Kernschmelze

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Geschmolzener Kern des Experimental Breeder Reactor I von 1955

Als Kernschmelze bezeichnet man den Vorgang, bei dem sich einige oder alle Brennstäbe im Reaktorkern übermäßig erhitzen und schmelzen, wodurch ein fester Reaktorkern flüssig wird. Der Begriff ist zwar nicht von der Internationalen Atomenergie-Agentur (IAEA) definiert,[1] wird aber allgemein akzeptiert. Die Kernschmelze zählt zusammen mit der frühzeitigen Freisetzung großer Mengen radioaktiver Stoffe zum Restrisiko des Reaktorbetriebes, welches durch eine probabilistische Sicherheitsanalyse bestimmt wird. Die weltweite statistische Unfallhäufigkeit ist relativ hoch, und liegt unter 10 Jahren. Obwohl die realen Auswirkungen einer Kernschmelze meist gering sind, werden durch Politik und Medien häufig Folgeschäden generiert, wie Panik oder sinnlose Kosten.

Forschungsgeschichte

Anfänge

Loss-of-Fluid Testreaktor, 2005

In den Anfängen der Kernenergienutzung wurden Kernschmelzunfälle als unwahrscheinlich angesehen, und das Sicherheitskonzept eines Kernkraftwerks an einen postulierten Größten Anzunehmenden Unfall (GAU) angepasst. Als sich jedoch bei den Reaktoren der Generation I die Kernschmelzunfälle häuften, wurde die Sicherheitsphilosophie geändert, und statt dessen eine Reihe von Auslegungsstörfällen angeführt, denen die Anlage standhalten müsse. Bei diesen Anlagen der Generation II, welche ab den siebziger Jahren errichtet wurden, ist die Kernschmelze kein Auslegungsstörfall. Zur größten Herausforderung der Technik wurde der Kühlmittelverluststörfall erklärt. Die USA bauten deshalb in der Nuclear Reactor Test Station von 1965 bis 1975 die Loss-of-Fluid Test Facility (LOFT) auf. Dabei handelte es sich um einen Druckwasserreaktor mit zwei Kühlschleifen, von denen eine so gebaut war, dass sie verschiedene Kühlmittelverluststörfälle simulieren konnte. 1972 wurde auf demselben Gelände die Power Burst Facility (PBF) eröffnet, welche bis 1985 in Betrieb war. Ziel dieses Forschungsreaktors war es, Kernbrennstoff bei extremer Leistungsabgabe zu testen, bis dieser versagte. Da der Reaktor und das Gebäude verständlicherweise stark kontaminiert sind, konnten die Rückbauarbeiten erst 2012 abgeschlossen werden.

Als der zweite Block des Kernkraftwerks Three Mile Island am 28. März 1979 eine signifikante Kernschmelze erlebte, was bei Politik und Medien für Unbehagen sorgte, wurden verstärkt staatliche Forschungsgelder freigegeben, um die Abläufe eines Kernschmelzunfalles besser zu verstehen. Unter dem Dach der OECD wurde der verunfallte Reaktor von Kanada, Frankreich, Westdeutschland, Japan, Schweden, Schweiz, Großbritannien und den USA zerlegt und untersucht. Kameras wurden eingesetzt um den Endzustand des Kerns zu begutachten, und Proben aus dem Reaktor entnommen. Die wichtigsten Daten wurden aus den Bohrkernen entnommen, welche im Juli 1986 gewonnen wurden. Dazu wurde ein ferngesteuerter Bohrer, wie er auch in der Geologie oder im Bergbau eingesetzt wird, von oben durch den beschädigten Kern getrieben bis zum Boden des Reaktordruckbehälters. Die chemische Analyse lies so Rückschlüsse auf die Temperaturen, Reaktionen und das Versagen zu. Abschließend wurde 1992 vermutet, dass Kernschmelzunfälle stets nach dem gleichen Muster ablaufen, da LOFT- und PBF-Tests dieselbe Verteilung und dasselbe Verhalten von Kernmaterialien und Spaltprodukten zeigten.[2]

Kernschmelzen im Labor

Das Kernkraftwerk Three Mile Island, in dessen zweitem Block es 1979 zu einer Kernschmelze kam

1988 wurde das internationale PHEBUS FP Forschungsprogramm gestartet, welches bis 2010 andauerte. Ziel war es, den Ablauf eines Kernschmelzunfalls in einem Leichtwasserreaktor besser zu verstehen, und Softwareprogramme zu entwickeln, welche für die Reaktorsicherheitsforschung eingesetzt werden können. PHEBUS FP wurde unter dem Dach der IRSN in Zusammenarbeit mit der EU und EdF, sowie den USA, Kanada, Japan, Süd-Korea und der Schweiz durchgeführt. Hauptziel war es, die bei einer Kernschmelze in einem Druckwasserreaktor freigesetzte Menge an radioaktiven Stoffen zu evaluieren. Dafür wurde das Modell eines vollständigen Kernkraftwerkes nachgestellt, mit schmelzenden Brennelementen und einem Containment. Sekundär sollte auch Software zur Modellierung von Unfallverläufen validiert werden, um Notfallmaßnahmen außerhalb eines verunfallten Kraftwerkes besser planen zu können.[3][4]

Insgesamt wurden fünf Kernschmelzen im PHEBUS-Reaktor herbeigeführt, welcher zu diesem Zweck umgebaut wurde. Dazu wurde ein Bereich in der Mitte des Kerns mit einem Testkern aus 18 Brennstäben und 2 Steuerstäben bestückt, welcher sich in einem separaten Reaktordruckbehälter (RDB) befand, mit eigener Kühlmittelzufuhr von unten, und eigenem Kühlmittelablass im oberen Bereich. Der PHEBUS-Reaktor war ein Schwimmbadreaktor mit 40 MW thermischer Leistung, weswegen diese Umbaumaßnahmen nötig waren. Oberhalb des inneren Kerns befand sich ein simulierter Primärkreislauf, welcher in ein umgekehrtes U-Rohr führte, dass die Dampferzeuger darstellte. Von dort aus gelangten die Gase in ein Mini-Containment mit 10 m³, welches Kondensatoren, Sumpf und andere Dinge enthielt. Der Versuchsaufbau bildete einen 900-MW-Druckwasserreaktor (z.B. M310) im Maßstab 1:5000 ab. Die Versuche liefen immer nach demselben Schema: Erst wurde der Kern durch eine stundenlange Leistungssteigerung aufgeheizt bis es zu einer Kernschmelze im Innern kam (ca. 2300 bis 2500°C), dann wurde der Reaktor abgeschaltet und die Spaltprodukte bei ihrer Ausbreitung zum und im Containment beobachtet. Die fünf Kernschmelzen waren:[3][4]

  • FPT-0: Dieser Versuch fand 1993 statt, und sollte die Zerstörung von frischen Brennelementen und der Steuerstäbe aus Silber, Indium und Cadmium und das Verhalten von Spaltprodukten unter Wasserdampf studieren. Dazu wurde der Kern unter geringem Druck mit 0,2 MPa und viel Wasserdampf, der oxidierend wirkt, aufgeheizt. Die Eingangs- und Ausgangstemperatur des Primarkreislaufes wurden bei 150 bzw. 700°C gehalten. Die Wände des Containments wurden mit Farbe bestrichen, um die Farb-Iod-Interaktionen zu studieren. Während des Tests stieg die Temperatur im Kern stärker als erwartet auf über 2400°C. Die Software musste deshalb angepasst werden, um die Oxidation und Wasserstoffbildung besser berechnen zu können. Das Verhalten von Dämpfen und Aerosolen konnte gut prognostiziert werden. Die Modelle überschätzen jedoch die Rückhaltewirkung des Dampferzeugers, und des Raumes oberhalb des Brennstoffbündels.[5]
  • FPT-1: Der Test fand 1996 statt, und sollte das Verhalten von abgebrannten Brennelementen untersuchen. Diese waren dazu auf 23 GWd/t (zwei PWR-Zyklen) abgebrannt. Wie bei FPT-0 sollten auch die Steuerstäbe aus Silber, Indium und Cadmium sowie das Verhalten von Spaltprodukten unter Wasserdampf beobachtet werden. Die Randbedingungen waren deshalb mit FPT-0 identisch. Die meisten Spaltprodukte verließen den Reaktordruckbehälter als Aerosol durch den Auslaß, mit Ausnahme von Iod, Cadmium und etwas Caesium. Von den ersten Beiden setzte sich eine signifikante Menge am Einlass des Dampferzeugers ab, während Caesium wegen seiner geringeren Flüchtigkeit beide Wege nahm. Das Verhalten der Spaltprodukte konnte von den Modellen gut vorhergesagt werden, nur die Rückhaltewirkung des Dampferzeugers und des Raumes oberhalb des Brennstoffbündels wurde überschätzt.[6]
  • FPT-2: Der dritte Test fand 2000 statt, und sollte das Verhalten unbestrahlter Brennelemente unter einer wasserstoffreichen Kernschmelze untersuchen. Gegenüber FRT-0 wurde der Dampffluss durch den Testkern reduziert, um wasserstoffreiche Bedingungen zu bekommen. Die wässrige Flüssigkeit im Containment war alkalisch und über dem Verdampfungspunkt, um einen verdampften Sumpf zu simulieren. Hier wurde auch das Beimischen von Borsäure in das Kühlmittel während der Kernschmelze getestet. Beim Versuch wurde der Dampf vollständig im Kern oxidiert, wobei die Modelle die Wasserstoffbildung überschätzten. Die Spaltprodukte wurden auch hier als Aerosole transportiert, und waren den ersten beiden Tests ähnlich, nur kamen noch Indium und Tellurium dazu, welche etwa die Hälfte der Masse ausmachten.[7]
  • FPT-3: FPT-3 wurde 1999 realisiert, und untersuchte die Freisetzung von flüchtigen Spaltprodukten und Aktiniden aus der Schmelze. Dazu wurden feste Stücke eines geschmolzenen Kerns soweit aufgeheizt, bis ein Bad aus flüssigem Corium vorlag. Dieser Fall tritt in einem Unfallszenario auf, wenn die Noteinspeisung versagt, und der komplette Kern zusammenschmilzt. Untersuchungen zeigten das chemische Reaktionen schon bei 2350°C zu einer teilweisen Verflüssigung führten. Da auch UO2 und ZrO2 schmolzen, wurden Temperaturen von über 2700°C erreicht. Die Modelle zur Uranfreisetzung mussten deshalb überarbeitet werden.[8]
  • FPT-4: FPT-4 fand 2004 statt und verwendete Borcarbid für die Steuerstäbe, um Kernschmelzunfälle in 1300-MW-Reaktoren (P4) und 1450-MW-Reaktoren (N4) sowie Siedewasserreaktoren und russischen WWERs zu simulieren. Gleichzeitig wurden verschiedene katalytische Wasserstoff-Rekombinatoren getestet. Während der Kernschmelze wurden überraschend Methan, Kohlenmonoxid und CO2 freigesetzt, welche sich aus dem Kohlenstoff der Steuerstäbe gebildet hatten. Die Schmelze trat gegenüber FPT-2 früher ein, war aber weniger heftig. Die Experimente zeigten, dass die geschmolzene Borcarbid-Stahl-Mischung die Brennstäbe neben den Steuerstäben benetzte, und die Hüllmaterialien dort schneller versagen ließ.[9]

