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1/2 Jahr nach Fukushima - Informationen des Öko-Instituts

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1/2 Jahr nach Fukushima - Informationen des Öko-Instituts

  1. 1. Fukushima – Unfallablauf und -folgen 26.10.2011 Dr. Christoph Pistner, Gerhard Schmidt Öko-Institut e.V., Darmstadt
  2. 2. Übersicht • Grundlagen Reaktortechnik • Reaktorsicherheit • Nachkühlung und Kernschmelzproblematik • Die Anlage Fukushima • Aufbau und Funktionsweise • Chronologie der Ereignisse in Fukushima • Eindrücke aus der Anlage • Grundlagen Strahlenschutz • Radiologische Aspekte des Fukushima-Unfalls
  3. 3. Grundlagen Reaktortechnik
  4. 4. Kernspaltung Neutronen spalten Uran-235-Kerne, es entstehen • Energie • zwei weitere Neutronen • zwei unterschiedliche Spaltprodukte (hier: ein Barium- und ein Kryptonatom) Die beiden Neutronen werden abgebremst und können weitere Uranatome spalten (Kettenreaktion). Bildquelle: Wikipedia, http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/2/2c/Kernspaltung.svg
  5. 5. Kettenreaktion Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  6. 6. Moderation (Abbremsen von Neutronen) Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  7. 7. Energiefreisetzung bei der Spaltung Kinetische Energie der Spaltprodukte 175 MeV 83,3 % Kinetische Energie der Spaltneutronen 5 MeV 2,4 % Energie der Gamma-Strahlung (unmittelbar) 7 MeV 3,3 % Energie aus radioaktiven Zerfällen (verzögert) 13 MeV 6,2 % Energie der Neutrinos 10 MeV 4,8 % Summe 210 MeV
  8. 8. Zerfall der Spaltprodukte Quelle: Öko-Institut
  9. 9. Aufbau Brennstab Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie, Bilder: Eigene Aufnahmen im FZD
  10. 10. Druckwasserreaktoren (DWR) Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  11. 11. Siedewasserreaktoren (SWR) Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  12. 12. Reaktorsicherheit
  13. 13. Zentrale Aspekte der Reaktorsicherheit • Durch lange Zykluszeit (typisch ein Jahr oder mehr): – Anfängliche Überschussreaktivität – Hohes Radioaktives Inventar • Hohe Leistungsdichte: – Nukleare versus chemische Energieumwandlung Faktor eine Million • Nachzerfallswärme: – Auch nach Sofortabschaltung noch erhebliche Wärmeproduktion durch radioaktiven Zerfall
  14. 14. Regelung eines Reaktors • Die Regelung der Wärmeleistung eines Reaktors erfolgt durch Wegfangen von Neutronen mit Hilfe von – Regelstäben (schnelle Regelung durch Ein- und Ausfahren der Stäbe aus dem Kern, Lösen und Einfallen der Stäbe bei der Schnellabschaltung), – Borat im Kühlwasser („Borieren“), langsame Regelung durch Steuerung der Konzentration (nur beim DWR), – Steuerung der Kühlmittelumwälzung (Änderung des Dampfgehalts im Reaktorkern, nur beim SWR). • Eine Beeinflussung der Kettenreaktion erfolgt durch die Entstehung von Spaltprodukten mit neutronenabsorbierender Wirkung („Xenonvergiftung“). Verringert man die Leistung und zerfällt nach einiger Zeit das Xenon, steigt die Reaktivität wieder an (dynamischer Prozess). • Nicht regelbar ist die Wärme, die durch den radioaktiven Zerfall der Spaltprodukte entsteht. Diese Wärme kann nur abgeführt werden, ihre Entstehung aber nicht unterbunden werden.
