserreaktor 1700 1750

Einzelnachweise

  1. a b c d Yong-Bum Lee: 'A Review of the Core Catcher Design in LMR. KAERI, August 2009. (Online-Version)
  2. Joachim Radkau: Aufstieg und Krise der deutschen Atomwirtschaft 1945-1975: verdrängte Alternativen in der Kerntechnik und der Ursprung der nuklearen Kontroverse. In: Band 7756 von Rororo Sachbuch; Band 7756 von rororo Taschenbücher. Rowohlt, 1983. ISBN 3499177560.
  3. Karlsruhe (Germany) Kernforschungszentrum, Kernreaktor Bau-und Betriebs-Gesellschaft: KFK., Ausgabe 5326. 1994.
  4. Takehiko Saito: Advances in Light Water Reactor Technologies. Springer, 2010. ISBN 1441971009.
  5. S. Haukeland, u.a.: BWR 90 — THE ABB ADVANCED BWR DESIGN, Seite 6. Abgerufen am 16.03.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  6. John Cleveland: Overview of global development of advanced water-cooled nuclear power plants. IAEA, Wien, Oktober 2007. (Online-Version)
  7. Jacques Duco, u.a.: CONTAINMENT SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT - SELECTED STRATEGIES. Seite 8, 9. Abgerufen am 16.03.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  8. Power Reactor Information System der IAEA: „Nuclear Power Reactor Details - KALKAR (KKW)“ (englisch)
  9. a b Power Reactor Information System der IAEA: „France (French Republic): Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  10. a b c d Power Reactor Information System der IAEA: „China, People's Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  11. a b Power Reactor Information System der IAEA: „India, Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  12. Power Reactor Information System der IAEA: „Finland, Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  13. a b c d e Power Reactor Information System der IAEA: „Russian Federation: Nuclear Power Reactors“ (englisch)

Siehe auch