Die Daten aus den Kernschmelzen wurden zur Entwicklung von Softwareprogrammen genutzt, welche schwere Unfälle in Reaktoren simulieren sollen. Die IRSN entwickelte in Zusammenarbeit mit der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH (GRS) das Programm ASTEC, die Sandia National Laboratories das Programm MELCOR. Die Consultingfirma Fauske & Associates entwickelte mit dem MAAP ebenfalls ein eigenes Softwaretool, welches z.B. von EdF verwendet wird.[4]

Internationaler Austausch

Der Fall des Eisernen Vorhanges bot die Möglichkeit, auch Nuklearanlagen der anderen Mächteblocks kennenzulernen, und Unfallerfahrungen und Forschungsergebnisse auszutauschen. Deshalb wurde im Sommer 1994 in Grenoble ein OECD-Workshop mit 15 Ländern zum Thema Large Pool Heat transfer veranstaltet. Darin sollten Erkenntnisse über den Wärmeübergang im Corium, den Wärmeübergang von der Schmelze zum Wasser und die Möglichkeit einer Kühlung der Masse im Reaktordruckbehälter (RDB) diskutiert werden. Bis zu diesem Zeitpunkt waren die Versuchsreihen COPO, ULPU und CORVIS schon gelaufen, neue wie BALI, SONATA und RASPLAV waren in Planung, und sollten das Verständnis von der Kühlung der Schmelze im RDB verbessern. Ein weiterer Workshop wurde 1998 in München veranstaltet, mit demselben Ziel.[10]

2002 wurde unter der Federführung des Forschungszentrums Karlsruhe (FZK) das LACOMERA-Projekt gestartet, das vier Jahre andauerte. Das Ziel war den Forschungseinrichtungen der EU die Versuchsanlagen QUENCH, LIVE, DISCO und COMET zur Verfügung zu stellen, um die Abläufe einer Kernschmelze vom Zusammenschmelzen des Kerns, über die Verlagerung ins untere Plenum, das Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters (RDB) und das Ausbreiten der Schmelze in der Reaktorgrube und ihre Kühlung zu erforschen. Deutsche Forschungseinrichtungen mit Ausnahme des FZK durften aus politischen Gründen nicht daran teilnehmen. Da auch osteuropäische Länder darin eingebunden waren, bot sich die Gelegenheit zum Informationsaustausch über WWER-Anlagen. Insgesamt wurden folgende Versuche durchgeführt:[11]

  • QUENCH-L1: Dieses Experiment wurde vom ungarischen AEKI und dem schweizerischen PSI durchgeführt, und sollte die Kernzerstörung unter Lufteinfluss untersuchen, sowie die dabei freigesetzten Radionuklide.
  • QUENCH-L2: Dieses Experiment wurde vom bulgarischen INRNE durchgeführt, und vom PSI unterstützt. Dabei wurde das Siedeverhalten eines Brennelementebündels untersucht, was Neuland war. Ziel war es, Daten zur Oxidation sowie Hydraulik und Wärmeentwicklung bei hohen Temperaturen zu gewinnen.
  • COMET-L1: Hier wurde der Angriff des Coriums auf den Betonboden des Containments erforscht. Das französischen IRSN und die Technische Universität von Sofia (TUS) arbeiteten hier zusammen. Die 2D-Betonablation und das Fluten des Schmelze von oben waren Gegenstand der Untersuchung.
  • COMET-L2: Dieses Experiment wurde von der österreichischen ARC Seibersdorf Research GmbH vorgeschlagen und untersuchte die langfristige Metall-Beton-Interaktion, um Codes wie ASTEC zu validieren.
  • DISCO-L1: Dieses Experiment der IRSN untersuchte die Fluiddynamik und thermischen Prozesse bei einem Auswurf der Schmelze aus den Boden des Reaktordruckbehälters eines P4-Kernkraftwerks, um Direct Containment Heating (DCH) mit den dazugehörigen Drücken in einem simulierten Mini-Containment nachzustellen. Die DISCO-Experimente wurden auch zur Evaluierung des EPR verwendet.
  • DISCO-L2: In diesem Experiment arbeitete die Technische Universität von Sofia (TUS) mit dem Kernkraftwerk Kozloduy zusammen, um einen Kernschmelzunfall in einem WWER-1000 zu simulieren. Dazu wurde der RDB mit Grube und Containment in Karlsruhe im Maßstab 1:15 nachgebaut, und einer Eisen-Aluminium-Thermitkernschmelze unterzogen.
  • LIVE-L1: Hier untersuchte die TUS das Verhalten der Schmelze im unteren Plenum eines WWER-1000-Reaktordruckbehälters, und der Effekt des äußeren Kühlens des Reaktordruckbehälters.
  • LIVE-L2: Das IRSN und das Commissariat à l'énergie atomique (CEA) untersuchten bei diesem Experiment das Abschmelzen des Kerns in das untere Plenum, und die Wärmeflüsse und Form der Schmelze dort.

Nebenbei wurden noch eine Reihe weiterer Experimente durchgeführt, die hier nicht näher erläutert werden. Abschließend wurde festgestellt, dass die Kühlung der Schmelze im RDB von außen weder experimentell noch theoretisch umfassend geklärt sei. Das Wissen über die Verlagerung der Schmelze ins untere Plenum, die Formung der zu kühlenden Schmelze und die Spalten zwischen RDB-Wand und Corium sei gering. Soll die Kühlung der Schmelze außerhalb des Reaktordruckbehälters stattfinden, müsste die Reaktorgrube wegen der Molten Core Concrete Interactions (MCCI) optimiert werden, um Gasbildung und Bodenpenetration zu reduzieren.[11] Die meisten Kernkraftwerke der Generation III verwenden deshalb Kernfänger, nur der AP1000 und seine Derivate setzen auf die Kühlung der Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters.

Die moderne Kernschmelzforschung beschäftigt sich heute nur noch mit Randbedingungen, wie der Zersetzung von Borcarbidstäben, dem Verhalten von Iod und Ruthenium und so weiter. Ein Beispiel dafür ist das International Source Term Program (ISTP) der IRSN, welches von 2005-2010 lief.[12] Die auf Basis dieser Experimente gewonnenen Daten werden zur Evaluierung von Kernschmelzsoftware wie ATHLET-CD oder Containmentsoftware wie COCOSYS verwendet.[13] Damit können zum Beispiel die Unfallabläufe im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi nachvollzogen werden, ohne die Anlage vorher betreten, untersuchen oder zerlegen zu müssen.[14]

Überblick

Kernschmelze als Ziel

Brennstoff für einen Flüssigkernreaktor: Links fest, rechts geschmolzen

Manche Reaktorkonzepte verwenden einen geschmolzenen Kern als aktive Zone (Flüssigkernreaktor). Die Kernschmelze ist hier das Ziel, da die Anlage nur so betrieben werden kann, und ein fester Kern die Anlage möglicherweise beschädigen kann. Um das zu verhindern, wird eine möglichst geringe Schmelztemperatur des Brennstoffgemisches angestrebt, und eine Temperaturregelung der Spaltmasse im abgeschalteten Zustand benötigt. Beispiele hierfür sind der Flüssigsalzreaktor, Reaktorsysteme mit Urantrioxid in Phosphorsäure oder Entwürfe mit flüssigem Metallkern.[15] Dazu zählt auch ein gasgekühltes Konzept mit einem Flüssigkern aus Uranoxid-Bismut-Schlamm (Liquid Metal Fuel Gas-Cooled Reactor, LMF-GCR), und ein natriumgekühlter Reaktor mit einem flüssigen Plutonium-Eisen-Eutektikum (Los Alamos Molten Plutonium Reactor, LAMPRE), welche am Los Alamos National Laboratory angedacht wurden.[16]

Ein Kernschmelzunfall im eigentlichen Sinne existiert hier nicht. Denkbar sind Leitungs- oder Behälterbrüche mit Freisetzung des Brennstoffgemisches in das Containment, oder eine Kernverdampfung als Folge mangelnder Wärmeabfuhr. Sicherheitsstudien zu diesen Systemen existieren praktisch nicht, da der Staat in all seiner Macht und Willkür durch Vorgaben bestimmen kann, welcher Reaktor als „sicher“ gilt und welcher nicht. Allerdings gibt es selbst zum Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE), welches von 1965 bis 1969 lief, keine Auslegungsstörfälle, und die erste umfassende, amerikanische Reaktorsicherheitsstudie WASH-1400 wurde erst 1975 erarbeitet.