  15. 15. Anlagensicherheit: Das Kernschmelzrisiko • Leistung im Betrieb: z.B.1400 MW elektrisch ca. 4000 MW thermisch • Kontrolle der Kettenreaktion  sicheres Abschalten muss jederzeit gewährleistet sein • Auch Tage und Wochen nach Abschaltung  aktive Kühlung des Kerns erforderlich • Einschluss der Aktivität  Barrieren müssen jederzeit intakt sein
  16. 16. Nachkühlung und Kernschmelzproblematik
  17. 17. Nachzerfallsleistung in Fukushima: 6 Monate Quelle: TEPCO
  18. 18. Was bedeutet das? • spezifische Wärmekapazität: 4,19 kJ/(K kg) • Verdampfungswärme bei konst. Druck bei 100°C: 2257 kJ/kg • Energieeinheiten: 3.600 kJ = 1 kWh • 1 Tonne Wasser aufheizen von 20°C auf 100°C: 335,2 MJ = 93,1 kWh • 1 Tonne Wasser bei 100°C verdampfen: 2257 MJ = 626,9 kWh • 1 Tonne Wasser aufheizen und verdampfen: 720 kWh • Nachzerfallsleistung Fukushima Daiichi, Block 1: 1. Juli 2011 ca. 1 MW = 1000 kW  nach 3 Mon. verdampfen 1,4 Tonnen Wasser pro Stunde
  19. 19. Quelle: GRS
  20. 20. Die Anlage Fukushima
  21. 21. Quelle: Glaser, MIT
  22. 22. Fukushima Daiichi Block 1 Block 2 Block 3 Block 4 Block 5 Block 6 Inbetrieb- 1971 1974 1976 1978 1978 1979 nahme Typ BWR-3 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-5 Containment Mark-1 Mark-1 Mark-1 Mark-1 Mark-1 Mark-2 Leistung 460 784 784 784 784 1100 (MWe) Quelle: NISA
  23. 23. Fukushima Daiichi Quelle: Tepco
  24. 24. Aufbau und Funktionsweise
  25. 25. Quelle: NRC
  26. 26. Quelle: NRC
  27. 27. Quelle: GRS
  28. 28. Quelle: Wikipedia: http://en.wikipedia.org/wiki/Browns_Ferry_Nucle ar_Power_Plant
  29. 29. Reactor Core Isolation Cooling System (RCIC)/ High Pressure Coolant Injection System (HPCI) Quelle: NRC
  30. 30. Residual Heat Removal System (RHR)/ Low Pressure Coolant Injection (LPCI) Quelle: NRC
  31. 31. Isolation Condenser (IC) Quelle: MEXT
  32. 32. Druckentlastung Containment (PCV Venting) Quelle: MEXT
  33. 33. Chronologie der Ereignisse in Fukushima
  34. 34. Unfallablauf - 11. März (Ortszeiten Japan) • Vor 14:46 Uhr – Block 1-3 im Leistungsbetrieb – Block 4 in Revision, alle Brennelemente ins BE-Becken entladen – Block 5-6 in Revision, Kern im RDB, BE-Becken mit alten BE beladen • 14:46 Uhr – Erdbeben Stärke 9,0 – Schnellabschaltung aller Reaktoren erfolgreich – Netzausfall: Notstromfall
  35. 35. Unfallablauf - 11. März (Ortszeiten Japan) • 15:37 Uhr – Tsunami erreicht Standort (ca. 14 m Flutwelle, Auslegung bis 5,7 m Höhe) – Schäden am Nebenkühlwassersystem – Ausfall Notstromdiesel „Station Blackout“ – Ausfall Instrumentierung (Drücke, Temperaturen, Füllstände etc.), Beleuchtung, Kommunikation – Ausfall Brennelementbecken-Kühlung – Wärmeabfuhr aus RDB über Isolation Condenser (IC, Block 1) oder dampfgetriebene Pumpen (RCIC, HPCI, Block 2 und 3) in Wasservorlage des Torus
  36. 36. Fukushima-Daiichi: 21.11.2004 Quelle: Google Earth
  37. 37. Fukushima-Daiichi: 19.03.2011 Quelle: Google Earth
  38. 38. Quelle: NISA
  39. 39. Block 1 Quelle: NISA
  40. 40. Unfallablauf - 11. März • Block 1: Kühlung über Isolation Condenser (IC) (fraglich) Block 2, 3: Kühlung über RCIC/HPCI • Nach 15:37 Uhr: Zustand IC wg. Ausfall Instrumentierung unklar, wahrscheinlich ab 15:37 Uhr keine Einspeisung in den RDB Block 1 • Zwischen 18:00 und 21:25 Uhr manuelle Schalthandlungen zum Start des IC Block 1, Erfolg jedoch fraglich • 17:12 Uhr Beginn Maßnahmen zur alternativen Wassereinspeisung in Block 1 (Feuerlöschfahrzeuge) • 19:03 Uhr Regierung erklärt Nuklearen Notstand • ca. 20:30 Uhr Einsetzen der Kernschmelze in Block 1 • 21:23 Uhr Evakuierung 3 km Radius um Block 1 angeordnet
  41. 41. Block 1 Quelle: NISA
