Kann ein Unfall wie in Tschornobyl auch in deutschen Kernkraftwerken passieren? Die Reaktor-Sicherheitskommission ( RSK ) stellte im November 1986 zur Übertragbarkeit des Unfalls von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) auf deutsche Anlagen fest, " dass eine prompt kritische Leistungsexkursion, wie sie sich in Tschernobyl ereignet hatte, aufgrund der inhärenten physikalischen Eigenschaften und der technischen Ausrüstung in einem Leichtwasserreaktor deutscher Bauart ausgeschlossen sei und dass das Sicherheitskonzept von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik Deutschland durch den Unfall in Tschernobyl nicht in Frage gestellt sei. " Der Unfall in Tschornobyl beruht auf den reaktorphysikalischen Eigenschaften eines wassergekühlten und mit Graphit moderierten Reaktors. Für die in Deutschland verwendeten Leichtwasserreaktoren ist ein solcher Ablauf nicht möglich. Allerdings sind bei unterstelltem Ausfall aller Sicherheitseinrichtungen andere Unfallabläufe denkbar, die zu einer Kernschmelze führen könnten.
Gemäß § 103 der Strahlenschutzverordnung ist die Ableitung radioaktiver Stoffe aus Anlagen zu überwachen. Die Grundlage zur Überwachung der ermittelten Messwerte ist die Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI). Zum einen werden die Emissionen innerhalb der Anlage z.B. am Abluftkamin vom Betreiber der Anlage selbst gemessen. Zum anderen werden die Immissionen in der Umgebung der Anlage im Auftrag der Aufsichtsbehörde durch eine unabhängige Messstelle überwacht. Die Ergebnisse der Umgebungsüberwachung werden vierteljährlich und als Jahresbericht der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde und dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit vorgelegt. In Berlin gibt es nur eine kerntechnische Einrichtung, welche entsprechend der Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen zu überwachen ist, der Forschungsreaktor BER II . Er gehört zu den modernsten Neutronenquellen Europas. Er dient der Grundlagenforschung und der anwendungsnahen Forschung und befindet sich neben anderen experimentellen Anlagen im Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie in Berlin. In ihm werden Neutronen für wissenschaftliche Zwecke produziert. Gastwissenschaftler aus aller Welt arbeiten neben deutschen Kollegen an hochmodernen Experimentierplätzen. Das Helmholtz-Zentrum Berlin verfügt über die einzigartige Möglichkeit, für die Untersuchungen nicht nur den Neutronenstrom des BER II, sondern unter anderem auch das Röntgenlicht des Berliner Elektronenspeicherrings für Synchrotronstrahlung (BESSY II) anbieten zu können. Durch den Neutronenstrom gewinnt man Einblicke in Materie ähnlich wie mit Hilfe der Röntgenstrahlen. Das Röntgenbild und das Neutronenbild liefern dabei unterschiedliche, sich ergänzende Informationen über die Struktur des untersuchten Objekts. Während z.B. das Röntgenbild schwere Atome zeigt, werden durch den Neutronenstrahl die leichten Atome sichtbar gemacht. Kleinste Strukturen können so dargestellt werden. Durch die Untersuchung von Materialien mit Hilfe von Neutronenquellen sind viele Innovationen möglich gewesen, z.B. die Entwicklung neuer und sicherer Werkstoffe für die Verkehrstechnik, eine moderne Spurenanalytik in der Umwelttechnik oder das Entschlüsseln grundlegender medizinischer Prozesse. Der BER II dient aber nicht der kerntechnischen Forschung, sondern fungiert ausschließlich als Quelle für Neutronenstrahlung für die Materialforschung. Informationen zu den einzelnen Forschungsarbeiten finden Sie auf der Internetseite des Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie Bei dem BER II handelt es sich um einen sogenannten Schwimmbadreaktor. Er wird drucklos und bei niedriger Temperatur betrieben. Im Gegensatz zu Kernkraftwerken kann dieser daher sehr schnell abgefahren werden, ohne dass es zu einer erhöhten Belastung für die Anlage kommt. Die Anlage braucht nach einer Abschaltung nur für weniger als eine Minute