Kernschmelze als Unfall

Ursachen

Die Kernschmelze kann bei Festkernreaktoren als Unfallszenario auftreten, wenn die nukleare Wärme nicht ausreichend abgeführt werden kann, und die Temperatur des Reaktorkerns oder eines Brennelementes einen kritischen Wert übersteigt. Auf die Schmelztemperaturen der Reaktormaterialen wird hier – abseits wirtschaftlicher Überlegungen – keinen Wert gelegt, ebenso wenig auf die Isolation und die Leistungsdichte des Kerns. Als Ursachen von Kernschmelzunfällen kommen in Betracht:

  1. Verlust der Wärmeabfuhr, wenn die Wärme des Kerns nicht ausreichend an eine Wärmesenke, zb die Umwelt abgegeben werden kann.[17]
  2. Kühlmittelverluststörfall, zb durch das Versagen eines Ventils im nuklearen Kreislauf oder einem Leitungbruch, bei gleichzeitigem Ausfall der Notkühlsysteme. Dadurch kann die Nachzerfallswärme nicht mehr abgeführt werden.[18][17]
  3. Kritikalitätsunfall, wenn die Reaktorschnellabschaltung und die Notborierung versagen, oder es zu einer Leistungsexkursion kommt.[17]
  4. Druckverluststörfall, zb wenn in einem Druckwasserreaktor der Kreislaufdruck sinkt, sodass das Kühlwasser im Kern siedet, und die Wärme der Brennelemente nicht mehr ausreichend abgeführt werden kann. Bei gasgekühlten Reaktoren kann der geringe Gasdruck im Kreislauf nicht mehr ausreichend sein, um den nötigen Wärmeübergang zu gewährleisten.[18]
  5. Kernbrand, was nur bei Reaktoren mit Graphit oder Natrium zutrifft. Die Hitze des Brandes zerstört den Kern.

Die Punkte (1) und (2) können durch passive, diversitäre Notkühlsysteme angegangen werden. Für Punkt (3) sind diversitäre Notabschaltsysteme und ein gewissenhaftes Kerndesign nötig. Der Druckverluststörfall (4) ist immer auch ein Kühlmittelverluststörfall, nur bei gasgekühlten Reaktoren kann sich ein Gleichgewichtsdruck zwischen Containment und Kreislauf ausbilden. Für den Punkt (5) ist ein Containmentversagen und Kühlmittelverluststörfall nötig, da nur so sauerstoffhaltige Luft in den Kern strömen kann.

Ablauf

Kommt es bei einem Leichtwasserreaktor zu einer Kernschmelze durch Überhitzung, werden nacheinander verschiedene Phasen durchlaufen, bis sich der der verflüssigte Kern schließlich im unteren Teil des Reaktordruckbehälters sammelt. Die geschmolzene Masse des Kerns, welche aus Kerneinbauten, Steuerstäben, Brennstäben und deren Hüllmaterialien und Inhalt besteht, wird auch als Corium bezeichnet. Obwohl sich die Details über den exakten Ablauf eines Kernschmelzunfalls von Reaktor zu Reaktor unterscheiden, haben Kernschmelzunfälle und -experimente gezeigt, dass eine Sequenz von bestimmten Kernzuständen während des Unfallverlaufs auftritt.[19] Die Phasen dieser Sequenz vom intakten Kern bis zum Corium werden je nach Publikation verschieden eingeteilt. Die nachfolgende Einteilung stammt von der Nuclear Regulatory Commission (NRC) von 2002:[20]

Geschmolzener Reaktorkern beim Three-Mile-Island-Unfall:
1. 2B-Anschluss
2. 1A-Anschluss
3. Hohlraum
4. Lose Bruchstücke des Kerns
5. Kruste
6. Corium
7. Corium in unterer Kammer
8. Uran-arme Masse durch Steuerstäbe
9. Zerstörte Sensor-Durchführung
10. Durchgeschmolzenes Leitblech
11. Corium im Bypass-Bereich
12. Beschädigungen am oberen Gitter
  1. Das auslösende Ereignis und eine Reihe von Versagensfällen führen zu einem unzureichend gekühlten Kern.[20] Bei einem kleinen Kühlmittelverluststörfall in einem Druckwasserreaktor ohne Noteinspeisung und aktiven Kreislaufpumpen dauert es etwa eine Stunde, bis der obere Teil des Kerns nur von Dampf umgeben ist. Der Unfall in TMI hat gezeigt, dass auch ein Zweiphasengemisch aus Wasser und Dampf durch die Kreislaufpumpen bewegt werden kann, was in diesem Beispiel die Zeitspanne auf zwei Stunden vergrößert. Eine Wassereinspeisung ist hier problemlos möglich, um die Aufheizung zu stoppen.[19]
  2. Trockenlegung des Kerns, welcher sich dadurch mit einer Rate von 0,3-1 K/s aufheizt. In weniger als einer halben Stunde ist die Kerntemperatur auf etwa 1100 K gestiegen. Durch Überdruck in den Brennstäben können die Zirkalloy-Hüllen aufblähen und platzen, was die Strömung durch den Kern behindert. Da nicht alle Brennstäbe an derselben Stelle beschädigt werden, ist auch weiterhin ein Durchfluss von Wasser durch den Kern möglich. Eine Wassereinspeisung führt in dieser Phase zuerst zu einem Druckanstieg, dann zu einem Druckabfall. Die Temperatur bleibt dabei etwa gleich, kann auch steigen, und fällt dann ab. Die Kernzerstörung kann so gestoppt werden.[19]
  3. Die Stabhüllen erreichen 1273 K, die exotherme Oxidation zwischen Dampf und Hüllmaterial beginnt, dabei entsteht Wärme und Wasserstoff. Ab einer Temperatur von 1500 K übersteigt die freigesetzte chemische Wärme die Nachzerfallswärme. Struktur- und Steuerstabmaterialien schmelzen, gasförmige Spaltprodukte werden freigesetzt.[20] Wenn in dieser Phase Wasser hinzugefügt wird eskaliert die Temperatur, große Mengen an Dampf werden gebildet. Zur Vermeidung dieses Effektes müssen in kurzer Zeit große Wassermassen in den Kern gefördert werden, um die Schmelze zu quenchen. Wird nur wenig oder unregelmäßig gewässert, tritt die nächste Phase ein.[19]
  4. Wenn die Temperatur 1700 K übersteigt schmelzen die Regelstäbe im oberen Kernbereich; die Flüssigkeit verfestigt sich wieder im relativ kühlen, unteren Teil des Kerns. Bei etwa 2150 K ist der Schmelzpunkt von Zirkalloy erreicht, welches dann mit dem gelösten Kernbrennstoff (zB UO2) ebenfalls in die untere Kernregion wandert und sich dort verfestigt. Zusammen mit den sich bereits vorher dort verfestigten Regelstäben – oder was davon übrig ist – bilden diese die untere Schicht für das oben liegende Trümmerbett. Wenn in dieser Phase Wasser zugesetzt wird, bilden sich zwangsläufig große Mengen an Dampf und Wasserstoff. Beim TMI-Unfall wurde etwa ein Drittel der gesamten Wasserstoffmenge in dieser Phase erzeugt, als 174 Minuten nach Unfallbeginn Wasser in den Kern gespeist wurde. Da der obere Kernbereich seine Steuerstäbe verloren hat, sollte borhaltiges Wasser eingespeist werden, um eine Rekritikalität zu vermeiden. Die Einspeisung von genügend Wasser läßt die Schmelze eine Kruste bilden, allerdings kann eine nur wenig durchlässige Schmelzzone nicht ausreichend gekühlt werden, sodass die nächste Phase eintritt.[19]
  5. Teile der Schmelze erreichen das untere Plenum, welches in der Regel noch Restwasser enthält.[20] Dort werden sie vom Restwasser gequencht, und heizen sich wieder auf. Wenn große Teile der Schmelze schlagartig nach unten fallen, kann es auch zu einer Dampfexplosion kommen. Zirkoniumreste, die noch nicht oxidiert sind, bilden weiteren Dampf und Wasserstoff. Die Möglichkeit einer Rekritikalität besteht hier nur, wenn die Reste der Steuerstäbe (die in der Schmelze sowiso unten liegen) in der Kerngegend verbleiben, und nur der Brennstoff ins untere Plenum fällt, und das Wasser dort frei von Borsäure ist. Beim TMI-Unfall fielen etwa 20 Tonnen Corium in den unteren Bereich des Reaktordruckbehälters, wo es gequencht wurde.[19]
  6. Fallen wesentlich mehr als 20 Tonnen in das untere Plenum, ist ein Quenchen unwahrscheinlich. Das Corium schmilzt sich dann durch den Boden des Reaktordruckbehälters, und die Masse ergießt sich in das Containment.[20][19]

Bei flüssigmetallgekühlten Brutreaktoren läuft eine Kernschmelze weniger heftig ab. Da es sich bei dem Kühlmittel meist um Natrium handelt, finden keine exothermen Reaktionen zwischen Brennstäben und Natrium statt, eine Wasserstoffgas- und Dampfbildung bleibt aus. Der Ablauf ist etwa wie folgt: Wenn trotz des Temperatur- und Druckanstieges im Reaktorkern kein Auseinanderbrechen des Kerns stattfindet, schmelzen die Kühlkanäle, und in der heißesten Kernregion bildet sich eine geschmolzene Masse aus Stahl und Brennstoff. Durch den Temperaturanstieg dehnt sich der Kern in axialer Richtung wodurch er unterkritisch wird. Teile der zerstörten Brennelemente können sich dadurch an den relativ kalten Enden des Kerns wieder verfestigen. Die Nachzerfallswärme sorgt für ein Fortschreiten der Kernschmelze, geschmolzene Teile des Kerns können nun aufkochen. Sofern Wege frei sind, werden Stücke der Kernstruktur oben und unten abgestoßen. Wenn die Wege blockiert sind kommt es zu einer weiteren Aufheizung und zum Schmelzen, bis das flüssige Kernmaterial ausgeworfen werden kann. Durch die hohe Verdampfungsgeschwindigkeit der Kernmaterialien werden diese weit verteilt, was eine Rekritikalität unwahrscheinlich macht. Das Natrium im Pool beginnt zu sieden, während sich die Masse durch den Boden des Reaktordruckbehälters schmilzt.[21]