  42. 42. Unfallablauf - 12. März • Starker Druckanstieg Sicherheitsbehälter (SHB) Block 1, hohe Radioaktivitätswerte im Reaktorgebäude erschweren Zugang • Vorbereitung SHB-Druckentlastung Block 1 und 2 • 05:44 Uhr Evakuierungsradius auf 10 km ausgeweitet • 05:46 Uhr alternative Wassereinspeisung in Block 1 über Feuerlöschfahrzeug (14 Stunden und 9 Minuten nach vermutetem Ausfall IC) • Ab ca. 06:00 Uhr Anzeige erhöhter Strahlungswerte auf der Anlage • 06:55 Uhr Anordnung des Ministeriums zur Druckentlastung der Blöcke 1 und 2
  43. 43. Unfallablauf - 12. März • Öffnung der SHB-Druckentlastungsventile aufgrund Ausfall Energieversorgung und hoher Strahlung im Reaktorgebäude erst verspätet möglich • 14:30 Uhr: SHB Druckentlastung Block 1 bestätigt • Bis 14:53 Uhr: Einspeisung von 80.000 l Wasser in Block 1 • Vorbereitung alternativer Einspeisemöglichkeit in Block 1 bis ca. 15:30 Uhr abgeschlossen • 15:29 Uhr: Erhöhte Radioaktivität außerhalb Gelände • 15:36 Uhr – H2-Detonation zerstört Reaktorgebäude Block 1 – Vorbereitete Maßnahmen zur Wassereinspeisung werden beschädigt
  44. 44. Block 1 Quelle: NISA
  45. 45. Quelle: TEPCO
  46. 46. Unfallablauf - 12. März • Einspeisung in Block 2 mit RCIC, zunächst aus Condensate Storage Tank, später im Kreislauf aus Torus • Einspeisung in Block 3 zunächst mit RCIC (bis 11:36 Uhr), später mit HPCI (ab 12:35 Uhr) • 18:25 Uhr – Ausweitung der Evakuierungszone auf 20 km • ab 19:04 Uhr Einspeisung Seewasser in RDB Block 1 (ca. 30 h nach Erdbeben), später auch aufboriert • ca. 20:00 Uhr – Weitere SHB-Druckentlastung Block 1 in Vorbereitung – Vorbereitung SHB-Druckentlastung Block 2&3
  47. 47. Unfallablauf - 13. März • Feuerlöschfahrzeuge von Block 5/6 können zu Block 1-4 gebracht werden • 02:42 Uhr HPCI Block 3 automatisch abgeschaltet, keine Einspeisung mehr • Druckentlastung RDB Block 3: Öffnen des „Savety Relief Valve“ (SRV) wg. fehlender Batterien nicht möglich, alle Batterien in Block 1 und 2 eingesetzt, Autobatterien aus Fahrzeugen werden eingesetzt • 08:41 Uhr Vorbereitungen zur SHB-Druckentlastung Block 3 abgeschlossen • 09:08 Uhr – Öffnen SRV des RDB – Druckentlastung RDB Block 3
  48. 48. Unfallablauf - 13. März • ca. 09:00 Uhr Einsetzen der Kernschmelze in Block 3 • 09:25 Uhr Einspeisung Frischwasser (boriert) in Block 3 mit Feuerlöschpumpe (ca. 6,5 Stunden nach Ausfall HPCI) • 11:00 Uhr SHB-Druckentlastung Block 2 (Erfolg unklar) • 12:20 Uhr Frischwasser zur Einspeisung in Block 3 aufgebraucht • 13:12 Uhr Beginn Einspeisung Seewasser in Block 3 • ab ca. 14:00 Uhr Planungen zur Kühlung der Spent Fuel Pools
  49. 49. Unfallablauf - 14. März • 01:10 Uhr Seewasservorrat Block 3 erschöpft, Änderung der Leitungswege • 03:20 Uhr Wiederaufnahme der Seewassereinspeisung in Block 3 • 05:20 Uhr Beginn SHB-Druckentlastung Block 3 • 11:01 Uhr – H2-Detonation zerstört Reaktorgebäude Block 3 massiv – Vorbereitete Maßnahmen zur alternativen Einspeisung in Block 2 beeinträchtigt – Eispeisung Block 3 unterbrochen
  50. 50. Unfallablauf - 14. März • ab 11:30 Uhr Füllstand in RDB Block 2 fällt • 13:25 Uhr Ausfall Einspeisung Block 2 (RCIC) bestätigt • 16:30 Uhr – Alternative Einspeisung in Block 2 vorbereitet – Wiederaufnahme Einspeisung Seewasser in Block 3 • 18:00 Uhr Beginn der Druckentlastung RDB Block 2 • ab 19:54 Uhr Einspeisung Seewasser in Block 2 (ca. 6,5 Stunden nach Ausfall RCIC) • ca. 20:00 Uhr Einsetzen der Kernschmelze in Block 2 • ca. 21:00 Uhr – 2. Versuch SHB-Druckentlastung Block 2 – Sehr hoher Aktivitätsanstieg in der Umgebung • BE-Lagerbeckentemperatur in Block 4 erreicht 84°C
