Kernschmelze

Eine simulierte Animation einer Kernschmelze in einem Leichtwasserreaktor nach einem Unfall mit Kühlmittelverlust. Nach Erreichen einer extrem hohen Temperatur verflüssigen sich der Kernbrennstoff und die dazugehörige Umhüllung und fließen auf den Boden des Reaktordruckbehälters. ⓘ

Drei der Reaktoren in Fukushima I überhitzten, weil die Kühlsysteme ausfielen, nachdem ein Tsunami das Kraftwerk überflutet hatte, was zu Kernschmelzen führte. Hinzu kamen Wasserstoffgasexplosionen und der Austritt von kontaminiertem Dampf, der große Mengen an radioaktivem Material in die Luft freisetzte. ⓘ

Das Kernkraftwerk Three Mile Island bestand aus zwei von Babcock & Wilcox hergestellten Druckwasserreaktoren, die sich jeweils in einem eigenen Containment-Gebäude mit angeschlossenen Kühltürmen befanden. Block 2, in dem es zu einer teilweisen Kernschmelze kam, ist im Hintergrund zu sehen. ⓘ

Eine Kernschmelze (Kernschmelze, Kernschmelzunfall, Kernschmelze oder partielle Kernschmelze) ist ein schwerer Kernreaktorunfall, bei dem der Kern durch Überhitzung beschädigt wird. Der Begriff Kernschmelze ist weder von der Internationalen Atomenergie-Organisation noch von der US-Nuklearaufsichtsbehörde offiziell definiert. Er wurde jedoch so definiert, dass er das unfallbedingte Schmelzen des Kerns eines Kernreaktors bezeichnet und sich im allgemeinen Sprachgebrauch auf den vollständigen oder teilweisen Kollaps des Kerns bezieht. ⓘ

Ein Kernschmelzunfall tritt ein, wenn die von einem Kernreaktor erzeugte Wärme die von den Kühlsystemen abgeführte Wärme übersteigt, so dass mindestens ein Brennelement seinen Schmelzpunkt überschreitet. Dies unterscheidet sich von einem Brennelementversagen, das nicht durch hohe Temperaturen verursacht wird. Eine Kernschmelze kann durch einen Kühlmittelverlust, einen Verlust des Kühlmitteldrucks oder einen geringen Kühlmitteldurchsatz verursacht werden oder das Ergebnis einer Kritikalitätsexkursion sein, bei der der Reaktor mit einer Leistung betrieben wird, die seine Auslegungsgrenzen überschreitet. Alternativ kann auch ein externer Brand den Kern gefährden und zu einer Kernschmelze führen. ⓘ

Sobald die Brennelemente eines Reaktors zu schmelzen beginnen, ist die Brennstoffhülle durchbrochen, und der Kernbrennstoff (z. B. Uran, Plutonium oder Thorium) und die Spaltprodukte (z. B. Cäsium-137, Krypton-85 oder Jod-131) in den Brennelementen können in das Kühlmittel austreten. Bei späteren Störfällen können diese Radioisotope in weitere Schichten des Sicherheitsbehälters eindringen. Überhitzter Dampf und heißes Metall im Kern können zu Wechselwirkungen zwischen Brennstoff und Kühlmittel, zu Wasserstoffexplosionen oder Dampfschlägen führen, die Teile des Sicherheitsbehälters zerstören können. Eine Kernschmelze gilt als sehr ernst, da radioaktives Material die Sicherheitsbehälter durchbrechen und in die Umwelt entweichen (oder freigesetzt werden) kann, was zu radioaktiver Verseuchung und Fallout und möglicherweise zu Strahlenvergiftungen bei Menschen und Tieren in der Umgebung führen kann. ⓘ

Geschmolzener Reaktorkern beim Three-Mile-Island-Unfall.
1. 2B-Anschluss
2. 1A-Anschluss
3. Hohlraum
4. lose Bruchstücke des Kerns
5. Kruste
6. geschmolzenes Material
7. Bruchstücke in unterer Kammer
8. mögliche Uran-abgereicherte Region
9. zerstörte Durchführung
10. durchlöcherter Schild
11. Schicht aus geschmolzenem Material auf Oberflächen der Bypass-Kanäle
12. Beschädigungen am oberen Gitter ⓘ

Eine Kernschmelze kann auftreten, wenn die Reaktorkühlung und auch jede Notkühlung ausfällt. Die Nachzerfallswärme – sie entsteht nach Unterbrechung der Kernspaltung unvermeidlich – bewirkt dann, dass die Brennelemente sich stark erhitzen, schmelzen und das Schmelzgut (Corium) am Boden des Reaktors zusammenläuft. Ein so genannter Core-Catcher soll im Falle einer Kernschmelze das „Corium“ auffangen und damit von der Biosphäre abschirmen. ⓘ

Falls bei einem solchen Unfall auch das Reaktorgefäß zerstört wird, kann hochradioaktives Material unkontrolliert in die Umgebung gelangen und Mensch und Umwelt gefährden; diesen Unfall bezeichnet man als Super-GAU. Auch eine Kernschmelze wird prinzipiell beim Design moderner westlicher Kernkraftwerke berücksichtigt, und sekundäre Sicherheitssysteme in einer Weise ausgelegt, dass selbst bei Versagen jener Sicherheitsmaßnahmen, die eine Kernschmelze erst gar nicht entstehen lassen sollen, ein glimpflicher Ausgang sichergestellt werden kann. Hierbei kommt man zunehmend von „aktiver“ (menschliches Eingreifen erforderlich machender) Sicherheit ab und fokussiert sich auf „passive“ Sicherheit, welche im Prinzip auch dann funktioniert, wenn Menschen nicht eingreifen (können). Da Kernschmelzen äußerst selten sind, haben sich viele dieser neueren Sicherheitsmaßnahmen bisher noch nicht im realen Einsatz bewähren können oder müssen, sie basieren jedoch zum Teil auf sehr gut verstandenen fundamentalen physikalischen Prozessen oder wurden mit vergleichbaren Materialien simuliert, um den Ernstfall ohne das Risiko der Freisetzung von Radionukliden testen zu können. ⓘ

