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Häufig gestellte Fragen.

1) Ist eine erneute Kettenraktion möglich (Re-Kritikalität)? Kann das zerstörte Abklingbecken oder der geschmolzene Kern wieder kritisch werden?

Es gibt gute Gründe, eine Re-Kritikalität nicht zu befürchten.
1) Reaktorkern
Damit der Reaktorkern kritisch wird, muß er mit Wasser geflutet und seine geometrische Konfiguration intakt sein.
Sobald Dampfblasen im Wasser auftreten oder nur noch Dampf zwischen den Brennelemente ist, wirkt der sogenannte Void-Koeffizient, die Anordnung ist unterkritisch.
Bei einer Kernschmelze geht die geometrische Anordnung verloren und es entsteht eine inhomgone Verteilung. Diese kann nicht mehr kritisch werden, da der Brennstoff nur bis maximal 5% angereichert ist.

2) Abklingbecken
Im Abklingbecken sind die Brennelemente so angeordnet , dass sie mit und ohne Wasser nicht kritisch werden können. Der Borzusatz dient nur noch als zusätzliche Sicherheit, falls die Arbeiter beim Be- und Entladen Fehler machen.
Der Borzusatz geht beim Ausdampfen des Abklingbecknes nicht verloren. Er bleibt in der flüssigen Phase, also im Restwasser.
Wird die geometrische Anordnung im Abklingbecken zerstört, dann gilt das oben Gesagte. Die Brennelemente sind nicht hoch genug angereichert, um wieder kritisch zu werden.

Die wahren Gefahren sind der Zirkonbrand im Abklingbecken oder ein schlagartiges Containmentversagen.

2) Kann sich die Verwendung von Meerwasser negativ auf die Notfall-Massnahmen auswirken?

Meerwasser ist Wasser mit einem geringen Salzanteil und damit korrosiv. Außerdem besteht die Gefahr, dass beim Verdampfen sich Salzkrusten bilden können. Aber dasselbe gilt für das im Notfall und im Abklingbecken als Kühlmittel verwendete borierte Wasser.

Beim Verdampfen von Wasser bleibt das Salz und das Bor und erfreulicherweise auch viele radioaktive Spaltprodukte in der flüssigen Phase, also im Wasser  zurück, während der Dampf nur aus ziemlich reinem Wasserdampf besteht. Im Restwasser reichern sich also Salz oder Bor oder die radioaktiven Spaltprodukte an. Wird dann wieder Wasser eingespeist, werden diese Konzentrationen im Restwasser wieder verdünnt.

Eventuelle Ablagerungen stören bei der Kühlung im Schweren Störfall nicht.

Im Betrieb sieht das natürlich ganz anders aus: Dort können Ablagerungen von Bor aufgrund zu hoher Borkonzentrationen zu erheblichen Problemen führen.

Aber in Fukushima geht es nicht mehr um betriebliche Aspekte. Es geht eigentlich nur noch darum, ein katastrophales Versagen des Containments oder einen Zirkonbrand im Abklingbecken von heute auf den nächsten Tag zu verzögern.  Und da ist jede Art von Kühlung besser als gar keine Kühlung.

3) Wäre es eine Idee, die Abklingbecken mit Sand zu füllen, wenn man kein Wasser mehr hat?

Die Spaltprodukte in den Brennelementen bestehen zu einem Drittel aus leichtflüchtigen, einem Drittel aus mittelflüchtigen und einem Drittel schwerflüchtigen Spaltprodukten. Werden die Brennelemente zerstört - die heißen Brennelemente sind ziemlich bröselig - dann machen sich die leichtflüchtigen sofort auf den Weg in die Umwelt.

Also lassen wir besser die abgebrannten Brennelemente dort wo sie sind, solange kein neues  dichtes Dach errichtet worden ist.

Wenn der Störfall droht aus dem Ruder zu laufen, weil die zuverlässige Kühlung der Abklingbecken nicht wieder hergestellt werden kann, wäre es eine gute Idee, Sand oder anderes geeignetes Material auf den Reaktor zu kippen.