  51. 51. Unfallablauf - 15. März • 00:02 Erneute SHB-Druckentlastung Block 2 (Erfolg unklar) • ca. 06:00 Uhr – Explosion im BE-Becken (Stockwerk 5) Block 4 (später Brand in Stockwerk 4 gesichtet) – Massive Freisetzung von Aktivität • ca. 06:10 Uhr – „ungewöhnliche Geräusche“ aus der Kondensationskammer Block 2 (H2-Detonation?) – in der Folge Druckabfall in Torus – Beschädigung Sicherheitsbehälter/Torus befürchtet
  52. 52. Weitere Maßnahmen bis Heute • Wasserzufuhr zu BE-Becken und RDBs durch Hubschrauber, Wasserwerfer, Feuerlöschfahrzeuge und Autobetonpumpe • Wiederherstellung einer gesicherten externen Stromversorgung • Erhöhung und Stabilisierung der Wassereinspeisungen (Frischwasser) in die RDB der Blöcke 1-3 • Inertisierung der Containments zur Vermeidung von Wasserstoffexplosionen • Inspektionen der Gebäude mit Personal und Robotern • Dekontaminationsmaßnahmen und Einhausungen • Abpumpen und Speichern bzw. Ableiten von kontaminiertem Wasser ins Meer • Einstufung in INES Level 7 (bislang nur Tschernobyl)
  53. 53. Eindrücke aus der Anlage
  54. 54. Quelle: cryptome
  55. 55. Havariertes AKW Fukushima I (am 24. März 2011) Quelle: cryptome
  56. 56. Reaktorblock 3 (rechts) und 4 (links) Quelle: cryptome
  57. 57. Quelle: cryptome
  58. 58. Quelle: cryptome
  59. 59. Quelle: TEPCO
  60. 60. Quelle: TEPCO
  61. 61. Quelle: TEPCO
  62. 62. Quelle: TEPCO
  63. 63. Quelle: TEPCO
  64. 64. Quelle: TEPCO
  65. 65. Quelle: TEPCO
  66. 66. Quelle: TEPCO
  67. 67. Grundlagen Strahlenschutz
  68. 68. Radioaktivität β--Strahlung γ-Strahlung α-Strahlung Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  69. 69. Zerfallseigenschaften Zerfall der dosisrelevanten Radionuklide I-131 Cs-134 Cs-137 Gesamt 1,E+07 1,E+06 1,E+05 1,E+04 Bq 1,E+03 1,E+02 1,E+01 1,E+00 1 Woche 1 Monat 1 Jahr 1 Jahrzehnt Zeitdauer
  70. 70. Einheiten der Aktivität und der Dosis Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie
  71. 71. Risiken einer Strahlenexposition Risiko (Annahme: lineare Dosis-/Wirkungsbeziehung) Dosis von 1 Sv: Tödliche Krebserkrankung und 5,5% 1 : 18 Nichttödliche Krebserkrankung Schwerwiegende vererbbare Wirkungen 0,2 % 1 : 500 Insgesamt 5,7% 1 : 18 Dosis von 100 mSv: Alle Wirkungen 0,57% 1 : 175 Dosis von 1 mSv: Alle Wirkungen 0,005.7% 1 : 17.500 Dosis von 10 µSv: Alle Wirkungen 0,000.057% 1: 1.750.000 Source: ICRP 2008
  72. 72. Eingreifrichtwerte nach <Bund 1999b> • Wesentliche Eingreifrichtwerte in Deutschland: – Aufenthalt in Gebäuden: 10 mSv (durch äußere Exposition in 7 Tagen und effektive Folgedosis durch in diesem Zeitraum inhalierte Radionuklide) – Evakuierung: 100 mSv (durch äußere Exposition in 7 Tagen und effektive Folgedosis durch in diesem Zeitraum inhalierte Radionuklide) – Langfristige Umsiedlung: 100 mSv (äußere Exposition in 1 Jahr durch abgelagerte Radionuklide)
  73. 73. Radiologische Aspekte des Fukushima-Unfalls
  74. 74. Zeitskala: welche Nuklide sind wann für die Dosis wichtig? • Kurzzeitig (Stunden nach dem Ereignis): Edelgase • Kurzfristig (einige Monate): Iod-131 • Mittelfristig (zwei bis drei Jahrzehnte): Cs-134 • Langfristig (> drei Jahrzehnte): Cs-137
  75. 75. Beispiel Cäsium-134/-137 • bindet sich an Aerosole und Staubpartikel • auswaschbar mit Regen ( Oberflächenwasserspeicher) • zieht auf Oberflächen auf ( Salat, Gemüse), • aufwirbelbare Feinstaubpartikel ( Resuspension, Lungendosis) • reichert sich in Biomaterialien an ( Pilze, Wildfleisch) • lange Aufenthaltsdauer von ingestiertem Cs im Körper
  76. 76. Quelle: TEPCO
  77. 77. Quelle: TEPCO
  78. 78. Geplante Einhausung Quelle: TEPCO