Verursacht

Kernkraftwerke erzeugen Strom, indem sie eine Flüssigkeit durch eine Kernreaktion erhitzen, um einen Generator zu betreiben. Wird die Wärme aus dieser Reaktion nicht angemessen abgeführt, können die Brennelemente im Reaktorkern schmelzen. Ein Kernschadensfall kann auch nach der Abschaltung eines Reaktors auftreten, da der Brennstoff weiterhin Zerfallswärme produziert. ⓘ

Ein Kernschadensunfall wird durch den Verlust einer ausreichenden Kühlung für den Kernbrennstoff im Reaktorkern verursacht. Die Ursache kann einer von mehreren Faktoren sein, z. B. ein Unfall mit Druckverlust, ein Unfall mit Kühlmittelverlust (LOCA), eine unkontrollierte Leistungsexkursion oder - bei Reaktoren ohne Druckbehälter - ein Brand im Reaktorkern. Fehler in den Kontrollsystemen können eine Reihe von Ereignissen auslösen, die zum Verlust der Kühlung führen. Die heutigen Sicherheitsgrundsätze der Verteidigung in der Tiefe gewährleisten, dass stets mehrere Schichten von Sicherheitssystemen vorhanden sind, um solche Unfälle unwahrscheinlich zu machen. ⓘ

Das Containment-Gebäude ist die letzte von mehreren Sicherheitsvorkehrungen, die die Freisetzung von Radioaktivität in die Umwelt verhindern. Viele kommerzielle Reaktoren befinden sich in einer 1,2 bis 2,4 Meter dicken, vorgespannten, stahlbewehrten und luftdichten Betonstruktur, die Orkanböen und schweren Erdbeben standhalten kann.

• Bei einem Kühlmittelverluststörfall kommt es entweder zum physischen Verlust des Kühlmittels (in der Regel deionisiertes Wasser, ein Inertgas, NaK oder flüssiges Natrium) oder zum Ausfall einer Methode, die eine ausreichende Durchflussrate des Kühlmittels gewährleistet. In einigen Reaktoren sind ein Unfall mit Kühlmittelverlust und ein Unfall mit Verlust der Druckregelung eng miteinander verbunden. In einem Druckwasserreaktor kann ein LOCA auch zur Bildung einer "Dampfblase" im Kern führen, und zwar aufgrund einer übermäßigen Erwärmung des abgewürgten Kühlmittels oder durch einen anschließenden Druckverluststörfall, der durch einen schnellen Kühlmittelverlust verursacht wird. Bei einem Störfall mit Verlust der Zwangszirkulation versagen die Umwälzpumpen eines gasgekühlten Reaktors (im Allgemeinen motor- oder dampfgetriebene Turbinen) bei der Umwälzung des gasförmigen Kühlmittels innerhalb des Kerns, und die Wärmeübertragung wird durch den Verlust der Zwangszirkulation behindert, obwohl die natürliche Zirkulation durch Konvektion den Brennstoff kühl hält, solange der Reaktor nicht drucklos ist.
• Bei einem Störfall mit Druckverlust sinkt der Druck des eingeschlossenen Kühlmittels unter den vorgeschriebenen Wert, ohne dass die Möglichkeit besteht, ihn wiederherzustellen. In einigen Fällen kann dies die Wärmeübertragungseffizienz verringern (bei Verwendung eines Inertgases als Kühlmittel), in anderen Fällen kann sich eine isolierende "Dampfblase" um die Brennelemente bilden (bei Druckwasserreaktoren). Im letzteren Fall kann der Druck, der erforderlich ist, um die "Dampfblase" zum Kollabieren zu bringen, aufgrund der lokalen Erwärmung der "Dampfblase" durch die Nachzerfallswärme die Reaktorauslegungsspezifikationen überschreiten, bis der Reaktor Zeit hatte, abzukühlen. (Dieses Ereignis ist bei Siedewasserreaktoren weniger wahrscheinlich, da der Druck im Reaktorkern absichtlich gesenkt werden kann, damit das Notkühlsystem des Reaktors eingeschaltet werden kann). Bei einem Druckabfall verliert ein gasgekühlter Reaktor den Gasdruck im Kern, wodurch sich die Wärmeübertragungseffizienz verringert und die Kühlung des Brennstoffs erschwert wird.
• Bei einem unkontrollierten Leistungsexkursionsunfall übersteigt eine plötzliche Leistungsspitze im Reaktor aufgrund eines plötzlichen Anstiegs der Reaktivität die Spezifikationen der Reaktorauslegung. Eine unkontrollierte Leistungsexkursion tritt auf, wenn ein Parameter, der sich auf die Neutronenvermehrungsrate einer Kettenreaktion auswirkt, erheblich verändert wird (z. B. durch das Auswerfen eines Steuerstabs oder eine erhebliche Veränderung der nuklearen Eigenschaften des Moderators, z. B. durch schnelles Abkühlen). In extremen Fällen kann der Reaktor in einen Zustand übergehen, der als prompt kritisch bezeichnet wird. Dies ist vor allem bei Reaktoren problematisch, die einen positiven Reaktivitätskoeffizienten haben, einen positiven Temperaturkoeffizienten aufweisen, übermoderiert sind oder überschüssige Mengen schädlicher Spaltprodukte in ihren Brennstoffen oder Moderatoren einschließen können. Viele dieser Merkmale sind bei der RBMK-Konstruktion vorhanden, und die Katastrophe von Tschernobyl wurde durch solche Mängel sowie durch schwere Fahrlässigkeit der Betreiber verursacht. Westliche Leichtwasserreaktoren sind nicht anfällig für sehr große unkontrollierte Leistungsausschläge, da der Verlust von Kühlmittel die Reaktivität des Kerns eher verringert als erhöht (ein negativer Leerraumkoeffizient der Reaktivität); "Transienten", wie die geringfügigen Leistungsschwankungen in westlichen Leichtwasserreaktoren genannt werden, beschränken sich auf kurzzeitige Erhöhungen der Reaktivität, die mit der Zeit rasch abnehmen (etwa 200 % bis 250 % der maximalen neutronischen Leistung für einige Sekunden im Falle eines vollständigen Schnellabschaltfehlers in Verbindung mit einem Transienten).
• Brände im Kern gefährden den Kern und können zum Schmelzen der Brennelemente führen. Ein Brand kann durch das Eindringen von Luft in einen graphitmoderierten Reaktor oder in einen mit Flüssignatrium gekühlten Reaktor verursacht werden. Graphit unterliegt auch der Akkumulation von Wigner-Energie, die den Graphit überhitzen kann (wie beim Brand in Windscale). Leichtwasserreaktoren haben keine brennbaren Kerne oder Moderatoren und sind nicht anfällig für Kernbrände. Bei gasgekühlten zivilen Reaktoren wie den Magnox-, UNGG- und AGCR-Reaktoren sind die Kerne mit nicht reaktivem Kohlendioxidgas bedeckt, das keinen Brand auslösen kann. Moderne gasgekühlte zivile Reaktoren verwenden Helium, das nicht brennen kann, und verfügen über einen Brennstoff, der hohen Temperaturen standhält, ohne zu schmelzen (z. B. der gasgekühlte Hochtemperaturreaktor und der Pebble Bed Modular Reactor).
• Byzantinische Fehler und Kaskadenausfälle in den Instrumenten- und Kontrollsystemen können schwerwiegende Probleme beim Reaktorbetrieb verursachen, die zu Kernschäden führen können, wenn sie nicht gemildert werden. So wurden beispielsweise beim Browns Ferry-Brand Steuerkabel beschädigt, so dass die Betreiber der Anlage die Kühlsysteme manuell aktivieren mussten. Der Unfall in Three Mile Island wurde durch ein festsitzendes, vorgesteuertes Überdruckventil in Verbindung mit einem irreführenden Wasserstandsanzeiger verursacht, der die Reaktorbediener in die Irre führte, was zu Kernschäden führte. ⓘ