Der Clou mit dem Sand ist, dass Sand gut abschirmt und auch leichtflüchtige Spaltprodukte gut zurückgehält. Sand bildet mit dem geschmolzenen Brennelemente ein Eutektikum mit Schmelzpunkt von 1350 Gard Celsius, während der Sand selber so erst bei 2500 Grad schmilzt. Will sagen, unter dem Sand bildet sich eine Schmelze, die nach unten wegfließt und gut mit dem Beton reagiert. Das Volumen der Schmelze wird größer und sie lässt sich deshalb besser kühlen. Damit ist die Schmelze erst einmal innerhalb des Betongebäudes gebunden und nach oben durch den Sand abgeschirmt.

Im Betongebäude kühlt sich die Schmelze aufgrund der Verdünnung durch Sand und Beton zügig ab und kommt zum Stehen, so wie in Tchernobyl. Die abgekühlter Schmelze strahlt auch wegen der Selbstabschirmung nicht so heftig.

Den Sand muß man in die Brennelementbecken werfen oder pumpen, solange diese noch nicht ausgetrocknet sind, sonst kommt der Sand aufgrund seiner Feuchtigkeit im hohen Bogen wieder heraus geflogen durch die explosionsartige Dampfbildung.

4) Gibt es auch in den Reaktorkernen der anderen Blöcke Plutonium und ist Block 3 besonders gefährlich?

Die Verwendung von MOX- Brennelementen, die aus einer Mischung von Uran und Plutonium bestehen, im Block 3 wird von der Presse  als besonders gefährlich dargestellt. Die Verwendung von MOX-Elementen erfordert Änderungen beim Betrieb, insbesondere bei der Beladung des Reaktorkerns.

Im Schweren Störfall stellt aber die Verwendung von MOX-Elementen keine wesentliche Verschärfung des Störfallszenarios dar, da auch reine Uranbrennelemente im Betreib sich mit Plutonium anreichern. Das Plutonium entsteht auch dem U238 durch Neutroneneinfang. Jeder Reaktorkern enthält also Plutonium.

Die genauen Daten z uFukushima sind unbekannt, deshalb wird hier von einem deutschen Konvoi-Reaktor extrapoliert. Ein deutscher Konvoi mit 3600 MW(thermisch) Leistung enthält am Ende des Jahres ca. 1 to Plutonium. Der frische Kern in einem Konvoi-Reaktor enthält ca 160 to Uranoxyd, also ca. 140 to Uran (U235 und 238). Bei 5% Anreicherung ergibt das 7 to U235. Daraus ist zu folgern, das ein MOX Kern deutlich mehr Plutonium enthält und ein höheres Potential zu radioaktiven Verseuchung.

Die einzige gute Nachricht zu diesem Thema ist, dass Plutonium schwer flüchtig ist und nur bei einer explosionsartigen Druckentlastung des Containments herausgeschleudert wird. Selbst in Tchernobyl hat sich das Plutonium im wesentlichen in 30 km Umkreis niedergeschlagen.

5)  Wie berechnet man die Nachzerfallwärme ?

Eine ausreichend genau Formel für Schwere Störfälle ist die ANSI/ANS-5.1-1979 Formel:

P ist die Nachzerfallswärme, P0 ist die thermiche Leistung beim Störfall, t ist die Zeit in Sekunden.

Rechenbeispiele (geht ganz einfach mit EXCEL)

Fukushima Block 1:
Reaktorkern , 400 Brennelememte : P0 = 1380 MW(themrisch), also nach 14 Tagen = 14*24*60*60 =1209600 Sekunden: 3.4 MW
Abklingbecken 292 Brennelemente, also P0 = 1380 * 292/400 =1000 MW, also nach 1 Jahr = 365*24*60*60 = 35036000 Sekunden: 1,0 MW, nach 2 Jahren: 0,8 MW. Da ist man schon im flachen Teil des exponentiellen Abfalls.

Fukushima Block 2:
Reaktorkern , 748 Brennelememte : P0 = 2381 MW(themrisch), also nach 14 Tagen = 14*24*60*60 =1209600 Sekunden: 5,9 MW
Abklingbecken 587 Brennelemente, also P0 = 2381 * 587/548 =  2550 MW, also nach 1 Jahr = 365*24*60*60 = 35036000 Sekunden: 2,5 MW, nach 2 Jahren: 2,1 MW.