eine aktive (pumpenunterstützte) Kühlung und ist daher beliebig lange auch ohne Netzverbindung stabil zu halten. Der Kern befindet sich in einem etwa zehn Meter tiefen Becken, das von einer zwei Meter dicken Betonwand umschlossen wird, und ist von einer 9 m hohen Wasserschicht überdeckt. Während des Betriebs der Forschungsneutronenquelle entsteht eine Wärmeleistung von 10 Megawatt. Diese Leistung ist im Vergleich zu einem Kernkraftwerk (~ 4000 MW) rund vierhundert mal geringer. Das Kühlwasser wird maximal nur auf etwa 40 °C aufgewärmt. Die Uranmenge beträgt rund 35 kg (im Gegensatz zu den über hundert Tonnen eines konventionellen Kernkraftwerks). Entsprechend geringer ist auch die bei der Reaktion gebildete Menge an Spaltprodukten (was wichtig für die Abschätzung maximal möglicher Einwirkungen auf die Umgebung im Rahmen der Notfallschutzplanung ist). Der BER II ist ausschließlich als Neutronenquelle für wissenschaftliche Experimente ausgelegt und kann nicht zur Energieerzeugung eingesetzt werden. Die Brennstoffplatten sind nur eine von mehreren Barrieren gegen das Entweichen radioaktiver Stoffe, denn auch das Wasser des Reaktorbeckens (mit einer künstlichen Warmschicht gegen Diffusion aus dem Becken und einer permanenten Wasserreinigung über Filter und Ionenaustauscher), die Unterdruck haltende Reaktorhalle mit ihrer luftdicht verschweißten Innenauskleidung (Stahlliner) und die mit Filtereinrichtungen versehene Entlüftung tragen messtechnisch nachgewiesen zu einer Minimierung der radioaktiven Emissionen bei. In jedem Betriebszustand ist gewährleistet, dass das radioaktive Inventar von der Umwelt abgeschirmt bleibt, ohne dass hierfür Anlagen oder Apparate von Hand bedient werden müssen. So fallen bei Ausfall der Stromversorgung sofort Kontrollstäbe, die an einem Elektromagneten hingen, allein durch ihr Gewicht in den Reaktorkern und unterbrechen die Kernspaltung. Nach Stillstand der Kernspaltung genügt nur eine Minute zur Nachkühlung. Dies wird bereits durch den Nachlauf der Pumpen gesichert. Eine Kernschmelze infolge eines Ereignisses in der Anlage ist beim BER II damit ausgeschlossen. Bei Stromausfall stehen zudem Notdiesel und Batteriebänke zur Verfügung. Auf dem Gelände ist eine Betriebsfeuerwehr stationiert. Die Forschungsneutronenquelle wird durch ein Kernanlagen-Fernüberwachungssystem (KFü) kontrolliert. In ihm werden Betriebsdaten der Anlage selbst und Daten von Messstellen in der Umgebung der Anlage ununterbrochen zusammengefasst und durch die Aufsichtsbehörde überwacht. Die Strahlenmessstelle Berlin der Senatsverwaltung für Mobilität, Verkehr, Klimaschutz und Umwelt – Abteilung “Integrativer Umweltschutz” – ist als unabhängige Messstelle mit der überwachung des BER II beauftragt. Sie untersucht Proben, die aus der Umgebung des Forschungsreaktors stammen und vergleichen sie mit Proben aus anderen Teilen Berlins. Des weiteren überwacht sie das Strahlungsniveau entlang der Institutsgrenze und kontrolliert an Kaminluftproben die Emissionen. Der BER II gibt auch im Normalbetrieb radioaktive Substanzen in geringer Menge an die Umgebung ab. Bei Ausstoß selbst der genehmigten Abgabemenge ist für Mensch und Tier keine gesundheitliche Beeinträchtigung gegeben. In der Praxis wird dieser Unbedenklichkeitswert sogar weit unterschritten. Im langjährigen Betrieb hat sich gezeigt, dass die Abgabe durch den Reaktor für Gase bei 5 – 7 , bei Iod-131 bei 1 – 2 der genehmigten Abgabemenge liegt und dass die Abgabe von an Aerosole gebundenen radioaktiven Stoffen die Nachweisgrenze der Messgeräte (Promille der Grenzwerte) noch nicht einmal erreicht (Darstellung dazu im Abschnitt Abgabegrenzen künstlicher Radioaktivität ). Entsprechend § 106 der Strahlenschutzverordnung ist der Betreiber verpflichtet, alle fünf Jahre die Anwohner in der Umgebung der Anlage über die Sicherheitsvorkehrungen und Notfallpläne zu informieren. Die letzte Verteilung der Broschüre erfolgte im Jahr 2019 und steht zum Download zur Verfügung.