Leichtwasserreaktoren (LWR)

Der Three Mile Island Reaktor 2 nach der Kernschmelze.

1. Einlass 2B
2. Einlass 1A
3. Hohlraum
4. Lose Kerntrümmer
5. Kruste
6. Zuvor geschmolzenes Material
7. Trümmer des unteren Plenums
8. Möglicherweise an Uran verarmter Bereich
9. Abgelöste Instrumentenführung im Kern
10. Loch in Ablenkplatte
11. Beschichtung aus zuvor geschmolzenem Material auf den Innenflächen des Bypassbereichs
12. Beschädigung des oberen Gitters ⓘ

Bevor der Kern eines Leichtwasserkernreaktors beschädigt werden kann, müssen bereits zwei Vorläuferereignisse stattgefunden haben:

• Ein einschränkender Fehler (oder eine Reihe zusammengesetzter Notfallbedingungen), der zum Versagen der Wärmeabfuhr innerhalb des Kerns führt (der Verlust der Kühlung). Ein niedriger Wasserstand legt den Kern frei, so dass er sich aufheizen kann.
• Ausfall des Kernnotkühlsystems (ECCS). Das ECCS ist dafür ausgelegt, den Kern schnell zu kühlen und ihn im Falle des größten Fehlers (Auslegungsstörfall), den sich die Atomaufsichtsbehörden und Kraftwerksingenieure vorstellen können, sicher zu machen. Für jeden Reaktor werden mindestens zwei Exemplare des ECCS gebaut. Jede Abteilung (Kopie) des ECCS ist für sich genommen in der Lage, auf den Auslegungsstörfall zu reagieren. Die neuesten Reaktoren haben bis zu vier ECCS-Abteilungen. Dies ist das Prinzip der Redundanz bzw. der Verdopplung. Solange mindestens eine ECCS-Abteilung funktioniert, kann kein Kernschaden auftreten. Jede der verschiedenen Abteilungen des ECCS verfügt über mehrere interne "Züge" von Komponenten. Somit sind die ECCS-Abteilungen selbst intern redundant und können Ausfällen von Komponenten innerhalb der Abteilungen standhalten. ⓘ

Der Unfall in Three Mile Island war eine Kombination mehrerer Notfälle, die zu einem Kernschaden führten. Auslöser war eine Fehlentscheidung der Betreiber, das ECCS während eines Notfalls abzuschalten, weil die Messwerte entweder falsch waren oder falsch interpretiert wurden; dies führte zu einem weiteren Notfall, der mehrere Stunden später zu einer Kernfreilegung und einem Kernschaden führte. Wäre das ECCS in Betrieb gewesen, hätte es sowohl die Exposition als auch den Kernschaden verhindern können. Während des Reaktorunfalls in Fukushima wurde das Notkühlsystem ebenfalls einige Minuten nach dem Start manuell abgeschaltet. ⓘ