Fukushima Block 3:
Reaktorkern , 548 Brennelememte : P0 = 2381 MW(themrisch), also nach 14 Tagen = 14*24*60*60 =1209600 Sekunden: 5,9 MW
Abklingbecken 514 Brennelemente, also P0 = 2381 * 514/548 = 2233 MW, also nach 1 Jahr = 365*24*60*60 = 35036000 Sekunden: 2,2 MW, nach 2 Jahren: 1,8 MW.

Fukushima Block 4:
Abklingbecken 1331 Brennelemente, also P0 = 2381 * 1331/548 = 5783 MW, also nach 1 Jahr = 365*24*60*60 = 35036000 Sekunden: 5,7 MW, nach 2 Jahren: 4,7 MW. Das erklärt, warum die unzureichende Kühlung dieses Abklingbecken zu der massiven Wasserstoffexplosion geführt hat.

Dreisatz und EXCEL sind die wichtigsten Hilfsmittel in der Reaktorsicherheit.

6) Ist es eine Schwäche im Design, dass die Reaktoren nur zwei Notstromdiesel hatten?

Aufgabe der Notstromdiesel ist es, die nötige elektrische Energie für den Betrieb der Notkühlpumpen, Nachkühlpumpen  und des sicheren Nebenkühlwassers sicherzustellen, wenn die anderen Stromquellen ausfallen. Die ebenfalls vorhandenen Batterien sind nicht ausreichend, um diese Pumpen zu betreiben. Die benötigte Leistung ist einfach zu groß. Der Batteriestrom wird benötigt, um die nötige Leittechnik sicher zustellen, damit die Operateure den Zustand der Anlage erfassen können und ggf. Notfall-Maßnahmen wie z.B. Ventile öffnen und schließen, durchführen können.

In der Reaktorsicherheit ist ein wichtiges Prinzip: Redundanz und Separation. Da die Sicherheitssysteme in der Regel den Kühlkreisen zu geordnet sind, ergibt sich aus der Zahl der Kühlkreise auch die Anzahl der erforderlichen Sicherheitssysteme.

Die Reaktoren in Fukushima hatten zwei Kühlkreise. Daraus ergibt aus den Forderungen der Reaktorsicherheit zwangsläufig: 2 Nachkühlsysteme, 2 Notkühlsysteme, 2 sichere Nebenkühlwasser und 2 Notstromdiesel.  Je eines von diesen Sicherheitssystemen bildet einen separaten Strang von Sicherheitssystemen, der von dem anderen so getrennt ist, dass eine Störung in dem einen Strang nicht auf den anderen übergreifen kann. Falls ein Strang ausfällt, muss der zweite die nötige 100% Leistung erbringen. Daraus ergibt sich die Auslegung 2 * 100%.

Hat man vier Kühlkreisläufe, wie in deutschen Konvoi-Anlagen, dann benötigt man vier solche in separierten Strängen integrierten Systeme. Also müssen alle Teilsysteme und Komponenten viermal vorhanden sein, aber das bringt auch Vorteile:
1) Da in der Störfallanalyse angenommen wird, dass nur ein System ausfällt, genügt es, dass die Leistung jedes einzelne Stranges von Sicherheitssystemen nur 50% beträgt, denn es bleiben noch 3 * 50% Leistung übrig.
2) Bei vier Systemen mit je 50% Leistung, von denen drei verfügbar sind, könnte man noch ein weiteres abschalten und es steht immer noch die geforderten 100% Leistung zur Verfügung. Das ist für betreibliche Zwecke interessant, denn es bedeutet, dass aus Sicht der Reaktorsicherheit nichts dagegen spricht, einen Notsttromdiesel herauszunehmen und während des laufenden Betriebs zu testen und zu warten. Das senkt die Betreibskosten erheblich.

Die Frage, ob eine höhere Anzahl von Sicherheitssystemen die Ausfallwahrscheinlichkeiten verbessert, ist in der Reaktorsicherheit umstritten. Mein persönliche Meinung ist, dass eine höhere Zahl von Sicherheitssystemen keinen Sicherheitsgewinn bringt, solange alle vier Notstromdiesel gleich sind. Wenn zwei gleiche Notstrom-Diesel nicht anspringen, dann springen auch vier gleiche nicht.

