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Störfall im AKW Grohnde

Bei Tests stellte sich heraus, dass das gesamte Hochdruck - Notkühlsystem nicht einsatzfähig war. Das Auftreten eines kleinen Lecks im primären Kühlkreislauf hätte in dieser Situation mit hoher Wahrscheinlichkeit zur Kernschmelze geführt. (Quelle: Greenpeace)

Störfall im AKW Stade

Durch einen elektronischen Fehler schlossen Ventile in allen Hauptdampfleitungen. Durch den erfolglosen Versuch sie durch Operateure zu öffnen, entstand eine Druckwelle in den Dampfleitungen. Es kam nicht zum Bruch der Leitungen (dies hätte eine Kernschmelze verursachen können). (Quelle: Greenpeace)

Tepco räumt weitere Kernschmelzen ein

Die Betreiberfirma Tepco des havarierten Kraftwerks Fukushima 1 räumte am 24. Mai 2011 ein, dass es infolge des schweren Erdbebens am 11. März 2011 auch in den Reaktoren 2 und 3 "sehr wahrscheinlich" zu Kernschmelzen gekommen sei. Bislang war nur von einer Kernschmelze in Reaktor 1 die Rede gewesen.

Studie: Der nukleare GAU ist wahrscheinlicher als gedacht

Katastrophale nukleare Unfälle wie die Kernschmelzen in Tschernobyl und Fukushima sind häufiger zu erwarten als bislang angenommen. Wissenschaftler des Max-Planck-Instituts für Chemie in Mainz haben anhand der bisherigen Laufzeiten aller zivilen Kernreaktoren weltweit und der aufgetretenen Kernschmelzen errechnet, dass solche Ereignisse im momentanen Kraftwerksbestand etwa einmal in 10 bis 20 Jahren auftreten können und damit 200 mal häufiger sind als in der Vergangenheit geschätzt. Zudem ermittelten die Forscher, dass die Hälfte des radioaktiven Cäsium-137 bei einem solchen größten anzunehmenden Unfall mehr als 1.000 Kilometer weit transportiert würde. Die Ergebnissen zeigen, dass Westeuropa – inklusive Deutschland – wahrscheinlich einmal in etwa 50 Jahren mit mehr als 40 Kilobecquerel radioaktivem Cäsium-137 pro Quadratmeter belastet wird. Die Studie wurde am 12. Mai 2012 in Atmos. Chem. Phys. veröffentlicht.

Japanische Regierung räumt Kernschmelze im Kernkraftwerk Fukushima I ein

Am 27. März 2011 räumte die japanische Regierung erstmals ein, dass es im havarierten Atomkraftwerk Fukushima I bereits zu einer Kernschmelze gekommen ist. Die hohe Strahlenbelastung im Wasser des Reaktor 2 des Kraftwerks sei darauf zurückzuführen, dass Brennstäbe zum Teil geschmolzen seien und das hoch belastete Material mit Kühlwasser in Berührung gekommen sei, sagte Regierungssprecher Yukio Edano.

Die Katastrophe im Kernkraftwerk Fukushima nach dem Seebeben vom 11. März 2011 : Beschreibung und Bewertung von Ablauf und Ursachen