  79. 79. 8 Stunden Ganzjahres- Aufenthalt aufenthalt µSv mSv µSv/h Min. Max. Min. Max. 19-91 152 728 166 797 9,5-19 76 152 83 166 3,8-9,5 30 76 33 83 1,9-3,8 15 30 17 33 1,0-1,9 8 15 9 17 < 1,0 <8 <9 Das bedeutet: Umsiedelungsrichtwert D überschritten (100 mSv ganzj.), auch kurzzeitiger Aufenthalt verursacht schon nenneswerte Strahlenbelastungen Dosisgrenzwert von 1mSv/a für normalbetriebliche Emissionen durch ODL zehnfach überschritten Quelle: MEXT/Eigene Berechnungen
  80. 80. Gemessene Materialien und Umrechnung in Dosiswerte Gemessene Materialien Ort, Distanz, Richtung Betrachteter Nutzungspfad Menge µSv(eff) Erw. Fisch, 2.600 - 3.200 Bq/kg Iwaki, 3 km offshore, 40 km S Fisch-Mensch 0,5 kg Fisch 25,6 Gras, > 300 Bq/kg Iwate, 260 km N Viehfutter-Kuh-Fleisch-Mensch 0,5 kg Fleisch > 4,7 Gras, 1.530 Bq/kg Marumori, 60 km NNW Viehfutter-Kuh-Fleisch-Mensch 0,5 kg Fleisch 23,9 Heu, 75.000 Bq/kg Minami Soma, 25 km N Viehfutter-Kuh-Fleisch-Mensch 0,5 kg Fleisch 1170,0 Kuhfleisch, 1.530 - 3.200 Bq/kg Minami Soma, 25 km N Fleisch-Mensch 0,5 kg Fleisch 25,6 Teeblätter, > 300 Bq/kg Daiko, 80 km N Tee-Mensch 0,1 kg Tee > 0,5 Teeblätter, > 300 Bq/kg Sagai, 185 km SW Tee-Mensch 0,1 kg Tee > 0,5 Teeblätter, 1.810 Bq/kg Tochigi, 160 km SW Tee-Mensch 0,1 kg Tee 2,9 Teeblätter, 679 Bq/kg Shizuoka, 360 km SW Tee-Mensch 0,1 kg Tee 1,1 Teeblätter, 780 Bq/kg Odawara, 290 km SW Tee-Mensch 0,1 kg Tee 1,2 Seaweed, 20.000 Bq/kg Iwaki, 80 km S Seaweed-Mensch 0,25 kg frisch 112,2 dto., ohne Iod-131 Seaweed-Mensch 0,25 kg getr. 2,2 Seeweed, 129.000 Bq/kg Iwaki, 40 km S Seaweed-Mensch 0,25 kg frisch 705,4 dto., ohne Iod-131 Seaweed-Mensch 0,25 kg getr. 6,9 Quelle: MEXT/Eigene Berechnungen
  81. 81. Weitere Informationen: www.oeko.de
  82. 82. Mission Zukunft gestalten – werden Sie Mitglied! Das Öko-Institut • eines der europaweit führenden, unabhängigen Umweltforschungs- und Beratungsinstitute • Gegründet 1977 • Gemeinnütziger Verein mit rund 3000 Mitgliedern • Standorte in Freiburg, Darmstadt und Berlin • Auftraggeber: Europäische Union, Ministerien auf Bundes- und Landesebene, Unternehmen, NGO • 130 MitarbeiterInnen, davon mehr als 85 WissenschaftlerInnen Kontakt: info@oeko.de

Hinweis der Redaktion

  • Bei einer Spaltung entstehen 2-3 neue Neutronen. Wenn mehr als ein Neutron erneut eine Spaltung anregt, so steigt die Zahl der Spaltungen über die Zeit exponentiell an. Um einen kontinuierlichen Reaktorbetrieb zu erreichen, darf nur genau ein entstehendes Neutron wieder eine Spaltung auslösen, so dass die freigesetzte Energie über die Zeit konstant bleibt.
  • Die aus der Spaltung entstehenden Neutronen haben eine hohe Geschwindigkeit. Durch Stöße mit etwa gleich schweren Atomkernen (Wasserstoffatome im Wasser) werden die Neutronen soweit abgebremst, dass sie wieder eine Spaltung auslösen können. Von den ursprünglich freigesetzten Neutronen führt bei konstanter Leistung des Reaktors nur genau eines wieder zu einer Spaltung.
  • Ein großer Teil der freigesetzten Energie entsteht in der Form von kinetischer Energie der Spaltprodukte, d.h. in Form von Wärme, die zu einer Aufheizung des Brennstoffs führt. Etwa 94% der Energie werden unmittelbar nach der Spaltung freigesetzt, aber ca. 6% entstehen erst im weiteren Verlauf durch den radioaktiven Zerfall der entstandenen Spaltprodukte. Dieser Anteil der Energie wird erst über Stunden, Tage und Wochen freigesetzt und führt zur sogenannten Nachwärmeproduktion.
  • Die entstehenden Spaltprodukte zerfallen, wobei dies sehr schnell (in tausendstel Sekunden) oder auch langsam (über Jahre oder Jahrzehnte) erfolgen kann. Dabei wird sowohl Wärme wie radioaktive Strahlung freigesetzt.