Für den Fall, dass es zu einem solchen begrenzenden Fehler und einem vollständigen Ausfall aller ECCS-Bereiche kommt, beschreiben sowohl Kuan et al. als auch Haskin et al. sechs Phasen zwischen dem Beginn des begrenzenden Fehlers (dem Verlust der Kühlung) und dem möglichen Austritt von geschmolzenem Corium in den Sicherheitsbehälter (eine so genannte "vollständige Kernschmelze"):

1. Freilegung des Kerns - Im Falle eines transienten Fehlers, einer Störung, eines Notfalls oder eines begrenzenden Fehlers sind LWR so ausgelegt, dass sie automatisch einen SCRAM durchführen (ein SCRAM ist das sofortige und vollständige Einsetzen aller Steuerstäbe) und das ECCS hochfahren. Dadurch wird die thermische Leistung des Reaktors stark reduziert (aber nicht vollständig abgeschaltet); dies verzögert die Freilegung des Kerns, d. h. den Zeitpunkt, an dem die Brennstäbe nicht mehr vom Kühlmittel bedeckt sind und sich zu erhitzen beginnen. Wie Kuan erklärt: "Bei einem LOCA mit kleinem Bruch ohne Notkühlmitteleinspritzung beginnt die Kernfreilegung [sic] im Allgemeinen etwa eine Stunde nach Auslösung des Bruchs. Wenn die Reaktorkühlmittelpumpen nicht in Betrieb sind, wird der obere Teil des Kerns einer Dampfumgebung ausgesetzt, und die Aufheizung des Kerns beginnt. Wenn die Kühlmittelpumpen jedoch in Betrieb sind, wird der Kern durch ein Zweiphasengemisch aus Dampf und Wasser gekühlt, und das Aufheizen der Brennstäbe verzögert sich, bis fast das gesamte Wasser im Zweiphasengemisch verdampft ist. Der TMI-2-Unfall hat gezeigt, dass der Betrieb der Reaktorkühlmittelpumpen bis zu etwa zwei Stunden lang aufrechterhalten werden kann, um ein Zweiphasengemisch zu liefern, das eine Kernaufheizung verhindern kann."
2. Aufheizen vor der Beschädigung - "Wenn kein Zweiphasengemisch durch den Kern fließt oder dem Kern Wasser hinzugefügt wird, um den Wasserabbrand zu kompensieren, werden sich die Brennstäbe in einer Dampfumgebung mit einer Geschwindigkeit zwischen 0,3 °C/s und 1 °C/s aufheizen (3)."
3. Aufblähen und Bersten des Brennstoffs - "In weniger als einer halben Stunde würde die Kerntemperatur 1.100 K (830 °C) erreichen. Bei dieser Temperatur kann die Zirkaloy-Hülle der Brennstäbe aufblähen und platzen. Dies ist die erste Stufe der Kernschädigung. Das Aufblähen der Ummantelung kann einen erheblichen Teil des Strömungsbereichs des Kerns blockieren und den Kühlmittelfluss einschränken. Eine vollständige Blockierung des Kerns ist jedoch unwahrscheinlich, da nicht alle Brennstäbe an der gleichen axialen Stelle aufblähen. In diesem Fall kann eine ausreichende Wasserzugabe den Kern kühlen und das Fortschreiten der Kernschäden aufhalten."
4. Schnelle Oxidation - "Die nächste Phase der Kernschädigung, die bei etwa 1.500 K (1.230 °C) beginnt, ist die schnelle Oxidation des Zircaloy durch Dampf. Bei der Oxidation wird Wasserstoff erzeugt und eine große Menge an Wärme freigesetzt. Oberhalb von 1.500 K (1.230 °C) übersteigt die Energie aus der Oxidation die aus der Zerfallswärme (4,5), es sei denn, die Oxidationsrate wird durch die Zufuhr von Zirkaloy oder Dampf begrenzt."
5. Trümmerbettbildung - "Wenn die Temperatur im Kern etwa 1.700 K (1.430 °C) erreicht, fließen geschmolzene Kontrollmaterialien (1,6) in den Raum zwischen den unteren Teilen der Brennstäbe, wo die Temperatur vergleichsweise niedrig ist, und erstarren dort. Oberhalb von 1.700 K (1.430 °C) kann die Kerntemperatur aufgrund der erhöhten Oxidationsrate innerhalb weniger Minuten auf den Schmelzpunkt von Zirkaloy [2.150 K (1.880 °C)] ansteigen. Wenn die oxidierte Ummantelung bricht, würde das geschmolzene Zirkaloy zusammen mit gelöstem UO₂ (1,7) nach unten fließen und im kühleren, unteren Bereich des Kerns gefrieren. Zusammen mit verfestigtem Kontrollmaterial aus früheren Abwärtsströmungen würden das umgelagerte Zirkaloy und UO₂ die untere Kruste eines sich entwickelnden kohäsiven Schuttbetts bilden."
6. (Corium) Verlagerung in das untere Plenum - "In Szenarien von LOCAs mit kleinem Bruch befindet sich zum Zeitpunkt der Kernverlagerung im Allgemeinen eine Wasserlache im unteren Plenum des Behälters. Die Freisetzung von geschmolzenem Kernmaterial in Wasser erzeugt immer große Mengen an Dampf. Wenn sich der Strom geschmolzener Kernmaterialien im Wasser schnell auflöst, kann es auch zu einer Dampfexplosion kommen. Während der Verlagerung kann nicht oxidiertes Zirkonium im geschmolzenen Material ebenfalls durch Dampf oxidiert werden, wobei Wasserstoff entsteht. Auch die Rekritikalität kann ein Problem darstellen, wenn die Kontrollmaterialien im Kern zurückbleiben und das umgelagerte Material im unteren Plenum in ungeborenem Wasser zerfällt."