Versagensfälle

Für ältere Kernkraftwerke der ersten und zweiten Generation sind Kernschmelzunfälle, bei denen große Teile des Reaktorkerns zerstört werden, auslegungsüberschreitend. Auslegungsunfälle sind hier in der Regel große Kühlmittelverluststörfälle, wo in kurzer Zeit sehr viel heißer Dampf unter hohem Druck in das Containment strömt, und Steuerstabauswürfe. Die nachfolgende Betrachtung beschränkt sich deshalb auf diese Anlagen, da moderne Kernkraftwerksbaureihen der dritten Generation über einen Kernfänger oder ähnliches verfügen. Im Falle einer Kernschmelze sind folgende Versagensfälle möglich:

Effekte einer Hochdruckkernschmelze
Effekte nach dem Durchschmelzen der Bodenkalotte
Bodenpenetration der Schmelze
  • Es wird postuliert, dass der Fall einer großen Menge Coriums ins untere Plenum eines Reaktordruckbehälters, welches noch Restwasser enthält, zu einer Dampfexplosion führt, welche den Reaktordruckbehälter zerstört und das Containment beschädigt, wodurch Radioaktivität freigesetzt wird. Diese Art des Containmentversagens wird als α-Versagen bezeichnet. Der Versagensfall wurde zuerst in der Reaktorsicherheitsstudie WASH-1400 erwähnt, und die Wahrscheinlichkeit dafür auf 1-10% geschätzt.[17] Wegen der großen Unsicherheit und Signifikanz wurden danach eine Reihe von Forschungsvorhaben gestartet, um die Möglichkeit dieses Versagens zu verifizieren. Im Juni 1995 veranstaltete die NRC einen abschließenden Workshop zum Thema, der zu dem Schluss kam, dass die Wahrscheinlichkeit eines α-Versagens statistisch unbedeutend sei. Grund war zum Einen, dass die Explosionsszenarien nur schwer im Labor erzeugt werden konnten, und zum Anderen die Erkenntnis, dass bei einer Dampfexplosion im Behälter der Behälterboden etwa 2000-mal häufiger versagen würde, als dass es den ganzen Reaktordruckbehälter zersprengt.[A] Das Szenario läuft also ähnlich wie ein Durchschmelzen der Bodenkalotte ab.[20]
  • Zusammen mit den Dampfmassen, die bereits den Sicherheitsbehälter bedrucken, kann eine Wasserstoffverbrennung das Containment durch Überdruck versagen lassen. Die Bezeichung „Wasserstoffexplosion“ ist irreführend, da es sich um eine Deflagration handelt; die Druckwelle breitet sich also mit Unterschallgeschwindigkeit aus. Ferner verbrennt Knallgas (H2 + O2) nicht, wenn der Fremdgasanteil zu hoch ist, was durch die Dampfbildung und andere Gase im Sicherheitsbehälter wie Stickstoff (N2) der Fall sein kann. Bei etwa 75% Stickstoff ist die Gasmischung inert, bei Wasserdampf und CO2 reichen schon 60%. Experimente zeigten, dass die Verbrennung bei einer Wasserstoffkonzentration von 4-8% nicht selbsterhaltend war. Wenn lokal ein Wasserstoffanteil von 29% erreicht wird, und genug Sauerstoff vorhanden ist, kann es auch zu lokalen Detonationen kommen, welche Splitterflug verursachen können. Die NRC verlangt, dass der Sicherheitsbehälter der Verbrennung von 75% der maximal möglichen Wasserstoffmenge standhalten muss, die bei einem Kernschmelzunfall entsteht, wenn das Corium den Reaktordruckbehälter noch nicht verlassen hat. Beim TMI-Unfall verbrannten etwa die Hälfte, sodass dies nicht auslegungsüberschreitend war. Die NRC geht nicht davon aus, dass das Containment eines Kernkraftwerks (mit Ausnahme der Baureihe Mark-3) durch eine Wasserstoffdeflagration beschädigt werden kann, da hierfür das ganze Zirkonium, sowie Stahlteile und der Betonboden durch Oxidation Wasserstoff produzieren müssten, welcher gleichzeitig zünden müsste. Um eine dauerhafte Schädigung des Sicherheitsbehälters durch zu hohe Drücke zu vermeiden, können manche – aber nicht alle – Kernkraftwerksbaureihen Druck aus dem Containment ablassen (engl. venting). Dies ist aber nur notwenig, wenn die Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitsbehälter für längere Zeit nicht möglich ist. Wird der Überdruck der Wasserstoffverbrennung nicht aus dem Containment abgelassen, kann es zum γ-Versagen des Behälters kommen, indem er undicht wird.[17][22]
  • Steht der Reaktordruckbehälter beim Durchschmelzen der Bodenkalotte noch mit ein paar hundert Kilopascal unter Druck (Hochdruckkernschmelze), wird die Schmelze als Strahl in die Reaktorgrube gedrückt. Hier besteht die Gefahr das dies so schwungvoll geschieht, das Teile des Coriums aus der Reaktorgrube ins obere Containment spritzen. Dieser Fall wird als Direct Containment Heating (DCH) bezeichnet. In diesem Fall wird der Sicherheitsbehälter durch die Nachzerfallswärme aufgeheizt, und die Oxidation von Wasserstoff befördert. Befindet sich Wasser in der Reaktorgrube kommt es fast immer zu einer Dampfexplosion. Durch Experimente konnte festgestellt werden, dass durch die heftigen chemischen Reaktionen bis zu 50% des Gases, das die Grube verläßt, aus Wasserstoff besteht. Die meisten Reaktorgruben können dieser Belastung standhalten. Das Containment kann langfristig mit etwa 1-10% Wahrscheinlichkeit an Überdruck versagen (δ-Versagen), oder es kommt zum Durchschmelzen des Containmentbodens (ε-Versagen).[17][22]
  • Die Schmelze ergiesst sich aus dem Reaktordruckbehälter in die Reaktorgrube. Die NRC empfiehlt, diese vorsorglich zu fluten. Ähnlich wie bei der Bewegung des Coriums im Reaktordruckbehälter sind auch hier zwei Varianten möglich: Kleine Stücke fallen in das Wasser und werden gequencht, große Teile können Dampfexplosionen auslösen. Die dadurch erzeugten Druckspitzen stellen keine Gefahr für das Containment dar, wenn nicht gleichzeitig andere Ereignisse den Sicherheitsbehälter traktieren, und dieser vorher keinen signifikanten Innendruck besitzt. Die Dampfexplosionen wären sogar ein Vorteil, da die Schmelze so über eine größere Fläche verteilt würde. Bei Siedewasserreaktoren vom Typ Mark-1 bis Mark-3 besteht jedoch das Risiko, dass die Reaktoraufständerung beschädigt wird. Das Corium wird dann gequencht, noch unoxidierte Metalle werden oxidieren. Die Schmelze breitet sich auf dem Boden aus, durch die Kühlung entsteht eine Kruste zwischen ihr und dem Wasser. Der Prozess dauert so lange an, bis das Wasser durch die Nachzerfallswärme verdampft ist. In der Regel sollte der Sicherheitsbehälter bis zu dieser Phase keine Schwäche zeigen. Berechnungen der NRC zum Kernkraftwerk Zion zeigten beispielweise, dass das Containment dieser Druckbelastung standgehalten hätte. Nach dem Verdampfen des Wassers beginnt die thermische Zersetzung des Betonbodens. Bei 30-230°C wird eingeschlossenes Wasser aus dem Beton verdampft, bei 350-500°C verdampft Wasser welches chemisch als Hydroxid gebunden war, ab 600°C wird Kohlendioxid freisetzt. Durch die chemischen Reaktionen mit dem Schutt in der Reaktorgrube können brennbare Gase entstehen. Die Schmelze arbeitet sich dann mit ein paar Zoll pro Stunde vor. Bei den Mark-2-Reaktoren dauert es etwa 20 Stunden, bis 1,5 m durchdrungen sind.[22] Das Durchschmelzen des Containmentbodens wird auch als ε-Versagen bezeichnet.[17]

    Dieser Fall ist auch der einzige, der als Folge einer Kernschmelze in einem flüssigmetallgekühlten Reaktor auftreten kann. Bei einem natriumgekühlten Reaktor ergießt sich die Schmelze auf den Boden und breitet sich aus, und erwärmt sich dann auf etwa 550°C. Ab diesem Punkt beginnen die Natrium-Beton-Interaktionen, deren Reaktionsprodukte schwerer als das Natrium sind, und sich deshalb als schützende Schicht zwischen Beton und Natrium legen. Dadurch ebbt die Reaktion ab, und damit auch die Blasenbildung, was den Transport von frischem Natrium in die Grenzschicht verhindert. Dadurch ist die Reaktion selbstbegrenzend. Durch die Nachzerfallswärme erhitzt sich die Schicht aber weiter auf etwa 1400°C, bis der Brennstoff mit dem Beton eine eutektische Mischung bildet, und sich die Schmelze nach unten vorarbeitet. Wie bei jeder Bodenpenetration wird das Vordringen erst gestoppt, wenn die absinkende Nachzerfallswärme durch die Wärmeleitung des Betonbodens abgeführt werden kann, sodass sich ein thermisches Gleichgewicht ausbildet. Die Schmelze erstarrt dann.[23]

