7                                   Die Explosionen

Nur wenn es gelingt, nach Ausfall der Kühlung innerhalb von 8 Stunden die Kühlung der Reaktoren wieder herzustellen, lässt sich eine Kernschmelze vermeiden, sonst ist sie unvermeidlich. Dies kann entweder dadurch erfolgen, dass wieder Strom zur Verfügung stehen und die Kühlsysteme wieder arbeiten oder durch eine externe Einspeisung von Kühlwasser mit Hilfe von mobilen Geräten (Feuerwehrautos). Wenn man die Kühlung nicht innnerhalb dieses Zeitraums wieder herstellt, lässt sich die radioaktive Freisetzung nicht mehr verhindern sondern man verhindert nur noch die weitere Verlagerung der Kernschmelze innerhalb des RDBs.

Die Kernschmelze besteht aus zwei Phasen: In der ersten Phase bildet sich ein Schmelzesee im Bereich des Reaktorkerns. Bei unzureichender Kernkühlung fällt der obere Teil des Reaktorkerns trocken und die Hüllrohre der inneren Brennelemente werden undicht und fangen an zu schmelzen. Bereits dadurch kommt es zu einer massiven Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in den Kühlkreislauf, zunächst in den RDB und über die Abblaseleitung auch in das Containment. Dann hängt alles davon ab, dass das Containment dicht bleibt.

Ab 1500°C setzt die Zirkon-Wasserdampf-Reaktion ein, bei der das Zirkon der Hüllroh-re mit den Wassermolekülen reagiert, in dem das Zirkon das Sauerstoffatom unter Wärmefreisetzung wegnimmt. Es entsteht Zirkonoxyd und Wasserstoff (auch Knallgas genannt). Der Zirkonbrand bewirkt eine rasche Kernaufheizung und Kernzerstörung. Die Brennelemente verlieren ihre Form und schmelzen zusammen. (17)

Ab 2500°C bildet Zirkon und das Uranoxyd des Uranbrennstoffes eine flüssige Phase, das sog. Corium. Dabei werden alle leicht- und mittelflüchtigen radioaktiven Spaltprodukte freigesetzt. Die schwerflüchtigen verbleiben in der Schmelze.

Das flüssige Corium bildet im unteren Teil des Kerns einen Schmelzepool, der von ei-ner festen Kruste aus Corium umgeben ist (18). Aufgrund der Konvektion im Schmel-zepool liegen die höchsten Temperaturen und die dünnste Kruste am oberen Rand des Schmelzepools.

Unterhalb vom Kern steht Wasser im unteren Plenum des Reaktordruckgefäßes (19)

Die zweite Phase der Kernschmelze besteht in der Verlagerung der Schmelze in den unteren kugelförmigen Boden des RDB und der Bildung eines zweiten Schmelzepools im Bereich des unteren Plenums. Sobald der Schmelzepool in Kernbereich zu groß und zu heiß wird, dann kommt es zum Krustenversagen, seitlich am Schmelzepool und ein Teil des Coriums verlagert sich ins untere Plenum (20). Die heiße Schmelze ver-dampft zunächst das Wasser im unteren Plenum und heizt sich weiter auf.(20)

 

Der weitere Ablauf ist sehr ungewiss und hängt stark von der Wärmeproduktion in der Schmelze ab. In Anbetracht der Tatsache, dass im unteren Plenum ein Wald von Rohrdurchführungen ist (21), gibt es Grund zur Annahme, dass es nicht zu einem Durchschmelzen des Reaktordruckgefäßes kommt:
1) Entweder ist die Wärmeleitung durch die Rohrleitungen nach außen so gut, dass die Wärme über die Rohre ausreichend nach außen abführt.
2) Oder die Schmelze bringt auch die Rohrleitungen zum Schmelzen. Dadurch vergrößern sich das Volumen und die Oberfläche des Schmelzepools und damit die Höhe des Wärmeflusses pro Fläche. Dies bewirkt, dass der maximale Wärmefluss nicht mehr zum Durchschmelzen der dicken RDB-Wand  ausreicht.

 

Es kann natürlich nicht ausgeschlossen werden, dass geringe Menge der Schmelze auch durch die Durchführungen ins Containment gelangt und dort auf die Betonplatte unterhalb des RDB fallen, aber dort ist dann Endstation. Für die Freisetzung von Ra-dioaktivität spielt das aber keine Rolle, da die leicht-flüchtigen radioaktiven Spaltprodukte bereits über die offene Abblaseleitung ins Containment gelangt sind (22). Wäre die Abblaseleitung geschlossen, dann würde der RDB versagen, vermutlich im unteren Plenum und dort das Gas heraus geblasen.