An dem Punkt, an dem sich das Corium in das untere Plenum verlagert, besteht laut Haskin et al. die Möglichkeit, dass ein Zwischenfall, der als Brennstoff-Kühlmittel-Wechselwirkung (FCI) bezeichnet wird, die primäre Druckgrenze erheblich belastet oder durchbricht, wenn sich das Corium in das untere Plenum des Reaktordruckbehälters ("RDB") verlagert. Dies liegt daran, dass sich im unteren Plenum des RDB eine beträchtliche Menge Wasser - das Reaktorkühlmittel - befinden kann, und wenn das Primärsystem nicht druckentlastet wurde, befindet sich das Wasser wahrscheinlich in der flüssigen Phase und ist folglich dicht und hat eine weitaus niedrigere Temperatur als das Corium. Da Corium bei Temperaturen von 2.200 bis 3.200 K (1.930 bis 2.930 °C) ein flüssiges Metall-Keramik-Eutektikum ist, kann sein Sturz in flüssiges Wasser bei 550 bis 600 K (277 bis 327 °C) zu einer extrem schnellen Dampfentwicklung führen, die einen plötzlichen extremen Überdruck und in der Folge ein schweres strukturelles Versagen des Primärsystems oder des RDB verursachen könnte. Obwohl die meisten modernen Studien davon ausgehen, dass dies physikalisch undurchführbar oder zumindest außerordentlich unwahrscheinlich ist, stellen Haskin et al. fest, dass die entfernte Möglichkeit eines extrem heftigen FCI besteht, der zu einem so genannten Alpha-Mode-Versagen oder dem groben Versagen des RDB selbst und dem anschließenden Ausstoßen des oberen Plenums des RDB als Rakete gegen das Innere des Sicherheitsbehälters führt, was wahrscheinlich zum Versagen des Sicherheitsbehälters und zur Freisetzung der Spaltprodukte des Kerns in die Umgebung führen würde, ohne dass ein wesentlicher Zerfall stattgefunden hat. ⓘ

Die American Nuclear Society hat zum TMI-2-Unfall angemerkt, dass der Reaktorbehälter selbst trotz des Schmelzens von etwa einem Drittel des Brennstoffs seine Integrität bewahrt und den beschädigten Brennstoff eingeschlossen hat. ⓘ

Durchbruch der primären Druckbegrenzung

Es gibt mehrere Möglichkeiten, wie die primäre Druckgrenze durch Corium durchbrochen werden könnte.

• Dampfexplosion

Wie bereits beschrieben, könnte FCI zu einem Überdruckereignis führen, das ein Versagen des RDB und damit der primären Druckbegrenzung zur Folge hat. Haskin et al. berichten, dass im Falle einer Dampfexplosion ein Versagen des unteren Plenums weitaus wahrscheinlicher ist als ein Ausstoßen des oberen Plenums im Alpha-Modus. Bei einem Versagen des unteren Plenums ist damit zu rechnen, dass Trümmer mit unterschiedlichen Temperaturen in den Hohlraum unter dem Kern geschleudert werden. Der Sicherheitsbehälter kann einem Überdruck ausgesetzt sein, was jedoch nicht zum Versagen des Sicherheitsbehälters führen dürfte. Das Versagen im Alpha-Modus führt zu den bereits erwähnten Folgen.

• Ausstoßen von Schmelze unter Druck (PME)

Insbesondere bei Druckwasserreaktoren ist es durchaus möglich, dass der Primärkreislauf nach der Verlagerung des Coriums in das untere Plenum unter Druck steht. Wenn das Metall des Reaktordruckbehälters durch die Hitze des geschmolzenen Coriums ausreichend geschwächt wird, ist es wahrscheinlich, dass das flüssige Corium zusammen mit mitgerissenen Gasen unter Druck aus dem Boden des Reaktordruckbehälters ausgestoßen wird. Diese Art des Corium-Ausstoßes kann zu einer direkten Aufheizung des Sicherheitsbehälters (DCH) führen. ⓘ

Wechselwirkungen zwischen den Behältern bei schweren Unfällen und Herausforderungen für den Sicherheitsbehälter

Haskin et al. nennen sechs Arten, durch die der Sicherheitsbehälter glaubhaft in Frage gestellt werden könnte; einige dieser Arten sind nicht auf Kernschmelzunfälle anwendbar. ⓘ

1. Überdruck
2. Dynamischer Druck (Schockwellen)
3. Interne Raketen
4. Externe Raketen (nicht anwendbar auf Kernschmelzunfälle)
5. Durchschmelzen
6. Bypass ⓘ

Standard-Versagensarten

Wenn der geschmolzene Kern den Druckbehälter durchdringt, gibt es Theorien und Spekulationen darüber, was dann passieren könnte. ⓘ

In modernen russischen Anlagen befindet sich im Boden des Containment-Gebäudes eine "Kernfangvorrichtung". Der geschmolzene Kern soll auf eine dicke Schicht eines "Opfermetalls" treffen, das schmelzen, den Kern verdünnen und die Wärmeleitfähigkeit erhöhen würde, und schließlich kann der verdünnte Kern durch im Boden zirkulierendes Wasser abgekühlt werden. Diese Vorrichtung wurde jedoch noch nie in großem Maßstab getestet. ⓘ

In westlichen Anlagen gibt es ein luftdichtes Containment-Gebäude. Obwohl die Strahlung innerhalb des Containments hoch ist, ist die Dosis außerhalb des Containments geringer. Containment-Gebäude sind so konzipiert, dass der Druck geordnet abgelassen werden kann, ohne dass Radionuklide freigesetzt werden, und zwar über ein Druckablassventil und Filter. Innerhalb des Sicherheitsbehälters sind außerdem Wasserstoff-Sauerstoff-Rekombinatoren installiert, um Gasexplosionen zu verhindern. ⓘ