Der exakte Ablauf und Versagensfall hängt vom Unfallereignis und der Anlage ab. Während des Unfalls wird die Werksmannschaft und -feuerwehr versuchen, die Unfallfolgen zu minimieren, indem eine Notkühlung aufgebaut wird. Da es sich um einen auslegungsüberschreitenden Unfall handelt, kann eine Evakuierung der Umgebung notwenig sein, um die Strahlenbelastung und das Strahlenrisiko der Bevölkerung zu reduzieren. Die Bestrahlung kann hier entweder durch das Einatmen von Radionukliden (engl. inhalation), der Kernstrahlung der radioaktiven Partikelfahne (engl. cloud shine)[B] oder durch Bodenkontamination (engl. ground shine) erfolgen. Die Nuclear Regulatory Commission hält selbst für den schlimmsten anzunehmenden Unfall einer Kernschmelze mit frühem Containmentversagen (zb α- oder β-Versagen) einen Evakuierungradius von 2-3 Meilen (ca. 4 km) für ausreichend. Weitere 10 Meilen (16 km) sollen noch in Windrichtung evakuiert werden. Die Evakuierung des Radius sollte dabei mit Beginn der Kernschmelze erfolgen, die Evakuierung in Windrichtung erst nach der Freisetzung von radioaktiven Stoffen, mit 2,5 Meilen pro Stunde vom Kraftwerk ausgehend. Die Einschätzung der NRC orientiert sich dabei an rationalen, wissenschaftlichen Kriterien, bei denen das Strahlenrisiko gegen mögliche Evakuierungsopfer und weniger schwere Unfallverläufe abgewogen wird.[24]

Kernschmelze als Unmöglichkeit

Wenn die Schmelztemperatur der Brennelemente und Kerneinbauten sehr hoch ist, und das Reaktorgefäß über eine schlechte Isolation und geringe Leistungsdichte verfügt, kann eine Kernschmelze ausgeschlossen werden. Dazu müssen sowohl die Brennelemente als auch der gesamte Reaktorkern neutronenphysikalisch und wärmetechnisch geeignet ausgelegt sein. Gasgekühlte Reaktoren mit kugelförmigen keramischen Brennelementen können die radioaktiven Spaltprodukte und Spaltstoffe bis zu einer Temperatur von 1600 °C im Störfall zurückhalten. Die Nachzerfallswärme bei diesem Reaktorsystem wird selbsttätig allein durch Wärmeleitung, Wärmestrahlung und durch Naturkonvektion aus dem Reaktor abgeführt, ohne dass unzulässige Brennstofftemperaturen auftreten. Schließlich dürfen die Brennelemente auch keinen chemischen oder mechanischen Belastungen ausgesetzt werden, welche die Rückhaltung der radioaktiven Spaltstoffe in den Brennelementen gefährden würde.[25]

TRISO-Brennstoffkugel mit Urankern und den drei Schichten

In der Praxis wird der Kernbrennstoff hier in winzigen Kügelchen mit etwa einem Millimeter Durchmesser im Brennelement verteilt; diese Kügelchen sind zum Schutz vor chemischen Angriffen und zur Rückhaltung der Spaltprodukte mit einer Schicht aus Pyrokohlenstoff (PyC), Siliziumcarbid (SiC) und Pyrokohlenstoff (PyC) bedeckt. Der Kernbrennstoff wird deshalb auch als Tristructural-isotropic (TRISO) bezeichnet. In Zusammenspiel mit dem Matrixmaterial Pyrokohlenstoff, in das die Brennstoffkügelchen eingebettet sind, ergibt sich so ein sehr widerstandsfähiger Reaktorkern. Durch die mittlere Kernleistungsdichte von nur 3-6 MW/m³ steigt die Temperatur im Kern nicht über den zulässigen Wert von 1600 °C, selbst wenn jede aktive Kühlung und das Abschaltsystem ausfällt.[C] Ein stark negativer Temperaturkoeffizient der Reaktivität sorgt unabhängig von der Wirkung der Abschaltsysteme immer für eine Abschaltung der Kettenreaktion bei ungewollten Leistungssteigerungen (nuklearer Dopplereffekt).[26] Die Nachwärme wird beim Störfall allein durch Wärmeleitung, Wärmestrahlung und freie Konvektion aus dem Kern und durch die Reflektorstrukturen an ein äußeres Flächenkühlsystem abgegeben, das den Reaktordruckbehälter umgibt. Wenn auch dieses einfache, redundant ausgeführte wassergekühlte System ausfällt, wird die Nachwärme von der Betonzelle, die den Reaktordruckbehälter umgibt, aufgenommen und dort gespeichert bzw. an die Containment-Atmosphäre abgegeben. Der Beton selbst dient als Hauptwärmesenke zur Aufnahme der Nachzerfallswärme. Die Temperatur im Kern bleibt dabei unverändert, nur die Temperatur des Betons steigt von 300°C auf 450°C an. Die Nachzerfallswärme wird in den ersten 25 Stunden vornehmlich in den keramischen Strukturen der Brennelemente und in den dickwandigen Graphitreflektoren, die den Reaktorkern umschließen, gespeichert, danach überwiegt die Wärmeabgabe über die Oberfläche des Reaktordruckbehälters an die Umgebung.[25]

Sollte es zu einem Bruch des Sicherheitsbehälters kommen, zb durch einen Flugzeugeinschlag, kann der Kern mit Sauerstoff oder brennendem Kerosin in Kontakt kommen. Brandversuche mit Kerosin wurden am Forschungszentrum Jülich (FZJ) durchgeführt. Die Grafitkugeln aus Pyrokohlenstoff wurden mit Kerosin übergossen und angezündet, wobei selbst nach einer Branddauer von mehr als einer halben Stunde keine der Grafitkugeln Feuer gefangen hatte. Die Flammen erloschen nach dem vollständigen Abbrennen des Kerosins selbständig.[27] Besteht ein direkter Kontakt des intakten Kerns mit der Umgebungsluft, läuft das Unfallszenario wie folgt ab: Zuerst kommt es in wenigen Sekunden zu einem Druckausgleich mit der Umgebung, wobei das Helium aus dem Kreislauf strömt. Da die Dichte des Heliums kleiner ist, strömt nur unterhalb der Bruchstelle das neue Gasgemisch ein, oberhalb davon bleibt die Heliumfüllung erhalten. Es kommt zu einem Aufheizen des Kerns, was die Gase im Reaktorbehälter expandieren läßt. Durch das kontinuierliche Ausströmen ist der Kern vor Korrosionsangriffen geschützt, gleichzeitig heizen sich die Strukturen auf. Die Phase dauert etwa 40 Stunden an. Danach kommt es zum „Atmen“ des Reaktors: Da die Temperatur im Kern durch die schwindende Nachzerfallswärme wieder sinkt, zieht sich das Helium zusammen, sodass Fremdgase in den Kern gesaugt werden. Die Naturkonvektion im Kern setzt ein, Luft reagiert mit dem Graphit und vergast dieses. Bei genügend Luftaustausch mit der Atmosphäre endet der Prozess mit der Vergasung aller Einbauten aus Graphit sowie der Brennelemente. Zurück bleiben alle nicht brennbaren Reaktoreinbauten, zu denen auch die millimetergroßen Brennstoffkügelchen gehören.[28] Einen Wassereinbruch in den Kern sieht die NRC weniger kritisch als ein Lufteinbruch: Bedingt durch die hohen Kerntemperaturen verdampft das Wasser sofort, wobei das Wasserdampf-Helium-Gemisch bereits beschädigte Brennstoffpartikel oxidieren kann, welche die Freisetzung von Spaltprodukten dominieren. Da die Wasser-Carbon-Reaktion endothermisch ist, wird die Reaktionsrate von der Nachzerfallswärme bestimmt. Ein Lufteinbruch ist hingegen aggressiver, da die Vergasung exotherm ist, den Pyrokohlenstoff angreift und die Kerntemperatur dadurch auf über 1600 °C steigen kann.[29][D]

In umfangreichen Testprogrammen konnte nachgewiesen werden, dass die Spaltproduktfreisetzung aus den Brennelementen unter einer simulierten Störfalltemperatur von 1600 °C für mehr als 100 Stunden vernachlässigbar klein ist.[30] Damit bleiben die Auswirkungen eines Druckverluststörfalls mit Ausfall aller aktiven Wärmeabfuhrmechanismen auf die Anlage begrenzt. Rein rational betrachtet kann so auf einen gasdichten Sicherheitsbehälter verzichtet werden, um die Wettbewerbsfähigkeit zu erhöhen.[26]

Gesundheits- und Kostenrisiken

Die Risiken eines Kernschmelzunfalls sind gesundheitlicher und ökonomischer Natur, wobei letzteres das größere Risiko ist. Entscheidend ist dabei die Menge an freigesetzten Radionukliden und deren Verteilung, welche sich von Unfall zu Unfall unterscheidet. Um hierzu Daten zu bekommen, führte 1981 das Idaho National Engineering Laboratory ein Studie durch. Dabei wurde ein nicht-radioaktiver Tracer (Schwefelhexafluorid, SF6) freigesetzt und die Ausbreitung und Luftkonzentrationen gemessen, um Ausbreitungsmodelle bei Reaktorunfällen zu evaluieren. Daraus wurde bei typischen Wetterbedingungen (6 m/s Wind) die Ausbreitung der Radionuklide berechnet, um Evakuierungsempfehlungen abzuleiten.[24]