  • Typische Leichtwasserreaktor-Brennelemente bestehen aus Uran-Tabletten, die in gasdichte Metallrohre – die Brennstäbe – eingeschlossen werden. Einzelne Brennstäbe werden durch Brennstabhalterungen zu sogenannten Brennelementen zusammengefasst. Diese sind typischerweise mehrere Meter lang. Einige hundert davon bilden den Reaktorkern, in dem die Energie des Reaktors erzeugt wird.
  • Im Reaktorkern entsteht durch die Kernspaltung Wärme. Diese wird beim Druckwasserreaktor an ein Primärkühlmittel (Wasser) abgegeben. Das Kühlmittel wird in einem geschlossenen Kreislauf vom Reaktorkern durch einen Dampferzeuger und zurück in den Reaktorkern gepumpt. Beim Durchlaufen des Dampferzeugers wird die Wärme an die Sekundärseite des Dampferzeugers abgegeben. Dort verdampft Wasser. Dieser Dampf treibt eine Turbine an und wird anschließend in einem Kondensator wieder zu Wasser kondensiert. Die nicht in Strom umgewandelte Energie wird als Abwärme an einen Kühlturm, einen Fluss oder an das Meer abgegeben.
  • Bei einem Siedewasserreaktor wird – anders als beim Druckwasserreaktor – direkt im Reaktorkern das Wasser verdampft. Dieser Dampft treibt die Turbine an. Dadurch kann auf einen sekundären Kühlkreislauf verzichtet werden. Allerdings sind beim Siedewasserreaktor aufgrund der im Kühlmittel enthaltenen Radioaktivität auch die Turbine und der Kondensator im Normalbetrieb radioaktiv belastet.
  • Nach Abschaltung eines Reaktors fällt immer noch eine große Wärmemenge an. Diese muss aktiv aus dem Reaktorkern abgeführt werden. Die Abbildung zeigt den Rückgang der anfallenden Wärmemenge über die Zeit für die Reaktorblöcke 1-3 der Anlage Fukushima Daiichi. So fiel Anfang Juli in Block 1 noch etwa 1 MegaWatt (MW) Wärmeleistung an.
  • Wird die entstehende Nachzerfallsleistung nicht abgeführt, so heizt sich der Brennstoff auf. Bei zunehmend höheren Temperaturen der Brennelemente kommt es zu verschiedenen physikalisch-chemischen Prozessen. Unter anderem reagiert das Metall der Brennstab-Hüllrohre mit dem Wasser des Kühlmittels. Dabei wird das Metall oxidiert, zurück bleibt der Wasserstoff aus dem Wasser. Wasserstoffgas kann sich im Reaktor ansammeln und zu schweren Explosionen führen. Bei noch höheren Temperaturen schmilzt schließlich der Brennstoff selbst.
  • Die Abbildung zeigt typische Siedewasserreaktor-Brennelemente. Zur Strömungsführung des Kühlmittels sind die Brennelemente beim SWR von einer Metallführung umgeben. Zwischen den Brennelementen befinden sich X-förmige Steuerstäbe (Nr. 7) zur Kontrolle und Steuerung des Reaktors sowie zur Reaktorschnellabschaltung.
  • Die Brennelemente bilden den Reaktorkern (roter Bereich, Nr. 15). Der Reaktorkern ist im sogenannten Reaktordruckbehälter (RDB) untergebracht. Über die Rohrleistungen des Speisewassersystems (Nr. 7) wird das Kühlmittel im Normalbetrieb in den RDB gepumpt. Es strömt an der Innenseite des RDB nach unten und von untern durch den Reaktorkern. Dabei wird ein Teil des Kühlmittels verdampft. Im oberen Bereich des RDB befindet sich ein Wasser-Dampf-Separator (Nr. 6), in dem der Dampf vom verbleibenden Kühlmittel getrennt wird. Das nicht verdampfte Kühlmittel strömt zusammen mit dem frischen Kühlmittel wieder nach unten und erneut durch den Reaktorkern. Der Dampf wird über die Rohrleitungen des Frischdampfsystems (Nr. 4) zur Turbine geführt. Von unten werden die Steuerstäbe zur Steuerung und Abschaltung des Reaktors in den RDB eingefahren (Nr. 22).