Bis heute zählt die Kernschmelze und Reaktorexplosion im Atomkraftwerk Tschernobyl, die sich vor genau 36 Jahren ereignet hat, zu den schwersten Unfällen in der Geschichte der Kernenergie. Aufgrund der Reaktorkatastrophe am 26. April 1986 mussten bis zu 350.000 Menschen evakuiert und dauerhaft umgesiedelt werden. Wolken mit radioaktiven Stoffen verteilten sich zunächst über weite Teile Europas, später über die gesamte nördliche Halbkugel. Internationale Ärzte- und Umweltschutzorganisationen gehen davon aus, dass neben zahlreichen Bergungsarbeitern, die unmittelbar verstrahlt wurden, mehr als 100.000 Menschen in den folgenden Jahrzehnten an Spätfolgen wie Krebserkrankungen gestorben sind. „Die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl ist und bleibt ein schrecklicher Beleg dafür, dass die Nutzung von Kernenergie nie risikofrei und im Falle eines schweren Unfalls oder gar einer Katastrophe stets folgenschwer sein wird“, erklärte Sachsen-Anhalts Energieminister Prof. Dr. Armin Willingmann am heutigen Dienstag. „Seit zwei Monaten müssen wir zudem in der Ukraine erleben, dass auch Atomkraftwerke zu Kriegsschauplätzen werden können. Insoweit sollten wir froh darüber sein, dass wir uns in einem breiten gesellschaftlichen Konsens 2011 – nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima – auf den Ausstieg aus der Atomkraft bis Ende dieses Jahres verständigt haben.“ Ende 2022 sollen die letzten drei am Stromnetz verbliebenen Atomkraftwerke „Isar 2“, „Emsland“ und „Neckarwestheim 2“ abgeschaltet werden. Eine Laufzeitverlängerung aufgrund des Kriegs in der Ukraine lehnt Willingmann unter Hinweis darauf ab, dass bei der Nutzung der Kernkraft ebenfalls nicht wünschenswerte Abhängigkeiten bestünden, da europaweit Uran im Wesentlichen von Russland und Kasachstan bezogen werde. „Neben der Tatsache, dass sich die Betreiber über Jahre auf das Laufzeitende der Kernkraftwerke in Deutschland eingestellt haben und entsprechend beim Personal, der Beschaffung und dem Betrieb planen, bleibt Kernkraft die teuerste Art, Strom zu produzieren. Auch weil das Endlagerproblem weiterhin weltweit ungelöst ist“, betonte Willingmann. „Insofern halte ich nichts von einer Verlängerung der Laufzeiten für die verbliebenen Kraftwerke. Unabhängig von den durch den Krieg in der Ukraine verdeutlichten zusätzlichen Risiken bei gewaltsamen Konflikten. Wir brauchen keine kurzfristige Verlängerung von Laufzeiten, sondern mehr Unabhängigkeit durch die Diversifizierung von Importen fossiler Energieträger sowie einen beschleunigten Ausbau Erneuerbarer Energien.“ Die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl führte nach Angaben des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) 1986 auch zu erhöhten Strahlenbelastungen in Deutschland. Aufgrund von heftigen lokalen Niederschlägen war der Süden Deutschlands deutlich höher belastet als der Norden. So kam es im Bayerischen Wald und südlich der Donau zu lokalen Ablagerungen von bis zu 100.000 Becquerel (Bq) Cäsium pro Quadratmeter. In der norddeutschen Tiefebene betrug die Aktivitätsablagerung dieses Radionuklids dagegen selten mehr als 4.000 Bq pro Quadratmeter. Für die Strahlenexposition des Menschen infolge der Reaktorkatastrophe waren besonders radioaktives Cäsium (Cs-137 und Cs-134) mit einer Halbwertszeit von 30 Jahren und Jod (I-131) mit einer Halbwertszeit von 8,02 Tagen von Bedeutung. Radioaktive Stäube, Dämpfe und Aerosole regneten über Magdeburg ab Im damaligen Bezirk Magdeburg wurden in Folge der Reaktorkatastrophe zahlreiche Radioaktivitätsmessungen durch das Bezirks-Hygieneinstitut durchgeführt. Berichten des Instituts zufolge wurde durch die Messungen eine 100- bis 500-mal höhere Radioaktivität in der Luft als vor dem Eintritt des Ereignisses nachgewiesen. Ferner wurden aufgrund schwerer Gewitter in Magdeburg in der Nacht vom 5. zum 6. Mai 1986 radioaktive Stäube, Dämpfe und Aerosole aus der Atmosphäre auf den Boden abgeregnet. In Regenwasser wurde ein Anstieg der Radioaktivität auf bis zu 44.000 Bq je Liter, in Wiesenkräutern bis 76.000 Bq je Kilogramm und in Gartenerde bis 40.000 Bq je Kilogramm gemessen und mit der Ausgangssituation beziehungsweise Richtwerten verglichen. Der spontane Anstieg der Strahlenbelastung im Vergleich zur natürlichen Hintergrundbelastung auf das Hundert- bis Tausendfache hätte zu Vorsorgemaßnahmen führen müssen, die entsprechend dem Bericht jedoch ausblieben. Heute spielt in Mitteleuropa praktisch nur noch das langlebige Cäsium Cs-137 eine Rolle. Dieses Radionuklid ist auf Grund seiner Halbwertszeit von etwa 30 Jahren seit 1986 bis heute nur etwa zur Hälfte zerfallen. Weitere Informationen zur Reaktorkatastrophe von Tschernobyl bietet das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) auf seinen Internet-Seiten: https://www.bfs.de/DE/themen/ion/notfallschutz/notfall/tschernobyl/tschernobyl_node.html
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.
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.
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.
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)
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)
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.
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.
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