Die Nuclear Regulatory Commission kam 2002 zu dem Schluss, dass selbst für den schlimmsten anzunehmenden Unfall einer Kernschmelze mit frühem Containmentversagen (zb α- oder β-Versagen, v-sequence) ein Evakuierungsradius von 2-3 Meilen (ca. 4 km) ausreichend sei. Weitere 10 Meilen (16 km) sollen noch in Windrichtung evakuiert werden, die restliche Bevölkerung in diesem Radius soll in Unterkünften Schutz suchen. Die Evakuierung des Radius soll dabei mit Beginn der Kernschmelze erfolgen, die Evakuierung in Windrichtung erst nach der Freisetzung von radioaktiven Stoffen, mit 2,5 Meilen pro Stunde vom Kraftwerk ausgehend. Die Einschätzung der NRC wiegt dabei das Strahlenrisiko gegen mögliche Evakuierungsopfer und weniger schwere Unfallverläufe ab. Dabei wird von einem Quellterm mit 106-107 Ci (37.000-370.000 TBq) ausgegangen.[22] Die WASH-Studie von 1975 – damals wurde noch mit einer 25-Meilen-Evakuierung in Windrichtung gerechnet – errechnete die Kosten für externe Schäden außerhalb der Nuklearanlage auf 1 Mio-$ (wären heute 4,3 Mio-$), sowie weniger als einen Toten, Verletzten und Schilddrüsenkrebsfall pro Jahr. Da 1975 jedes Jahr 55.000 Menschen in den USA an einem Verkehrsunfall starben, davon über 4000 in der Nähe eines KKWs, wurde dies von der NRC als akzeptabel angesehen.[17] Feste Grenzwerte wurden in beiden Fällen nicht vorgesehen, wobei die EPA ab 10 mSv Maßnahmen (Unterkunft, Evakuierung, etc) vorsieht.[24]

Die Ortsdosisleistung an den Stränden Guaraparis erreicht bis zu 175 mSv/a[31]

Die ökonomischen Risiken eines “GAUs”, wie der Kernschmelzunfall von Öko-Atomexperten genannt wird, hängen allein von der Regierung ab. Diese kann durch die Wahl beliebig niedriger Grenzwerte und sinnloser Maßnahmen willkürlich Kosten generieren. Der beste Beispiel hierfür ist der Unfall im Kernkraftwerk TMI-2, als der Gouverneur Dick Thornburgh aus einer Laune heraus einen 20-Meilen-Evakuierungsradius (32 km) anordnete. Allerdings interessierten sich nur wenige Menschen dafür: So zogen 39% der Einwohner weg, eine Woche später kamen aber bereits 53% der Evakuierten wieder zurück, zwei Woche später weitere 37%. Drei Wochen später waren 98% der Einwohner wieder da, ohne dass die Regierung dies empfahl.[32] Auch der Unfall in Fukushima-Dainii ist ein gutes Beispiel für diesen Unsinn, wo die Regierung 20 mSv/a als Grenzwert ausgab und gleichzeitig einen 30-km-Evakuierungsradius anordnete. Dieser niedrige Grenzwert wurde auch nach dem Unfall beibehalten, und maximiert die volkswirtschaftlichen Schäden. In der BRD ist auf dem Papier der Aufenthalt in Gebäuden vorgesehen, wenn während eines Unfalls eine Strahlendosis von 10 mSv in 7 Tagen überschritten wird. Längerfristige Evakuierungen sind nur vorgesehen, wenn vor Ort mehr als 100 mSv im Jahr erreicht werden.[33] Hätten die Japaner diese Grenzwerte angewendet, hätte ein 10 x 30 km Evakuierungsstreifen Richtung Iitate während des Unfalls völlig ausgereicht. In der restlichen 30-km-Zone hätten die Anwohner Fenster und Türen geschlossen gehalten. Heute könnte die Gegend um das Kraftwerk bis auf kleinere „Hot Spots“ wieder problemlos bewohnt werden, da die Ortsdosisleistung dort unter 100 mSv/a liegt.

Es gibt es zahllose Orte auf der Welt, in denen die natürliche Hintergrundstrahlung um 100 mSv/a liegt ohne dass dort erhöhte Raten von Krebs oder anderen Erkrankungen feststellbar wären, zb im brasilianischen Urlaubsort Guarapari mit über 100.000 Einwohnern.[34] Auch wurde in den 1990ern im indischen Karunagappally eine Kohortenstudie unter den 385.103 Einwohnern durchgeführt, und 173.067 ausgewählt. Dann wurden 69.958 Einwohner mit einer besonders hohen Strahlenbelastung von bis zu 70 mGy/a für 10,5 Jahre beobachtet, ob die natürliche Hintergrundstrahlung die Krebsrate erhöht. Bis 2005 liefen 1379 Krebsfälle und 30 Leukämien an, ohne das ein höheres Krebsrisiko als bei weniger belasteten Personen feststellbar war.[35]

Diese Studien stützen die UNSCEAR-Untersuchungen, wonach der Reaktorunfall von Tschernobyl 28 Menschen unmittelbar das Leben kostete, und weitere 19 zwischen 1986 und 2005 nachweislich an den gesundheitlichen Auswirkungen des Unfalls starben. Das größte Problem war hier nicht die Hintergrundstrahlung, sondern die Verbreitung von Radioiod, was bis 2005 zu 6848 Fällen von Schilddrüsenkrebs führte. Diese Art von Krebs gilt als gut behandelbar und verläuft in den allermeisten Fällen nicht tödlich, sodass bis 2005 nur 15 Krebsopfer zu beklagen waren. Neben den wirtschaftlichen und gesundheitlichen Folgen entstand der größte Schaden durch die enormen seelischen und sozialen Belastungen der Bevölkerung im Umkreis von Tschernobyl. Mehr als 300.000 Menschen wurden umgesiedelt, Millionen leben in Furcht vor Strahlenschäden oder leiden unter psychischen und psychosomatischen Störungen bis hin zum Suizid. Die von den Ökologisten geschürte Strahlenangst fordert ihren Tribut.[36]

Liste von Kernschmelzen

Die folgende Liste führt (fast) alle unbeabsichtigten Kernschmelzen auf, die sich seit der Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung ab dem 20. Dezember 1951 ereignet haben. Dabei handelt es sich fast immer um partielle Kernschmelzen. Die vollständige Zerstörung eines Reaktorkerns ist sehr unwahrscheinlich, da die Werksfeuerwehr und Betriebsmannschaft bei einem Unfall Gegenmaßnahmen ergreifen werden, um eine Noteinspeisung aufzubauen. Betrachtet man alle aufgeführten Fälle von 1951 bis heute (2016), so findet etwa alle 2,3 Jahre eine (partielle) Kernschmelze statt. Werden die „grünen“ Unfälle weggelassen bei denen nur wenige Brennelemente beschädigt wurden, liegt die Häufigkeit bei etwa 4,3 Jahren. Die Häufigkeit von Unfällen mit signifikanter Freisetzung von Radionukliden liegt etwa gleich hoch. „Rote“ Unfälle mit großen Kernschäden, bei denen 50% oder mehr des Kerns zerstört wurden sind seltener, aber mit etwa sieben Jahren noch relativ häufig.