 

Da das Containment nie perfekt dicht ist, steigt bereits zu diesem Zeitpunkt die Radioaktivität.

 

Durch die Zirkon-Wasserdampf-Reaktion werden große Mengen von Wasserstoffgas gebildet und die Containment-Atmosphäre besteht im Wesentlichen aus Stickstoff und Wasserstoffgas, also zwei nicht kondensierbaren Gas. Aufgrund der Wasserstoffgasbildung steigt der Containmentdruck an und kann über den Auslegungsdruck des Containments steigen. Spätestens jetzt ist als finale Notmaßnahme die kontrollierte Druckentlastung des Containments durchzuführen.

 

In allen drei Blöcken hat das Versagen der Kühlung zur Katastrophe geführt. Der Weg in allen drei Blöcken war ähnlich, aber der Zeitablauf und das Ausmaß der Freisetzung hängen von so vielen Details ab, dass es aufgrund der Unterschiede in den einzelnen Parametern niemals gleich ablaufen kann.

 

Die wesentlichen Ereignisse im Block1 zeigt die Tabelle.

 

	Block 1
11.3. - 15:37	Ausfall der Notstromdiesel und der Kühlwasserversorgung
12.3. – 5:46	Kühlmitteleinspeisung aus dem Löschtank mit mobiler Pumpe in die „fire protection line“
12.3. – 9:00	Erster Versuch zur kontrollierten Druckentlastung des Containments – wird wegen hoher Strahlung abgebrochen
12.3. – 14:30	kontrollierten Druckentlastung des Containments
12.3. – 15:36	Explosion zerstört das Reaktorgebäude
12.3. – 19:04	Meerwasser-Einspeisung in die „fire protection line“ mit mobiler Pumpe
22.3.	Stromversorgung des Kontrollraums wiederhergestellt

 

 

 

In Block 1 wurde das IC System, das die Kernschmelze verzögert hätte, vom Operator abgeschaltet und nach dem Tsunami nicht wieder richtig in Betrieb genommen. Das Ergebnis war eine Kernschmelz nach 8 Stunden und eine Wasserstoffexplosion am nächsten Tag. Das Bild zeigt die Explosion in Block 1.

 

In Block 2 sah es zunächst besser aus, das es gelungen war, sofort nach dem Tsunami das RCIC zu starten und die Kernschmelze um 72 Stunden zu verzögern. Mit mehr Glück hätte die Mannschaft sogar die externe Einspeisung rechtzeitig begonnen, aber die Explosion von Block 3 machte alle Anstrengungen zunichte. Die wesentlichen Ereignisse zeigt die Tabelle. 

 

	Block 2
11.3. – 15:37	Ausfall der Notstromdiesel und der Kühlwasserversorgung
11.3. – 15:39	Start des passiven Kühlsystems RCIC
12.3.	Keine signifikanten Ereignisse
13.3. – 11:00	Beginn der kontrollierten Druckentlastung des Containments
14.3. – 14:00	Vorübergehende Unterbrechung der kontrollierten Druckentlastung des Containments als Folge der Explosion in Block 3
14.3. – 18:00	Druckentlastung des RDB über die Abblaseleitung
14.3. – 19:54	Meerwasser-Einspeisung in die „fire protection line“ mit mobiler Pumpe
15.3. – 6:10	Explosion und vollständiger Druckabfall im Containment
26.3.	Stromversorgung des Kontrollraums wiederhergestellt

 

Von der Explosion gibt es keine Video-Aufzeichnungen, aber als es hell wurde, war zu sehen, dass eine Platte in der Wand des Reaktorgebäudes, die als Sollbruchstelle vor-gesehen war (Blow-out panel), von der Druckwelle heraus gebrochen worden war.

Auch in Block 3 wurde sofort nach dem Tsunami das RCIC gestartet, das ca.1 Tg lang den Kern Kühlte. Danach wurde mit dem Betrieb des HPCI ein weiterer Tag gewonnen. Dann aber erfolgte die geplante externe Einspeisung nicht schnell genug, um eine Kernschmelze zu verhindern. Die wesentlichen Ereignisse zeigt die Tabelle.