Vier gleiche Notstromdiesel - womöglich auch räumlich nebeneindander installiert - sind es aus meiner Sicht viel ungünstiger als nur zwei Notstromdiesel, wenn diese zwei räumlich getrennt in zwei verschiedenen Gebäuden auf dem Gelände verteilt sind und auch alles andere sollte konsequent diversitär sein, also verschiedene Hersteller, verschiedene Wartungsschemata, verschiedene Mannschaften, die diese warten, und auch Dieselvorräte von verschiedenen Lieferanten.

Soweit ich mich erinnere, gab es einmal großen Ärger, weil alle vier Diesel zu wenig Motoröl hatten und bei allen vier Diesel fehlerhafte Ölstandanzeiger eingebaut waren, die genügend Öl vorgauckelten.

So nicht, wenn etwas schief geht, dann sind alle vier betroffen!

7) Wie dicht ist das Containment und wo kann es Leckagen geben?

Das Containment ist eine riesige Konstruktion im Mischbauweise: große Teile bestehen aus Spannbeton mit einem Liner, das ist ein dickes Blech an der Innenseite, da Beton nicht druckdicht ist.  Andere Teile wie der Torus der Kondensationkammer und der Deckel sind aus Stahl gefertigt.

Containments werden regelmäßig einer Druckprobe unterzogen. Dabei ist eine Leckage von 0,3% Volumen pro Tag zulässig. Ein Containment ist niemals völlig dicht, da es zahlreiche Durchführungen gibt: die Personalschleuse, Rohrdurchführungen der großen Rohrleitungen, wie Frischdampf- und Speisewasserleitungen und viele kleine ( so an die 100). Dazu kommen noch die Kabeldurchführungen.

Beim jetzigen Zustand der Blöcke (Kernschmelze Phase 2) ist sowohl die Containment-Atmosphäre als auch das Wasser im Containment hoch radioaktiv. Da die Anlage keine zweite Containmenthülle besitzt, ist es unumgänglich, dass irgendwann hohe Strahlung im Gebäude gemessen wird.

Es ist auch nicht auszuschließen, dass eine Leitung aus dem Containment leckt oder gerissen ist. Die Vermutung liegt nahe, dass eine für Dampf ausgelegte kleine Leitung "Wasser gesehen hat" und beschädigt ist. In den alten Reaktoren hat man noch Geld gespart und Dampfleitungen nur für Dampf ausgelegt, also recht dünnwandig. Wenn nun im Unfall Wasser in diese Leitung gelangt, kann es zu sogenanten Kondensationsschlägen kommen, welche die Leitungen beschädigen oder abreißen lassen. Damit wird ein Pfad in das Raktorgebäude geöffent. Heute wird so etwas nicht mehr genehmigt.

Reißt eine Kleinleitung ab, so merkt man zunächst an den Instrumenten nichts außer dem Anstieg der Radioaktivität. Druck, Temperatur und Wasserstand im Containment ändern sich kaum. Man muss sich das so vorstellen,als würde an einem riesigen Tank unten eine Wasserhahn offen stehen. Das kann Tage lang so gehen, bevor sich der Wasserspiegel im Containment merklich ändert. Die Strahlung im Reaktorgebäude jedoch steigt gewaltig an.

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8) Wieso ist in den Abklingbecken für die abgebrannten Brennelemente zu Wasserstoff-Explosionen gekommen und wie geht es weiter? (29.3.2011)

Wasserstoff entsteht bei einem Schweren Störfall durch
1) Thermolyse
2) Radiolyse
3) Zirkon-Dampf-Reaktion.

Die Mengen an Wasserstoff, die zu den Explosion führen,die in Fukushima beobachtet wurden, können nur durch Zirkon-Wasserdampf-Reaktion entstehen.
Fallen die Hüllrohre der Brennelemente trocken und werden daraufhin durch die Nachzerfallswärme über 1500°C erhitzt, dann startet eine exotherme chemische Reaktion, bei der Wassermoleküle in Sauerstoff und Wasserstoff zerlegt werden. Die Sauerstoffatome verbinden sich unter Wärmefreisetzung mit dem metallischen Zikon zu Zirkonoxyd. Es ensteht ein regelrechter Zirkonbrand. Die Reaktion wird nur durch Dampfmangel begrenzt.