Reaktorblock Reaktortyp Datum Unfallbeschreibung Freigesetzte Aktivität
Reaktor A („Anuschka“) LWGR 20.06.1948 Zerstörung eines Brennelements in Kanal 17-20 aufgrund von Wassermangel im Kanal. Der Brennstoff verschmolz mit umliegenden Graphit. Da das Ausfräsen aus dem Reaktor eine Beschädigung des Moderators verursacht wurde, hatte man den Reaktor auf Anweisung Igor Kurtschatows unter Volllast gefahren und den einzelnen Kanal auf Überlast gefahren, um den Brennstoff aus dem Reaktor auszuschmelzen, was nicht gelang. Der Reaktor wurde daraufhin trotzdem weiterbetrieben ohne Kühlung des entsprechenden Kanals, sodass über die Gesamtlaufzeit eine erhöhte Aktivität über die Gebäudeabluft wegen des Kanals abgegeben wurde.[37] unbekannt, eher gering
NRX PHWR 12.12.1952 Während eines Tests wurde durch Fehlbedienungen und eines Missverständnisses zwischen Operator und Bedienpersonal eine Leistungsexkursion herbeigeführt.[E] Die Reaktorleistung stieg in wenigen Sekunden auf 80 MW, was 800% der normalen Leistung entspricht. Da das schwere Wasser aus der Calandria abgelassen wurde konnte die Leistungsexkursion gestoppt werden, allerdings wurde der Reaktorkern durch eine partielle Kernschmelze zerstört, und eine Knallgasexplosion zerstörte das Reaktorgefäß. Während des Unfalls wurden gasförmige Spaltprodukte in die Atmosphäre abgeblasen, später wurde das kontaminierte schwere Wasser in eine Sickergrube gepumpt. 500 TBq[F]
EBR-I SFR 29.11.1955 Bei einem Versuchsprogramm, in dem das Verhalten des Reaktors auf veränderliche Natriumflüsse getestet wurde, überhitzte der Kern. Mehr als die Hälfte des Reaktorkerns schmolz zusammen.[38] unbekannt
Windscale-1 GCR 10.10.1957 Irgendwann vor dem 10. Oktober entzündete sich das Graphit im Reaktor, dessen nukleare Wärme durch ein Gebläse abgeführt wurde. Dieses saugte Umgebungsluft an, welche durch den Kern, und dann durch einen Filter geführt wurde, bevor sie schließlich über einen Kamin an die Umwelt abgegeben wurde. Durch diese Konstruktion wurde der Kernbrand bei steigender Kühlleistung weiter angeheizt, da stets frischer Sauerstoff zugeführt wurde. Nachdem Löschversuche mit Wasser und CO2 nicht erfolgreich waren, wurde die Kühlung abgestellt, was zusammen mit einer steten Wasserzufuhr die Flammen erstickte. 12.762 TBq[39][G]
SRE SFR Juli 1959 Tetralin, eine ölähnliche Flüssigkeit, gelangte in den Natriumkreislauf. Dort zersetzte es sich und bildete kleine Klumpen. Dadurch war die Wärmeleitung im Reaktor unregelmäßig und stark beeinträchtigt. Dies behinderte die Kühlung von insgesamt 13 Brennelementen, wodurch diese beschädigt wurden. Höchstwahrscheinlich kam es auch zum teilweisen Sieden des Kühlmittels. Die Schmelztemperatur des als Brennstoff verwendeten metallischen Urans wurde jedoch nicht erreicht, nur die Brennstabummantelung begann in einen flüssigen Zustand überzugehen.[40][41] keine[42][H]
SL-1 SWR 03.01.1961 Drei Personen befanden sich in der Anlage, die den Reaktor für den nächsten Tag betriebsbereit machen sollten, indem unter anderem die Steuerstäbe mit ihren Antrieben verbunden wurden. Der Hauptsteuerstab in der Mitte des Reaktors wurde aber zu weit herausgezogen, sodass dieser prompt kritisch wurde. Die Leistung stieg innerhalb von 4 Millisekunden von 3 MW (Normalbetrieb) auf 20.000 MW an, das Wasser verdampfte schlagartig und die Dampfexplosion zerstörte den Reaktor.[43][44] 44 TBq[43][I]
SNAP-8 ER SFR 1964 Der Reaktor war weltraumtauglich, und wurde am Santa Susana Field Laboratory gebaut und erprobt. Der Reaktor wurde mit hochangereichertem Zirkonium-Hydrid-Brennstoff betrieben, und durch eine eutektische NaK-Legierung gekühlt. Vermutlich durch einen Auslegungsfehler schmolzen im Laufe der Monate 80% des Kerns zusammen.[45] gering[46]
Belojarsk-1&2 AMB-100/200 1964 bis 1974 Regelmäßige Zerstörung von Brennelementen in den Überhitzerkanälen[47] gering[47]
Enrico Fermi-1 SFR 05.10.1966 Eine Zirkoniumplatte am Boden des Kerns löste sich und blockierte den Natriumfluss in Brennelemente, woraufhin zwei schmolzen. Nach einer Reaktorschnellabschaltung kam die Kettenreaktion zum Erliegen, und die Kernschmelze stoppte. Der Reaktor wurde repariert und ging drei Jahre und neun Monate später wieder ans Netz. 1972 wurde die Anlage vom Betreiber stillgelegt.[48] gering[48]
Chapelcross-2 Magnox Mai 1967 Graphitbruchstücke blockierten den Kühlgasfluss durch ein Brennelement, welches daraufhin überhitzte und schmolz. Teile des Kerns wurden kontaminiert, sodass die Anlage erst 1969 wieder ans Netz gehen konnte.[49][50] unbekannt
SNAP-8 DR SFR 1969 Fast identischer Reaktor zum SNAP-8 ER. Wieder schmolz der Kern im Laufe der Monate zusammen, diesmal etwa ein Drittel.[51] gering[46]
Lucens HWGCR 21.01.1969 Während eines Stillstandes lief Wasser über eine defekte Gebläse-Dichtung in den Kühlkreis des Reaktors. Die aus Magnesium bestehenden Brennstab-Umhüllungsrohre korrodierten. Als der Reaktor im Januar 1969 wieder in Betrieb genommen wurde, behinderten die Korrosionsprodukte die Kühlung. Der Brennstoff überhitzte und mehrere Brennstäbe schmolzen. Ein ganzes Bündel Brennstäbe geriet in Brand und brachte den Moderatortank zum Bersten. Kohlendioxid (Kühlmittel) und schweres Wasser (Moderator) traten in die Reaktorkaverne aus. Da die erhöhte Radioaktivität bereits etwas früher gemessen wurde, konnte die Anlage evakuiert und die Kaverne isoliert werden. Es wurde eine grössere Menge Radionuklide in die Reaktorkaverne freigesetzt, zudem entwichen radioaktive Gase in die Umwelt. 4,3 TBq [J][52]
Saint Laurent-A1 UNGG 17.10.1969 Während des Volllastbetriebs sollte ein Brennstoffkanal entladen und mit einem neuen Brennelement beladen werden. Während des Entladevorgangs stoppte die Maschine plötzlich. Der Operator deaktivierte daher das automatische System und fuhr mit dem Entladen des Brennelements auf manuellem Wege mit der Maschine fort. Allerdings zog er nicht das Brennelement heraus, sondern reduzierte den Gasdurchfluss des Kanals, woraufhin die Wärmeabfuhr für das Brennelement verschlechtert wurde. Daraufhin schmolzen rund 50 Kilo des Brennelements und traten aus dem Kanal aus. Aufgrund des Lecks an dem Kanal wurde der Reaktor automatisch abgeschaltet.[53] gering[53]
Reaktor OK-190M PHWR 1975 Zerstörung eines Brennelements in Kanal, der für den Wechsel in Überlast gefahren wurde. Nachdem sich das Brennelement während des Ladevorgangs im Kanal verhängte, begann dieses zu schmelzen. Zurückzuführen war dieser Zwischenfall auf einen Konstruktionsfehler der Brennelemente, die während des Betriebs sich zu stark ausdehnten. Diese wurden danach neu konstruiert und das Fertigungsverfahren umgestellt.[37] unbekannt
C-Reaktor HWR 1970 Zerstörung mehrerer Brennelemente. Drei mal hintereinander versuchten die Operatoren die Anlage anzufahren, die sich aufgrund zu geringen Kühlmitteldurchsatzes immer wieder selbst abschaltete. Dabei schmolzen mehrere Brennelemente da der Reaktor überhitzte.[54] unbekannt
Leningrad-1 RBMK-1000 30.11.1975 Durch eine schnell abbauende Xenonvergiftung erreichten die Brennelemente auf 1 Zentimeter Länge anstatt nur 80 Watt Leistung rund 900 Watt, was die Auslegung des Brennstoffs überschritt und dieser daher anfing seine Integrität zu verlieren. Während der Abschaltung stieg die Reaktorleistung aufgrund der Graphitverdränger an den Steuerstäben stark an. Die Folge war, dass sich am Kanal 13-33 ein starkes Neutronenfeld mit hoher Energiedichte bildete und die Brennelemente überhitzten und daher anschmolzen.[55] > 55.500 TBq[56]
Belojarsk-2 AMB-200 1977 Zerstörung von rund 50 % der Brennelemente im Kern,[47] möglicherweise aufgrund von erhöhten Temperaturparametern des Kühlmittels infolge einer Systemmodifikation mit modernerer Entgasung.[57] unbekannt[47][K]
Bohunice-A1 KS-150 22.02.1977 Beim Laden eines neuen Brennelementes wurde vergessen die Schutzschicht gegen Feuchtigkeit aus Kieselsäure zu entfernen und diese in den Reaktor geladen. Dabei kam es zur einer schlechteren Wärmeabfuhr durch das CO2-Gas und zur Überhitzung mit Anschmelzen des Brennelements, sowie einem Leck an der Druckröhre, weshalb schweres Wasser aus dem Druckbehälter in den Gaskreislauf eindrang.[58] Der Block wurde danach nicht mehr repariert, vornehmlich weil Bohunice V1 und V2 bereits im Bau waren und die Entwicklung des KS-150 nicht mehr fortgeführt wurde. keine
Hinkley Point B-2 AGR 19.11.1978 Ein Brennelement sollte aus einer der Kanäle ausgeladen werden. Nachdem es drei Meter entfernt wurde verklemmte es sich im Kanal. Die Winde der Lademaschine stellte sich daraufhin ab. Später konnte durch Überlastung der Winde im Tippbetrieb das Brennelement ohne Probleme entnommen werden. Eine Begutachtung des Brennelements ergab, dass sich Graphitrückstände daran befanden und das dritte, vierte und fünfte Brennelementbündel stark beschädigt und angeschmolzen waren. Grund für die Schäden war ein Effekt beim Laden der Brennelemente, bei dem der Kanal normalerweise mit Überlast gefahren wird. Dabei kommt es zu einem thermischen Schlag, wenn das Gas über das Brennelement strömt. Als Folge durften die AGR nicht mehr unter Überlast die Kanäle beladen und während des Betriebs keine Volllast mehr fahren.[59] keine
Three Mile Island-2 B&W-177 L-loop 28.03.1979 An diesem Tag kam es zu mehreren Zwischenfällen, die zu einem Ausfall des Sekundärkreislaufs führten. Im Normalfall sollte ein externes Kühlwassersystem die Kühlung des Reaktors sicherstellen, allerdings war dessen Funktion gestört. Daraufhin kam es zu einem Abschalten der Turbine und des Reaktors. Es folgte ein Druckanstieg im Primärkreislauf, der zu einem Fluten des Druckhalters führte. Das Druckventil des Druckhalters versuchte durch öffnen den Druck abzubauen. Dadurch wurde Dampf in einen im Containment gelegenen Tank abgeblasen; das Ventil lies sich aber nicht wieder schließen. Der Druck sank soweit, dass eine zusätzliche Kühlwasserpumpe automatisch startete. Allerdings wurde dieses Startsignal von den Operateuren unterdrückt, da sie eine Zerstörung des Reaktors befürchteten. Durch weitere Fehlentscheidungen kam es zur Kernschmelze.[60] 1591 TBq[61][L]
Tschernobyl-1 RBMK-1000 09.09.1982 Zerstörung eines einzelnen Brennelementes in Kanal 62-44 mit Ausspülen von Brennstoffpartikeln in die hermetische Box. Grund war Materialversagen der Druckröhre.[62] 0,7-1,5 TBq[62]
Tschernobyl-1 RBMK-1000 21.02.1983 Zerstörung eines einzelnen Brennelementes in Kanal 21-56 während dem Anfahren nach der Reparatur aufgrund der vorherigen partiellen Kernschmelze. Beschädigungen traten dabei auch an Kanal 46-18 und 63-54 auf. Grund war Materialversagen der Druckröhre.[63] unbekannt[63]
K-431 2 × WM-A 10.08.1985 Das U-Boot wurde mit neuem Brennstoff beladen und der Reaktor wieder geschlossen, der Deckel aber nicht richtig aufgesetzt. Man hob den Decken daher noch einmal an, allerdings mit ihm zusammen die Steuerstäbe. Die Steuerstäbe wurden zu schnell aus dem Reaktor gezogen und der Reaktor wurde prompt kritisch. Dies führte zu einer Dampfexplosion und zur Zerstörung der Druckhülle und des Reaktors. Die Brennelemente schmolzen, und wurden bei der Explosion im Umkreis von 50 bis 100 Metern in das Wasser geschleudert. Das U-Boot wurde 1987 abgeschrieben. 259.000 TBq[64][M]
Tschernobyl-4 RBMK-1000 26.04.1986 Ursprünglich sollte das Kernnotkühlsystem in einem Versuchsprogramm getestet werden. Wegen Lastanforderungen des Lastverteilers Kiew musste der Versuch jedoch verschoben werden, wobei der Reaktor in einen unzulässigen Bereich fuhr, was aufgrund von diversen Bedienungsfehlern zu einem Leistungsabfall führte. Aufgrund der Entscheidung des führenden Personals wurden die Bedingungen für den Versuch abgeändert und mit abweichenden Parametern zu den Vorgaben vorgenommen. Aufgrund eines Konstruktionsfehlers des RBMK selbst (positiver Voidkoeffizient) und wegen der Missachtung der Vorgaben kam es um 1:23:40 Uhr am 26. April zur einer ersten Explosion im Reaktor und um 1:24:00 Uhr zur vollständigen Zerstörung des Reaktors.[65] ~11.000.000 TBq[66]
Belojarsk-3 BN-600 21.01.1987 Aufgrund eines unkontrollierten Temperaturanstiegs kam es zu einer Beschädigung mehrerer Hüllrohre an den Brennelementen.[67] ~3700 TBq[67]
Atucha-1 KWU PHWR 02.08.1988 Der Block fuhr unter Volllast, als die Reaktorleistung sankt und in der Folge der Druck abfiel. Der Reaktor schaltete sich automatisch ab und wurde in den unterkritischen Heißzustand abgefahren. Am 13. August sollte der Block wieder mit 70 % Leistung ans Netz gehen, allerdings kam es beim Erreichen der Kritikalität erneut zu einem Druckabfall sowie zur einer Erhöhung der Aktivität im Primärkreislauf. Da es Hinweise durch das Neutronenfeld gab, dass ein bestimmter Kanal beschädigt sein könnte, wurde der Block am 15. August zur Inspektion abgeschaltet. Man stellte dabei fest, dass der Kanal beschädigt wurde und der Brennstoff angeschmolzen war, sowie der angrenzende Kanal aus Zircalloy-4 ebenfalls teilweise geschmolzen, das Brennelement selbst aber intakt war. Brennstoffragmente, Hüllrohrfragmente und Kanalfragmente beschädigten den torusförmigen Verteiler im Reaktor, den Moderatortank und pappten sich im Reaktordruckbehälter unten festen, beschädigten ihn sogar leicht.[68] keine
Bruce-4 CANDU-750A 23.01.1990 Beim Brennstoffwechsel im Volllastbetrieb begann sich die computergesteuerte Lademaschine während sie mit einen der Kanäle verbunden war zu neigen. Im Kontrollraum des Blocks wurde registriert, dass schweres Wasser aus dem Primärkreislauf in das Reaktorgebäude austrat, was auf einen Bruch der Druckröhre hinwies, bzw. in diesem Fall verursacht durch die offenen Druckröhre wegen der verschobenen Lademaschine. Der Block wurde abgeschaltet. Infolge steigender Strahlenwerte durch radioaktives Tritium wurde die Belüftung abgeschaltet und das Ventil zum Vakuumgebäude geöffnet, um den Unfall zu lokalisieren. Durch das Abkühlen des Blocks und der Druckentlastung konnte die Menge an austretenden schweren Wasser aus der Calandria von 1400 Kilo pro Stunde auf 10 bis 18 Kilo pro Stunde gesenkt werden. Während der Störung wurden die 13 Brennelemente in dem Kanal zerstört und schmolzen an, sowie vier weitere Brennelemente in der Lademaschine.[69] keine[69]
Leningrad-3 RBMK-1000 24.03.1992 Ein defektes Ventil blockierte den Wasserzufluss zu Kanal 52-16, das Brennelement überhitzte und schmolz. Aufgrund einer Beschädigung der Filtermembrane des Kondensationsturms wurden mehr radioaktive Stoffe als vorgesehen freigesetzt.[70] 148 TBq[70][N]
Fukushima-Daiichi-1-3 BWR-3/4 11.03.2011 Durch das Tōhoku-Erdbeben nahe der Stadt Sendai mit einer Magnitude von 9,0 auf der Richterskala schalteten sich die Reaktoren 1 bis 3 automatisch ab. Die Reaktoren 4 bis 6 waren zu der Zeit aufgrund von Routineinspektionen abgeschaltet. Sechs Minuten nach dem Erdbeben traf ein Tsunami auf die Anlage und zerstörte die Schaltanlage für die externe elektrische Versorgung der Anlage, sowie die Dieselgeneratoren. Durch die fehlende Wärmeabfuhr und eine verzögerte Noteinspeisung kam es in den Blöcken 1-3 zu Kernschmelzen, sowie zu Wasserstoffexplosionen in den Brennelementebühnen der Blöcke 1, 3 und 4 mit anschließender Freisetzung von radioaktiven Partikeln.[14] 630.000 TBq[71][O]