 

	Block 3
11.3. – 15:37	Ausfall der Notstromdiesel und der Kühlwasserversorgung
11.3. – 16:03	Start des passiven Kühlsystems RCIC
12.3. – 12:35	Das passive Sicherheitssystem HCPI wird gestartet
13.3. – 2:42	HCPI stoppt – Die Stromversorgung reicht nicht mehr
13.3. – 8:41	Beginn der kontrollierten Druckentlastung des Containments
13.3. – 9:08	Druckentlastung des RDB über die Abblaseleitung
13.3. – 9:25	Meerwasser-Einspeisung in die „fire protection line“ mit mobiler Pumpe
14.3. – 11:01	Explosion
22.3.	Stromversorgung des Kontrollraums wiederhergestellt

 

Das Bild zeigt die Explosion von Block 3.

 

Die Explosionen in den drei Blöcken haben auch die Fachwelt überrascht, da bislang niemand damit gerechnet hatte, dass sich innerhalb des Reaktorgebäudes ein explosi-ves Wasserstoff-Luft-Gemisch bilden könnte. Man war immer davon ausgegangen, dass das Fehlen von Sauerstoff im Containment verhindert würde, dass sich so hohe explosionsfähige Konzentrationen irgendwo bilden können.

 

Der Plan war eigentlich, das Containment, wenn der Druck infolge der Wasserstoffgas-Produktion ansteigt, das Containment über das Containment Venting System zu entlasten und dabei das Wasserstoff-Stickstoff-Gemisch über den Kamin abzublasen. Dieses System war in allen Blöcken nachgerüstet worden, allerdings ohne ein Filtersystem, was bedeutet, dass mit dem Gas auch die im Gas vorhandene Radioaktivität freigesetzt wird.

 

Das Containment Venting System war ausgesprochen intelligent konzipiert, wie man an der Systemzeichnung sehen kann.

 

Das System besteht zunächst aus je einer Leitung aus dem Drywell und aus dem Wetwell. Jede Leitung verfügt über zwei parallel geschaltete Hauptventile (AO 205 – 208), die mittels Druckluft aus Drucktanks betätigt werden, also keinen Strom benötigen. Die Druckluftleitungen werden mit Magnet-Vorsteuerventilen geöffnet und geschlossen, die Batteriestrom benötigen. Als der Batteriestrom nicht zur Verfügung stand, wurden diese Ventile z.T. von Hand betätigt, was aber wegen der hohen Strahlung dann doch nicht erfolgreich war. Hinter den Druckluftventilen werden die Leitungen zusammen geführt und die Leitung führt zum Abluftkamin. Vor dem Abluftkamin befindet sich ein mit elektrischem Motor betriebnes Ventil, das offen steht und dazu dient, bei Bedarf die Leitung wieder zu schließen. Eine Berstscheibe stellt sicher, dass nur dann abgeblasen wird, wenn auch der vorgeschriebene Druck im Containment herrscht, ein einfache und zuverlässige Lösung.

Soweit das intelligente Konzept. Im Störfall zeigte es sich, dass diese Maßnahme sich viel schwerer durchführen ließ als geplant. Das Öffnen der Vorsteuerventile bereitete große Probleme und musste per Hand durchgeführt werden, dann war zuviel Druckluft verloren gegangen und die Ventile ließen sich nicht soweit öffnen wie geplant, aber letztlich wurde in allen drei Blöcken diese Druckentlastung des Contaiments durchgeführt.

Ein immer noch offene Frage ist aber, wie der viele Wasserstoff in die 5. Etage der Reaktorgebäude gelangt ist.  Sicher nicht aus dem Containment Venting System; einmal geöffnet stellt es eine leichten Strömungspfad in die Atmosphäre dar. Es muss also eine Pfad gegeben haben auf dem Hunderte von Kilogramm Wasserstoffgas in die 5. Etage gelangt sein müssen.

Ein Verdacht richtet sich auf das Containment Venting. Vermutet wird, dass dies bei der Druckentlastung des Containments geschehen ist, aber eine schlüssige Hypothese dazu gibt es bislang nicht.

Der zweite Verdacht richtet sich gegen die Dichtungen am stählernen Deckel des Drywells. Es wird unterstellt, dass er bei den erhöhten Drücken im Containment massiv geleckt hat. Dagegen spricht, dass das Containment jedes Jahr auf Dichtigkeit überprüft wird. Allerdings Fukushima in den 90er Jahren dabei ertappt worden, dass sie die Unterlagen zur Dichtigkeitsprüfung des Containments gefälscht hatten.