Der vorliegende Bericht setzt sich ausführlich mit dem TŌHOKU-CHIHOU-TAIHEIYOU-OKI Erdbeben vom 11. März 2011 und dem dadurch ausgelösten Unfallgeschehen im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi auseinander. Er beschäftigt sich auf der Grundlage des Berichts der japanischen Regierung an die Internationale Atomenergieagentur (IAEA) sowie einer Vielzahl weiterer Quellen ausführlich mit den Unfallabläufen, den Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung, der sicherheitstechnischen Auslegung der Anlage und den Maßnahmen zur langfristigen Eingrenzung der Unfallfolgen. Ergänzend wird auf die Auswirkungen der Freisetzungen für die Umgebung der Anlage sowie auf Aspekte des Sicherheitsmanagements und der Sicherheitskultur eingegangen. Der Bericht gibt erste Antworten auf die Fragen, warum es nach dem Seebeben und dem dadurch ausgelösten Tsunami zu der Katastrophe im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi gekommen ist, wie die Abläufe bis zu den Kernschmelzen und den Zerstörungen der Blöcke 1 - 4 zu erklären sind und was dabei noch nicht abschließend geklärt werden kann, welche Schwächen und Fehler in der Auslegung der Anlage und im regulatorischen System dazu wesentlich beigetragen haben und was zu den Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre und ins Meer gesagt werden kann. // ABSTRACT // This report discusses the TŌHOKU-CHIHOU-TAIHEIYOU-OKI earthquake of March 11, 2011 and the resulting nuclear accident in the Fukushima Dai-ichi nuclear power station. Based on the report of the Japanese government to the International Atomic Energy Agency (IAEA) and on numerous additional sources it examines in considerable detail the accident progression, the emission of radioactive material to the environment, the technical design basis of the plants and the measures taken to mitigate the consequences of the accident. In addition it covers the radiological consequences for the vicinity of the station and aspects of safety management and safety culture. The report provides answers as to why the nuclear catastrophe following the earthquake and ensuing tsunami in the Fukushima Dai-ichi nuclear power station could occur, how the accident progression to core melting and destructions in units 1 - 4 can be explained and what cannot be explained yet, which weaknesses and failures in the design of the plant and within the regulatory system contributed significantly to the accident and which information can be provided on the emission of radioactive material to the atmosphere and to the ocean.

Erhöhung der Zuverlässigkeit der RODOS-Ergebnisse für eine SWR-Anlage : Vorhaben 3606S04503 ; Auftrags-Nr.: 854685

Entscheidungshilfesysteme wie z. B. RODOS haben zum Ziel, die zuständigen Behörden im Falle eines Ereignisses in einer kerntechnischen Anlage mit Aussagen zu den möglichen radiologischen Auswirkungen einer Freisetzung radioaktiver Stoffe zu unterstützen. Als Grundlage hierfür ist u. a. auch die prognostische Abschätzung von Menge, Zusammensetzung und Zeitpunkt der Freisetzung aus der Anlage („Quellterm“)in der so genannten „Vorfreisetzungsphase“ von hoher Relevanz. Im Rahmen vorhergehender Vorhaben wurden Quelltermabschätzungsmodule entwickelt und für DWR exemplarisch angewendet. Ende des Jahres 2005 ist von der GRS eine PSA der Stufe 2 für eine Anlage vom Typ SWR-69 fertiggestellt worden. Auf dieser Basis werden verbesserte Versionen der Quelltermabschätzungsmodule QPRO (probabilistisch) und ASTRID (deterministisch) für einen SWR erstellt und bei einer Notfallübung in einer SWR-Referenzanlage erprobt. Die Weiterentwicklung von QPRO betrifft insbesondere die Struktur des Netzwerkes und die vorausberechneten Quellterme. Die Arbeiten zur Anpassung von ASTRID an einen SWR beziehen sich schwerpunktmäßig auf die Erstellung des Datensatzes für den Kühlkreislauf und den Sicherheitsbehälter. Bei der Notfallübung hat sich die Handhabbarkeit von QPRO, aber auch von ASTRID erwiesen. Ferner sind die ersten Phasen des Unfallablaufes gut erkannt worden. Das Übungsszenario entwickelte sich jedoch zu einem sehr unwahrscheinlichen Ablauf mit teilweisem Kernschmelzen, und die Reaktorgebäudelüftung wurde genau zu einem entscheidenden Zeitpunkt abgeschaltet. Deshalb weichen die prognostizierten Quellterme letztlich vom Szenario ab. Ausgehend von den Erfahrungen bei der Entwicklung und Anwendung von QPRO und ASTRID werden Empfehlungen für die zukünftige weitere Erhöhung der Zuverlässigkeit der Quelltermprognose für RODOS gegeben. Generell ist festzustellen, dass der erreichte Entwicklungsstand von QPRO und ASTRID gegenüber den derzeit noch üblichen Quelltermprognosemethoden deutlich fortgeschritten ist. Es empfiehlt sich daher, anlagenspezifische Versionen dieser Programme zu erstellen und zu nutzen.