Weblinks

Anhang

A. - Konkret wird angeführt, dass bei Versuchen mit geschmolzenen Reaktorkernen nur in zwei Fällen eine Dampfexplosion bei 0,1 MPa mit unterkühltem Wasser erzeugt werden konnte, und auch nur, nachdem aktiv nachgeholfen wurde. Im Gegenzug verursachten Eisen-Aluminium-Thermitschmelzen und flüssiges Eisen als Kernsimulanten häufiger Dampfexplosionen, über ein weites Schmelze-zu-Wasser-Verhältnis und ohne aktives eingreifen. Da zur Zerstörung des Reaktordruckbehälters 1-1,5 GJ notwendig sind, was auch bei kleinen Wasser- und Schmelzemengen erreicht werden kann, ist dieses Szenario aber energetisch plausibel.
B. - Im Grünsprech als „Radioaktive Wolke“ bezeichnet. Die Strahlenbelastung durch die Partikelfahne nimmt ungefähr exponentiell ab, je weiter man sich vom Reaktor entfernt.
C. - Der Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR-300 war mit 750 MWth zu groß konstruiert. Bei Ausfall der aktiven Kühlung hätte sich erst bei 2500 °C ein thermisches Gleichgewicht ausgebildet. Bei diesen hohen Temperaturen versagen die Brennstoffpartikel, welche bei THTR ohnehin nur BISO (dh zweifach mit PyC beschichtet, aber ohne SiC) waren. Die Zurückhaltung von Spaltprodukten bei einem Kernaufheizstörfall war deshalb relativ schlecht.
D. - Durch den Wassereinbruch erhöht sich die Reaktivität des Kerns. Dabei steigt die Reaktivität mit zunehmender Wassermenge in Kreislauf an, um nach einem Maximum wieder zu fallen. Durch geschicktes Kerndesign kann der überkritische Bereich so gelegt werden, dass er nur von kurzer Dauer ist, und der integrale Voideffekt, im Gegensatz zum positiven Void beim RBMK, hier negativ ist. Findet keine Optimierung des Kerndesigns gegen einen Wassereinbruch statt, so müsste eine Gleichgewichtstemperatur von etwa 4000 K (3727 °C) mit LEU erreicht werden, damit der nukleare Dopplereffekt den Reaktivitätsanstieg kompensieren kann.
E. - Der Reaktor besaß einen positiven Voidkoeffizienten
F. - 100 TBq Gase, 400 TBq kontaminiertes Wasser
G. - 12000 TBq Xenon-133, 740 TBq Iod-131 und 22 TBq Caesium-137
H. - Die radioaktiven Gase wurden in Tanks geleitet, wo sie abklingen konnten. Anschließend wurde sie mit Luft vermengt und in die Atmosphäre entlassen.
I. - 3 Terabecquerel Iod-131 sowie 41 Terabecquerel an Spaltprodukten
J. - 4300 GBq radioaktive Edelgase und 27,3 MBq radioaktive Spaltgase
K. - Die sowjetische Seite ging nicht näher auf den Grund ein. Die Reparatur erfolgte unter sehr hoher Strahlenbelastung, die zu sehr hohen Strahlendosen bei den ausführenden Arbeitern führte.
L. - Die radioaktiven Gase wurden erst im Juli 1980 durch Abblasung (engl. venting) aus dem Containment entfernt, und bestanden ausschließlich aus Krypton-85 mit einer Halbwertszeit von 10 Jahren. Manche Autoren geben noch etwa 0,5 TBq Iod-131 an, was von der NRC aber nicht bestätigt wird. Da Iod-131 eine Halbwertszeit von 8 Tagen besitzt, war es im Juli 1980 nach 16 Monaten längst verschwunden.
M. - 2 Megacurie (74.000 TBq) Edelgase und 5 Megacurie (185.000 TBq) Spaltprodukte
N. - 0,18 Curie (0,0066 TBq) Jod-131 und 4000 Curie (148 TBq) andere Spaltgase
O. - Schwankt je nach Veröffentlichung, da nicht jedes Atom vor dem Verlassen des Reaktors gezählt wurde.

Einzelnachweise

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  6. IRSN: Second PHEBUS FP test: FPT-3, abgerufen am 20. März 2013
  7. IRSN: Third PHEBUS FP test: FPT-3, abgerufen am 20. März 2013
  8. IRSN: Fourth PHEBUS FP test: FPT-3, abgerufen am 20. März 2013
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