 

Es bleibt auch nach 2 Jahren immer noch ein Rätsel, wie der Wasserstoff in die 5 Etage gelangt ist.

Aber es sollte noch schlimmer kommen: Am 15.3. um 6:10, also fast eine Tag nach dem Block 3 explodierte der Block 4, beim Tsunami abgeschaltet war. Der Kern war aus dem RDB geräumt und befand sich im Abklingbecken auf der 5. Etage, d.h. der Wasserstoff in Block 4 kann nicht aus einer Zirkon-Wasserdampf-Reaktion im Reaktor des Blocks 4 stammen.

Die Bilder zeigen die vier Blöcke nach den Explosionen.

(Block 1 rechts, Block 2 links)

 

(Block 3 links, Block 4 rechts)

 

 

Bislang wurden zwei Hypothesen für den Ursprung des Wasserstoffs aufgestellt:
1) Der Wasserstoff stammt aus dem RDB. In diesem Fall ist es unklar, wie er in das Reaktorgebäude gelangt ist. Eine schlüssige Vermutung auf welchem Strömungspfad dies passiert ist, gibt es bislang nicht. Besonderns schwierig ist es zu erklären, wie der Wasserstoff aus dem Block 3 in den Block 4 gelangt ist.
TEPCO propagiert die Hypothese, dass der Wasserstoff bei der Druckentlastung des Containments des Block 3 über die Abluftsysteme der beiden Blöcke in den block 4 gelangt ist. Beide Blöcke verfügen über einen gemeinsamen Abluftkamin. Vor dem eigentlichen Kamin werden die Rohleitungen der beiden Systeme in einem Hosenstück zusammen geführt. Hier könnte der Wasserstoff in den Block 4 gelangt sein.

 

Die Hypothese ist nicht plausibel und zwar aus drei Gründen:
- Die Hypothese unterstellt, dass die großen Mengen Wasserstoff-Stickstoff-Gemsich, die bei der Druckentlastung durch das Rohr strömten nicht auf direktem Weg in den Abluftkamin strömten sondern durch die viel engeren Rohren und Filter im Block 4 bis in die 5. Etage strömten.

 

 

 

- Wie man auf dem vorigen Bild sieht, ist bei der Explosion des Block 3 die Abluftleitung abgerissen (gelber Kreis). Damit existiert nach der Explosion ein kurzer Strömungspfad von Block 4 ins Freie. Die Explosion in Block 4 ereignete sich 19 Stunden nach der Explosion in Block 3. Die Hypothese unterstellt also, dass 19 Stunden lang der leichtflüchtige Wasserstoff in Block 4 nicht auf diesem Weg wieder ausgeströmt ist.
- Um ein explosionsfähiges Gemisch aus Wasserstoff, Stickstoff und Sauerstoff herzustellen benötigt man große Mengen von Wasserstoff, wie eine kurze Handrechnung zeigt. TEPCO hat es tunlichst vermieden, diesen Punkt durch Rechnungen auf Plausibilität zu untersuchen und schweigt dazu.

 

 

2)    Die zweite plausible Hypothese ist, dass der Wasserstoff aus den Abklingbecken stammt, in denen infolge des Fehlens einer Anti-Syphon-Einrichtung durch Rückwärtsströmung durch die Einspeiseleitung der Wasserstand rasch sank, so dass es zu einer lokalen Überhitzung der Brennelemente unter Wasserstoffbildung kam. Erst nachdem diese zweite Hypothese veröffentlicht wurde, hat TEPCO Schaltbilder der Brennelementlagerbecken veröffentlicht, in denen Anti-Syphon-Einrichtungen eingezeichnet sind, in den früheren Veröffentlichungen waren sie nicht eingezeichnet. Deshalb sollte man skeptisch sehen, ob diese Einrichtungen wirklich existieren oder ob TEPCO hier Sachverhalte vertuschen will.

Nach den Explosionen installiert TEPCO die mobile Einspeisung mit Hilfe von Feuerwehrautos neu. Mittlerweile waren zahlreiche Feuerwehrautos auf dem Gelände eingetroffen und verfügbar. Am 14.3. um 20:00 waren in allen drei Blöcken die Einspeisung von Meerwasser als Kühlmittel durch mobile Geräte hergestellt worden.

Das Bild zeigt die Lage zu diesem Zeitpunkt.