Measurements of fission products in the experiments mol 7C/6 and mol 7C/7

Das Projekt "Measurements of fission products in the experiments mol 7C/6 and mol 7C/7" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt durchgeführt. Objective: During core melt-down accidents, significant fractions of the fission product inventory can be released from the molten fuel to the sodium, and subsequent to vessel failure; a further release of fission products from the evaporating sodium-pool to the atmosphere will occur. The physical processes which occur in the mol 7c experiments, melting of the fuel in presence of sodium, being comparable with a real accident, interesting and important information can be obtained with respect to the source term problem of core melt-down accidents. Measurement of the activity concentration of the different fission products in the sodium and relating it to the mass of disrupted and molten fuel could provide nuclide-specific transfer factors. The unique features offered by the mol 7c experiments (release of radio nuclides from genuine molten LMFBR fuel through sodium vapour and liquid) can be fully utilized with the addition of a fission products measuring device, without interfering with the main objective of the experiment. General information: the upper part of the sodium circuit of the mol 7c in-pile section extends above the reactor top cover. So, fission product activity measurements can be made in front of the expansion tank which forms the upper part of the mol 7c loop. Activity measurements are made with a ge-li detector incorporated in an under water measuring device. This device has been conceived and used for the scanning of LWR fuel elements in the reactor pool. Between the detector and the mol 7c loop a collimator tube is installed. In front of the detector the lead shield around the upper part of the mol 7c loop is provided with a window. A preliminary evaluation of the detection limits of the fission products under theses circumstances gives the following results: - isotopes considered in the evaluation: 18 - isotopes easy to be measured: 8 sr91, i131, i133, ru103, ru105, te132, i134, i135 - isotopes detectable: 6 zr95, y92, y 93, zr97, ba140, nd149 - isotopes not detectable or with interference: 4 y91, te127m, ce144, nd147. The fabrication of the measuring device is in progress and it is scheduled to be available when the mol 7c/6 experiment is being carried out.

Teilprojekt E: Verbesserung des Lower Head-Modelles für Melcor und Melcor-Rechnungen zu Fukushima

Das Projekt "Teilprojekt E: Verbesserung des Lower Head-Modelles für Melcor und Melcor-Rechnungen zu Fukushima" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Institut für Kern- und Energietechnik (IKET) durchgeführt. Vorhabenziel: Die im ersten Teilprojekt (TPE-AP1) erzielten Ergebnisse dienen dazu, MELCOR weiter zu qualifizieren, konkret die Modellierung einer Kernschmelze im unteren Plenum. Weiterhin wird ein Nachwuchswissenschaftlers auf dem Gebiet der Sicherheitsforschung qualifiziert. Im zweiten Teilprojekt (TPE-AP2) wird ein MELCOR-Datensatz des KKW Fukushima erstellt und in Abstimmung mit RUB Szenarien gerechnet, um den Hergang des Fukushima-Unfalles besser zu verstehen. Arbeitsplanung: TPE-AP1 wird überwiegend im Rahmen einer Promotion abgearbeitet. Im ersten Jahr des Projektes begleitet ein Wissenschaftler das Projekt, um notwendige Vorarbeiten, um die eigentliche Kopplung des Modelles an MELCOR zu gewährleisten. Danach führt der Doktorrand die Arbeiten weitestgehend selbstständig weiter. In TPE-AP2 wird ab dem zweiten Jahr der Datensatz erstellt, im dritten Jahr werden die Szenarien gerechnet werden.

Modellentwicklung zu Vorgängen im Containment für das GRS-Codesystem AC2 (ATHLET / CD / COCOSYS)

Das Projekt "Modellentwicklung zu Vorgängen im Containment für das GRS-Codesystem AC2 (ATHLET / CD / COCOSYS)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Im GRS-Codesystem AC2 werden Analysen zu Stör- oder Unfallabläufen in KKW zukünftig auf der Basis der nachfolgend genannten, gekoppelten Codes ermöglicht: 1) COCOSYS (Containment Code System) als detailliertes Analysewerkzeug für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter (Containment); 2) ATHLET für die Vorgänge und Zustände im RDB bzw. im Primär- und Sekundärkühlkreislauf und 3) ATHLET-CD für die Phänomene bzw. für den Verlauf der Kernzerstörung im Reaktorkern bis hin zum Versagen des RDB und dem nachfolgenden Schmelzeaustrag ins Containment. Ziel dieses Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Aktualisierung der Modelle für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter in COCOSYS sowie die Arbeiten zur endgültigen Gestaltung der Kopplung zwischen COCOSYS und ATHLET/ATHLET-CD in AC2.

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