  • Der Reaktordruckbehälter (RDB, orange) mit dem Reaktorkern (rot) ist bei einem SWR vom Mark-I Design von einem Sicherheitsbehälter (blau) aus Metall umschlossen. Dieser Sicherheitsbehälter (englisch: drywell) soll bei Lecks am RDB oder den Rohrleitungssystemen austretendes Kühlmittel auffangen, damit es erneut zur Kühlung des Reaktors verwendet werden kann. Auch soll bei Unfällen freigesetzte Radioaktivität im Sicherheitsbehälter zurückgehalten werden, damit sie nicht unkontrolliert in die Umgebung gelangen kann. Weiterhin gibt es eine Kondensationskammer (englisch: Containment Suppression Chamber), den sogenannten Torus. Kann die im Reaktorkern entstehende Wärme nicht mehr an die Turbine abgeführt werden (durch Lecks oder andere Ereignisse), wird der im RDB entstehende Dampf in die Kondensationskammer geleitet und dort kondensiert.
  • Die Abbildung zeigt einen Siedewasserreaktor vom Mark-I Typ im Bau. Im Vordergrund liegt der Deckel des Sicherheitsbehälters. Man erkennt die Vielzahl von Rohrleitungen die den Sicherheitsbehälter mit der Kondensationskammer verbindet. Die Größenverhältnisse sind an der oben auf dem Sicherheitsbehälter sitzenden Person zu erkennen.
  • Wird der Reaktor bei Stör- oder Unfällen abgeschaltet, so werden die nach außen führenden Rohrleitungen des Speisewassersystems (Main Feedwater Line) und des Frischdampfsystems (Main Steam Line) durch Ventile abgesperrt. Damit soll verhindert werden, dass das zur Kühlung des Reaktors notwendige Kühlmittel durch Lecks nach außen verloren gehen kann. Die im Reaktorkern (Reactor Core) weiterhin anfallende Wärme verdampft das verbleibende Kühlmittel. Dadurch steigt der Druck im Reaktordruckbehälter an. Durch das Öffnen von Sicherheitsventilen am Reaktordruckbehälter (Safety/Relief Valve) kann Dampf direkt in die Kondensationskammer abgeleitet und damit der Druck abgesenkt werden. Um das verdampfende Wasser zu ersetzen und dauerhaft die anfallende Wärme aus dem Reaktorkern abzuführen, wird ein Hochdruck-Einspeisesystem verwendet, das auch bei einem hohen Druck im RDB von ca. 70 bar Wasser einspeisen kann. Ein Teil des im Reaktorkern entstehenden Dampfs treibt eine Turbine (RCIC Turbine) an und wird anschließend in der Kondensationskammer (Containment Suppression Chamber) kondensiert. Die Turbine treibt eine Pumpe (RCIC Pump) an, die Wasser aus der Kondensationskammer oder einem externen Tank in den Reaktordruckbehälter (RDB) fördert und dadurch das verdampfende Wasser ersetzt. So kann dauerhaft die Wärme aus dem Reaktorkern in die Kondensationskammer abgeführt werden. Es ist dafür nur elektrische Energie aus Batterien für die Steuerung des Systems erforderlich, die Pumpen werden durch den im Reaktorkern entstehenden Wasserdampf angetrieben. Durch den Dampfeintrag in die Kondensationskammer erhitzt sich jedoch die Wasservorlage in der Kondensationskammer.
  • Um die Wärme aus dem Reaktor an die Umgebung abzuführen, muss die Kondensationskammer gekühlt werden. Hierzu wird ein Nachwärmeabfuhrsystem (Residual Heat Removal System, RHR) verwendet. Das aufgeheizte Wasser der Kondensationskammer wird mittel Pumpen (RHR Pump) über einen Wärmetauscher (RHR Heat Exchanger) geführt und strömt anschließend in die Kondensationskammer zurück. Alternativ kann das Kühlmittel auch in den Reaktordruckbehälter gefördert werden. Beim RHR handelt es sich um ein Niederdrucksystem, d.h. der Druck im Reaktordruckbehälter muss durch eine Druckentlastung über die Sicherheitsventile bereits auf unter ca. 10 bar. abgesenkt worden sein, damit das RHR-System Wasser in den RDB einspeisen kann. Um das System zu betreiben und die Wärme an die Umgebung abzuführen ist elektrische Energie für den Betrieb der Pumpen erforderlich. Außerdem muss über den Wärmetauscher die Wärme an einen externen Kühlkreislauf, das Nebenkühlwassersystem abgegeben werden. Da in diesem Nebenkühlwassersystem das Wasser nicht verdampft sondern nur um einige zehn Grad aufgeheizt wird, muss dieser Kühlkreislauf ständig mit großen Mengen Kühlwasser - beispielsweise aus dem Meer - versorgt werden. Das RHR und sein Nebenkühlwassersystem sind Bestandteile des Notkühlsystems (Emergency Core Cooling System, ECCS).