Bei einem Schmelzvorgang wird eine Stelle oder ein Bereich des RDB heißer als andere Bereiche und schmilzt schließlich. Wenn er schmilzt, ergießt sich das Corium in den Hohlraum unter dem Reaktor. Obwohl der Hohlraum so ausgelegt ist, dass er trocken bleibt, empfehlen mehrere Dokumente der NUREG-Klasse den Betreibern, den Hohlraum im Falle eines Brennstoffschmelzvorfalls zu fluten. Dieses Wasser wird zu Dampf und setzt den Sicherheitsbehälter unter Druck. Automatische Wassersprühanlagen pumpen große Mengen Wasser in die dampfhaltige Umgebung, um den Druck niedrig zu halten. Katalytische Rekombinatoren wandeln den Wasserstoff und Sauerstoff schnell wieder in Wasser um. Ein positiver Effekt des ins Wasser fallenden Coriums ist, dass es gekühlt wird und in einen festen Zustand zurückkehrt. ⓘ

Ausgedehnte Wassersprühsysteme innerhalb des Sicherheitsbehälters sowie das ECCS werden es den Betreibern ermöglichen, bei der Reaktivierung Wasser in den Sicherheitsbehälter zu sprühen, um den Kern am Boden zu kühlen und auf eine niedrige Temperatur zu bringen. ⓘ

Diese Verfahren sollen die Freisetzung von Radioaktivität verhindern. Beim Reaktorunfall von Three Mile Island im Jahr 1979 hätte eine Person, die sich während des gesamten Ereignisses an der Grundstücksgrenze des Kraftwerks aufgehalten hätte, theoretisch eine Strahlendosis von etwa 2 Millisievert (200 Millirem) erhalten, was der Strahlendosis einer Röntgenaufnahme der Brust und einer Computertomographie entspricht. Dies war auf Ausgasungen aus einem unkontrollierten System zurückzuführen, das heute mit Aktivkohle und HEPA-Filtern nachgerüstet worden wäre, um die Freisetzung von Radionukliden zu verhindern. ⓘ

Bei dem Vorfall in Fukushima versagte diese Konstruktion jedoch. Trotz der Bemühungen der Betreiber des Kernkraftwerks Fukushima Daiichi, die Kontrolle aufrechtzuerhalten, überhitzten die Reaktorkerne in den Blöcken 1-3, der Kernbrennstoff schmolz und die drei Sicherheitsbehälter brachen. Aus den Reaktordruckbehältern wurde Wasserstoff freigesetzt, was zu Explosionen in den Reaktorgebäuden der Blöcke 1, 3 und 4 führte, die Strukturen und Ausrüstungen beschädigten und Personal verletzten. Radionuklide wurden aus der Anlage in die Atmosphäre freigesetzt und lagerten sich an Land und im Meer ab. Es kam auch zu direkten Freisetzungen ins Meer. ⓘ

Da die natürliche Zerfallswärme des Coriums schließlich durch Konvektion und Wärmeleitung zu den Containmentwänden zu einem Gleichgewicht abnimmt, wird es kühl genug, um die Wassersprühsysteme abzuschalten und den Reaktor in ein sicheres Lager zu bringen. Der Sicherheitsbehälter kann versiegelt werden, wobei nur eine äußerst geringe Radioaktivität nach außen dringt und der Druck abgelassen wird. Nach etwa einem Jahrzehnt, in dem die Spaltprodukte abgeklungen sind, kann der Sicherheitsbehälter zur Dekontamination und zum Abriss wieder geöffnet werden. ⓘ

Ein anderes Szenario sieht eine Ansammlung von explosionsfähigem Wasserstoff vor, aber passive autokatalytische Rekombinatoren innerhalb des Sicherheitsbehälters sollen dies verhindern. In Fukushima waren die Sicherheitsbehälter mit inertem Stickstoff gefüllt, der verhinderte, dass der Wasserstoff verbrannte; der Wasserstoff entwich jedoch aus dem Sicherheitsbehälter in das Reaktorgebäude, wo er sich mit Luft vermischte und explodierte. Bei dem Unfall in Three Mile Island im Jahr 1979 bildete sich eine Wasserstoffblase in der Druckbehälterkuppel. Zunächst wurde befürchtet, dass sich der Wasserstoff entzünden und den Druckbehälter oder sogar das Containment-Gebäude beschädigen könnte, doch bald wurde erkannt, dass der Sauerstoffmangel eine Verbrennung oder Explosion verhinderte. ⓘ

Spekulative Versagensarten

Ein Szenario besteht darin, dass der Reaktordruckbehälter auf einmal versagt, wobei die gesamte Masse des Coriums in ein Wasserbecken (z. B. Kühlmittel oder Moderator) fällt und eine extrem schnelle Dampferzeugung verursacht. Der Druckanstieg innerhalb des Sicherheitsbehälters könnte die Integrität gefährden, wenn die Berstscheiben die Belastung nicht abbauen können. Freiliegende brennbare Stoffe könnten brennen, aber im Sicherheitsbehälter befinden sich nur wenige oder gar keine brennbaren Stoffe. ⓘ