Das Entstehung von Wasserstoff im Abklingbecken ist etwas vertrackt. Die Brennelemente werden unterschiedlich heiß, am heißesten werden die Elemente, die frisch aus dem Kern kommen. Diese Elemente sind dann auch die Elemente, an denen die Wasserdampf-Zirkon-Reaktion einsetzen kann, wenn sie nicht ausreichend gekühlt sind.

Die Explosionsgrenze für Wasserstoff beginnt ab 4%. Um eine Wasserstoffexplosion zu vermeiden, wurden alle Kernkraftwerke mit Zündkerzen oder Wasserstoff-Rekombinatoren ausgestattet. Die Rekombinatoren zumindest sind absolut passiv und arbeiten zuverlässig auch unter Störfallbedingungen.
Diese Rekombinatoren sind aber nicht auf plötzlichen Anstieg der Wasserstoff-Konzentration ausgelegt.

Um die großen Mengen Wasserstoff zu erzeugen, müssen erhebliche Hüllrohrschäden vorliegen. Dann werden auch erhebliche Mengen von radioaktiven Edelgasen und Jod freigesetzt. Wo Wasserstoff ist, müssen auch diese Gase sein, also muß dort auch hohe Radioaktivität vorliegen.

Damit stellen sich im nachhinein folgende Fragen:
Frage 1:
Wie können sich so große Menge von Wasserstoff bilden?
Nur bei erhebliche Kernschäden.
Frage 2:
Wie kann eine so große Menge Wasserstoff in der nötigen Konzentration in den Raum zwischen Containment und äußerern Wänden und Dach des Reaktorgebäudes gelangen?
Keine Ahnung, eigentlich nur aus den Abklingbecken.
Frage 3:
Wieso wurde nicht "Radioaktivität hoch" beobachtet?
Das hat wahrscheinlich der Betreiber verschwiegen.
Frage 4:
Wie geht es weiter?
Das radioaktive Inventar der Abklingbecken ist gewaltig. Man muss deshalb in jedem Fall eine dauerhafte ausreichende Kühlung sicherstellen, wobei kurze Unterbrechungen für ein paar Stunden kein Problem sind. Vor dem Aufräumen der Abklingbecken muss über den Becken ein Hilfsgebäude erreichtet werden mit kontrollierter Abluft. Danach kann man die Brennelemente abtransportieren und in ein Zwischenlager bringen, das möglichst schnell in der Nähe errichtet werden sollte. Der Transport ist kein Problem, es gibt auch spezielle Transportbehälter für beschädigte Brennelemente. Sollten einige Elemente total zerbröselt sein, dann muss man sie mit eventuell neu zu entwickelnden Geräten in Transportfässer füllen.

Man sieht hier: Unter 4% Wasserstoff-Anteil gibt es keine Verbrennung und unter 20% keine Explosion, d.h. in den Abklingbecken für die abgebrannten Brennelemente sind erhebliche Schäden eingetreten.

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9) Ist das Fluten des Containments und die damit verbundene Außenkühlung des Reaktordruckgefäßes eine gute Idee? (30.3.2011)

Außenkühlung durch Fluten des Containments ist die beste Notfallmaßnahme. Aus Experimenten weiß man, das Außenkühlung bei Reaktoren mit einer Leistung bis 1000 MW (elektrisch) hervorragend funktioniert. Bei diesem Reaktor kommt nach vorteilhaft hinzu, dass eine wahrer „Wald“ von Rohren durch die untere Kugelkalotte des Reaktordruckgefäßes in den Reaktorkern führt. Diese Rohre können durch reine Wärmeleitung wie „Kühlrippen“ massiv Wärme abführen.

Die Nachzerfallwärme wird durch die Spaltprodukte erzeugt. Diese befinden sich in der Schmelze, im Kühlwasser, in der Atmosphäre im Reaktordruckgefäß und Containments und an den Wänden, wo sie sich abgelagert haben. Die Nachzerfallswärme heizt das Containment mit allem, was darin ist, auf. Gleichzeitig fließt auch Wärme durch die Containmentstrukturen nach außen aufgrund der natürliche Wärmeleitung. Um ein Zahl zu schätzen: so 4 MW. Nach 14 Tagen fließt dann durch die Wärmeleitung mehr Wärme ab, als durch die Nachzerfallswärme erzeugt wird. Danach besteht kein akuter Kühlungsbedarf mehr. Man muss nur noch die Knallgas-Konzentration im Containment kontrollieren.