  • In Block 1 existiert darüber hinaus noch ein weitgehend passives Kühlsystem, der sogenannte Isolations-Kondensator (Isolation Condenser, IC). Darin strömt der im RDB entstehende Dampf durch Rohrleitungen, die durch eine Wasservorlage verlaufen. Dabei kühlt der Dampf ab und kondensiert, dass entstehende Wasser läuft aufgrund des Druckgefälles direkt zurück in den RDB. Die Wasservorlage im IC heizt sich auf, Wasser verdampft und wird direkt an die Atmosphäre abgegeben. Für den dauerhaften Betrieb des Systems muss das verdampfende Wasser in der Wasservorlage des IC ersetzt werden. Hierzu sind Pumpen notwendig, die ebenfalls auf elektrische Energie angewiesen sind.
  • Durch das Erdbeben wird eine Schnellabschaltung des Reaktors ausgelöst. Die externe Stromversorgung bricht zusammen. Um für die Kühlung notwendige Pumpen betreiben zu können, wird elektrische Energie über Notstromdieselgeneratoren erzeugt. Durch den ca. eine Stunde später eintreffenden Tsunami fallen die Notstromdiesel aus. Außerdem kann kein Kühlwasser für das Nebenkühlwassersystem mehr gewonnen werden.
  • Im Vergleich der Satellitenbilder der Anlagen von vor und nach dem Tsunami sind die umfangreichen Zerstörungen, gerade auch im Bereich der Nebenkühlwasser-Einlaufbauwerke (Rechts im Bild) zu erkennen.
  • Die externen Stromleitungen werden durch das Erdbeben zerstört. Unter anderem durch die Überschwemmung der in den Kellern des Turbinengebäudes aufgestellten Notstromdieselgeneratoren (D/G) fällt auch der Notstrom aus. Damit steht der Anlage nur noch elektrische Energie aus Batterien zur Verfügung. Pumpen, die auf elektrische Antriebsenergie angewiesen sind (ECCS) fallen aus.
  • Das RCIC bzw. HPCI-System in Block 1 ist frühzeitig ausgefallen, das die zur Steuerung benötigten Batterien durch eindringendes Wasser zerstört wurden. Nur noch der Isolations-Kondensator (IC) steht zur Verfügung.
  • Mit dem Ausfall des IC-Systems steht keine Wärmeabfuhr aus dem Reaktor mehr zur Verfügung durch den anhaltenden Wärmeeintrag steigt der Druck im Sicherheitsbehälter an. Der Sicherheitsbehälter droht zu Versagen. Nur durch eine sogenannte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters kann eine Zerstörung verhindert werden. Dabei kann jedoch im Reaktorkern entstandener Wasserstoff und freigesetzte Radioaktivität in die Umgebung gelangen.
  • Nach Ausfall aller Kühlsysteme verdampft das Wasser im Reaktordruckbehälter. Es kann nicht mehr durch neues Wasser ersetzt werden. Die Brennelemente sind nicht mehr länger durch Wasser gekühlt und heizen sich stark auf. Es kommt zunächst zur Wasserstoffbildung und anschließend zum Schmelzen der Brennstäbe.
  • Durch die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters werden Wasserstoff und radioaktive Spaltprodukte nach außen abgegeben. Beim Kontakt mit dem Luftsauerstoff kommt es zu einem Wasserstoff-Sauerstoff-Gemisch und einer Wasserstoffexplosion, die große Gebäudeteile zerstört.
  • Nach der erfolgten Druckabsenkung kann durch provisorische Pumpen (Feuerlöschpumpen) von außen Wasser in den Reaktordruckbehälter gepumpt werden. Damit wird die Kühlung der Brennelemente wieder aufgenommen.
  • Die Abbildung zeigt die auf dem Anlagengelände gemessenen Ortsdosisleistungen im Verlauf des Ereignisses. Immer wenn eine Druckentlastung eines Sicherheitsbehälters durchgeführt werden muss, da der Innendruck zu hohe Werte annimmt, kommt es zu Freisetzungen von Radioaktivität. Dies führt in den ersten Tagen zu sehr hohen Ausschlägen in der Ortsdosisleistung.
  • Die Abbildung zeigt die auf dem Anlagengelände gemessenen Ortsdosisleistungen am 24. Juni 2011. Die Zahlenangaben entsprechen mSv/h d.h. bei einem Wert von 2 würde ein Mensch bei einem Aufenthalt von einer Stunde eine Dosis von 2 mSv erhalten. Dies entspricht etwas der Dosis, die ein Menschen in Deutschland in einem Jahr erhält.
  • Versuchsaufbau der Einhausungsstruktur vor der Anlieferung und Errichtung vor Ort. Die Einhausung wird im Endausbau bespannt.
  • Die Abbildung zeigt die gemessenen Ortsdosisleistungen in der Umgebung der Anlage Fukushima Daiichi. Die Daten wurden bei Überfliegung des Gebiets gewonnen und interpoliert. Später wurden die Daten auch mit fahrzeugmontierten ODL-Messgeräten und mit den Ergebnissen von Bodenproben korreliert. Die Ergebnisse erweisen sich auch beim Vergleich mit diesen anders gewonnenen Daten als zuverlässig.

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