Eine andere Theorie, die in der Rasmussen-Studie von 1975 (WASH-1400) als "Alpha-Modus"-Fehler bezeichnet wurde, besagt, dass Dampf genügend Druck erzeugen könnte, um den Deckel des Reaktordruckbehälters (RDB) abzusprengen. Der Sicherheitsbehälter könnte bedroht werden, wenn der RDB-Deckel mit ihm kollidiert. (Der WASH-1400-Bericht wurde durch neuere, besser fundierte Studien ersetzt, und jetzt hat die Nuclear Regulatory Commission alle diese Studien verworfen und bereitet die übergreifende State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses [SOARCA]-Studie vor - siehe den Haftungsausschluss in NUREG-1150). ⓘ

Bereits 1970 gab es Zweifel an der Fähigkeit der Notkühlsysteme eines Kernreaktors, einen Unfall mit Kühlmittelverlust und der daraus resultierenden Kernschmelze zu verhindern; das Thema war in der Fach- und Publikumspresse sehr beliebt. 1971 verwendete der ehemalige Kernphysiker des Manhattan-Projekts, Ralph Lapp, in seinem Artikel Thoughts on Nuclear Plumbing den Begriff "China-Syndrom", um ein mögliches Durchbrennen der Containment-Strukturen und das anschließende Entweichen von radioaktivem Material in die Atmosphäre und die Umwelt zu beschreiben. Die Hypothese geht auf einen Bericht aus dem Jahr 1967 zurück, der von einer Gruppe von Kernphysikern unter der Leitung von W. K. Ergen erstellt wurde. Einige befürchten, dass ein geschmolzener Reaktorkern den Reaktordruckbehälter und die Sicherheitsbehälterstruktur durchdringen und bis zum Grundwasserspiegel hinunterbrennen könnte. ⓘ

Es ist nicht geklärt, inwieweit eine geschmolzene Masse eine Struktur durchschmelzen kann (obwohl dies im Testreaktor mit Flüssigkeitsverlust getestet wurde, der im Merkblatt für das Testgebiet Nord beschrieben ist). Der Unfall von Three Mile Island lieferte reale Erfahrungen mit einem tatsächlich geschmolzenen Reaktorkern: Das Corium schmolz nach über sechs Stunden Exposition nicht durch den Reaktordruckbehälter, da die Schmelze durch die Steuerstäbe und andere Reaktoreinbauten verdünnt wurde. ⓘ

Andere Reaktortypen

Andere Reaktortypen haben andere Fähigkeiten und Sicherheitsprofile als der LWR. Fortgeschrittene Varianten mehrerer dieser Reaktortypen haben das Potenzial, inhärent sicher zu sein. ⓘ

CANDU-Reaktoren

CANDU-Reaktoren, eine von Kanada erfundene Deuterium-Uran-Konstruktion, sind mit mindestens einem, in der Regel jedoch zwei großen Niedertemperatur- und Niederdruck-Wasserreservoirs um die Brennstoff-/Kühlmittelkanäle herum ausgestattet. Der erste ist der Schwerwasser-Moderator (ein vom Kühlmittel getrenntes System), der zweite der mit leichtem Wasser gefüllte Schildtank (oder Kalandriengewölbe). Diese Reservewärmesenken reichen aus, um entweder die Brennstoffschmelze von vornherein zu verhindern (bei Verwendung der Moderatorkühlsenke) oder das Durchbrechen des Kerngefäßes zu verhindern, wenn der Moderator schließlich abkocht (bei Verwendung der Schildtankkühlsenke). Abgesehen von der Brennstoffschmelze wird es in einem CANDU-Reaktor wahrscheinlich eher zu anderen Versagensarten als zu einer Kernschmelze kommen, z. B. zu einer Verformung der Kalandrien in eine unkritische Konfiguration. Alle CANDU-Reaktoren befinden sich auch in westlichen Standardcontainments. ⓘ

Gasgekühlte Reaktoren

Ein westlicher Reaktortyp, der so genannte fortgeschrittene gasgekühlte Reaktor (AGR), der vom Vereinigten Königreich gebaut wurde, ist nicht sehr anfällig für Unfälle mit Kühlungsverlust oder Kernschäden, außer unter extremsten Umständen. Aufgrund des relativ reaktionsträgen Kühlmittels (Kohlendioxid), des großen Volumens und des hohen Drucks des Kühlmittels sowie der relativ hohen Wärmeübertragungseffizienz des Reaktors wird der Zeitrahmen für eine Kernschädigung im Falle eines begrenzenden Fehlers in Tagen gemessen. Die Wiederherstellung eines gewissen Kühlmittelflusses wird das Auftreten von Kernschäden verhindern. ⓘ

Andere hochmoderne gasgekühlte Reaktortypen, die allgemein als gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren (HTGR) bezeichnet werden, wie der japanische Hochtemperatur-Testreaktor und der Very High Temperature Reactor der Vereinigten Staaten, sind inhärent sicher, d. h. eine Kernschmelze oder andere Formen der Kernbeschädigung sind physikalisch unmöglich, aufgrund der Struktur des Kerns, der aus sechseckigen prismatischen Blöcken aus mit Siliziumkarbid verstärktem Graphit besteht, in die TRISO- oder QUADRISO-Pellets aus Uran, Thorium oder Mischoxid eingebettet sind, die in einem mit Helium gefüllten Stahldruckbehälter innerhalb eines Betoncontainments unterirdisch vergraben sind. Obwohl dieser Reaktortyp nicht schmelzanfällig ist, werden zusätzliche Möglichkeiten der Wärmeabfuhr geboten, indem ein normaler atmosphärischer Luftstrom als Mittel zur Reserve-Wärmeabfuhr verwendet wird, indem er durch einen Wärmetauscher strömt und aufgrund von Konvektion in die Atmosphäre aufsteigt, wodurch eine vollständige Restwärmeabfuhr erreicht wird. Der VHTR soll innerhalb des nächsten Jahrzehnts (ab 2009) im Idaho National Laboratory als Prototyp gebaut und getestet werden, das vom US-Energieministerium für das Kernkraftwerk der nächsten Generation ausgewählt wurde. Dieser Reaktor wird ein Gas als Kühlmittel verwenden, das dann für Prozesswärme (z. B. bei der Wasserstofferzeugung) oder für den Antrieb von Gasturbinen und die Stromerzeugung genutzt werden kann. ⓘ