 

Es waren also insgesamt 14 Feuerwehrautos auf dem Gelände, drei im Einatz, 6 in bereitschaft und die erstaunlich hohe Zahl von 5 war bereits ausgefallen. Diese Feuerwehrautos waren z.T. weit hergefahren und waren entweder Berufsfeuerwehren oder Betribsfeuerwehren aus anderen Kraftwerken: 
AF Anesaki Thermal Power Station, YS Yokohama South Fire Station, SF SelfDefense Forces, CF Chib Power Station, MF Municipal Fire Fighters, SP Sodegsura Power Station

 

Damit waren die Kernschmelze in den RDBs und Containments in einen vorläufigen sicheren Zustand überführt.

 

Damit blieb als großes Problem die Kühlung der Abklingbecken. Die Abklingbecken sind im Grunde große Schwimmbecken aus massivem Beton mit einer Stahlhülle innen. Sie sind auch ziemlich sicher, da alle Zu- und Ableitungen sich oben am Beckenrand befinden und sie nur bei einem Leck in Wand oder Boden oder bei Rückwärts-Strömung in einer Leitung leer laufen können. Die Abklingbecken enthalten große Mengen Wasser, so dass  einige Tage ohne Kühlung auskommen.
Die Kühlung der Abklingbecken war durch den Tsunami ausgefallen und nach den Explosionen wurde festgestellt, dass der Wasserstand gesunken war. Durch die Explo-sionen standen die Abklingbecken der Blöcke 1, 3 und 4 mehr oder weniger im Freien.

In einigen spektakulären aber völlig sinnlosen Aktionen, die mehr fürs Fernsehen gedacht waren, wurde mit einem Hubschrauber Wasser über den Reaktoren abgeworfen, was natürlich gar nichts brachte. Nachdem sie in den Abendnachrichten weltweit waren, stellten sie die Hubschrauberflüge wieder ein. 

 

Da wollte natürlich auch die Tokioer Feuerwehr nicht nachstehen und aus Tokio reisten extra "heldenhafte" Feuerwehrleute an, um mit den Feuerwehrspritzen irgendwie Wasser Richtung Abklingbecken zu spritzen. Auch sie reisten wieder ab, nachdem sie in den Fernsehnachrichten ausreichend gewürdigt worden waren. (20.3.2012)

 

Die Frage, warum die Betriebsfeuerwehr der Anlage nicht mit ihren eigenen Spritzen die Becken auffüllte, wurde nie gestellt. Am 22. 3. war eine stinknormale Betonpumpe, wie sie auf jeder größeren Baustelle eingesetzt wird, eingetroffen. Mit dieser Pumpe wurden dann die Abklingbecken endgültig aufgefüllt und auf Füllstand gehalten.

 

Damit war der eigentliche Störfall vorläufig beendet.
 
Das ist der Ablauf der Ereignisse, wie er sich heute darstellt. Es fehlen aber noch viele Fakten, um die Ereignissen abschließend zur beurteilen. Deshalb muss bezüglich der folgenden Aussagen die Einschränkung gemacht werden, dass sie nur nach dem aktuellen Wissenstand gültig sind.

 

Das Design des Systems zur kontrollierten Druckentlastung enthält schwer wiegende Design-Fehler. Das System ist nicht sauber getrennt sondern mit anderen Sicherheitssystemen vernetzt. Das System verfügt nicht über eine separate und redundante Stromversorgung und Leittechnik für den Fall eines totalen Stromausfalls, was bei einem "finalen" System der Fall sein sollte, und funktionierte erst nach Handeingriff. Das System verfügt über keine Filter. Das System stellt nicht sicher, dass Wasserstoffgas gefahrlos abgeblasen werden kann. (Design-Fehler Nr. 4)

 

Die passiven Sicherheitseinrichtungen IC, RCIC und HPCI verfügen nicht über eine separate und redundante Stromversorgung und Leittechnik für den Fall eines totalen Stromausfalls. (Design-Fehler Nr. 5)

 

Die Abklingbecken verfügen nicht über ein eigenes separates und redundantes Kühlsystem für den Fall des Ausfalls der Reaktorkühlung sondern sind mit Reaktorkühlung vernetzt. (Design-Fehler Nr. 6)

 

Die Abklingbecken sind möglicherweise nicht mit Anti-Syphon-Einrichtungen ausgestattet, die wirkungsvoll eine Rückwärtsströmung in den Einspeiseleitungen verhindern. (Design-Fehler Nr. 7)

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