Ein ähnlicher hochmoderner gasgekühlter Reaktor, der ursprünglich von der Bundesrepublik Deutschland entwickelt wurde (der AVR-Reaktor) und nun von Südafrika entwickelt wird, ist als Pebble Bed Modular Reactor bekannt. Es handelt sich um eine inhärent sichere Konstruktion, d. h. eine Beschädigung des Reaktorkerns ist aufgrund des Brennstoffdesigns (kugelförmige Graphit-"Kieselsteine", die in einem Bett innerhalb eines metallischen Reaktordruckbehälters angeordnet und mit TRISO- (oder QUADRISO-) Pellets aus Uran, Thorium oder Mischoxid gefüllt sind) physikalisch unmöglich. Ein Prototyp eines sehr ähnlichen Reaktortyps, der HTR-10, wurde von den Chinesen gebaut und hat die Erwartungen der Forscher übertroffen, was die Chinesen dazu veranlasst hat, Pläne für den Bau von zwei weiteren, großtechnischen, inhärent sicheren 250-MWe-Reaktoren zur Stromerzeugung auf der Grundlage desselben Konzepts anzukündigen. (Weitere Informationen finden Sie unter Kernenergie in der Volksrepublik China). ⓘ

Blei- und Bleiwismut-gekühlte Reaktoren

Kürzlich wurden schwere Flüssigmetalle wie Blei oder Blei-Wismut als Reaktorkühlmittel vorgeschlagen. Aufgrund der ähnlichen Dichte des Brennstoffs und des HLM wird ein inhärenter passiver Sicherheitsrückkopplungsmechanismus aufgrund von Auftriebskräften entwickelt, der das gepackte Bett von der Wand wegtreibt, wenn ein bestimmter Temperaturschwellenwert erreicht wird und das Bett leichter wird als das umgebende Kühlmittel, wodurch Temperaturen verhindert werden, die die strukturelle Integrität des Behälters gefährden können, und auch das Rekritikalitätspotenzial durch Begrenzung der zulässigen Betttiefe verringert wird. ⓘ

Experimentelle oder konzeptionelle Entwürfe

Einige Auslegungskonzepte für Kernreaktoren legen den Schwerpunkt auf Kernschmelzfestigkeit und Betriebssicherheit. ⓘ

Die PIUS-Konzepte (prozessimmanente ultimative Sicherheit), die ursprünglich von den Schweden in den späten 1970er und frühen 1980er Jahren entwickelt wurden, sind LWRs, die aufgrund ihrer Konstruktion gegen Kernschäden resistent sind. Keine dieser Anlagen wurde jemals gebaut. ⓘ

Leistungsreaktoren, darunter der Deployable Electrical Energy Reactor, eine größere mobile Version des TRIGA für die Stromerzeugung in Katastrophengebieten und bei Militäreinsätzen, und das TRIGA Power System, ein kleines Kraftwerk und eine Wärmequelle für kleine und abgelegene Gemeinden, wurden von interessierten Ingenieuren vorgeschlagen und weisen aufgrund des verwendeten Uran-Zirkoniumhydrid-Brennstoffs die gleichen Sicherheitsmerkmale auf wie der TRIGA. ⓘ

Das wasserstoffmoderierte, selbstregulierende Kernkraftmodul, ein Reaktor, der Uranhydrid als Moderator und Brennstoff verwendet und in Bezug auf Chemie und Sicherheit dem TRIGA ähnelt, weist ebenfalls diese extremen Sicherheits- und Stabilitätsmerkmale auf und hat in letzter Zeit großes Interesse geweckt. ⓘ

Der Flüssigfluorid-Thorium-Reaktor ist so konzipiert, dass sich sein Kern in einem eutektischen Gemisch aus Thorium- und Fluorsalzen in geschmolzenem Zustand befindet. Ein geschmolzener Kern entspricht daher dem normalen und sicheren Betriebszustand dieses Reaktortyps. Im Falle einer Überhitzung des Kerns schmilzt ein Metallstopfen, und der geschmolzene Salzkern fließt in Tanks ab, wo er in einer unkritischen Konfiguration abkühlt. Da der Kern flüssig und bereits geschmolzen ist, kann er nicht beschädigt werden. ⓘ

Fortgeschrittene Flüssigmetallreaktoren wie der amerikanische Integral Fast Reactor und die russischen BN-350, BN-600 und BN-800 haben alle ein Kühlmittel mit sehr hoher Wärmekapazität, Natriummetall. Als solche können sie einem Kühlmittelverlust ohne SCRAM und einem Verlust der Wärmesenke ohne SCRAM standhalten, was sie als inhärent sicher qualifiziert. ⓘ

Reaktoren sowjetischer Bauart

RBMKs

RBMK-Reaktoren (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy) sowjetischer Bauart, die es nur in Russland und anderen postsowjetischen Staaten gibt und die inzwischen überall außer in Russland stillgelegt sind, haben keine Sicherheitsbehälter, sind von Natur aus instabil (und neigen zu gefährlichen Leistungsschwankungen) und verfügen über Notkühlsysteme (ECCS), die nach westlichen Sicherheitsstandards als äußerst unzureichend gelten. Der von der Katastrophe in Tschernobyl betroffene Reaktor war ein RBMK. ⓘ

RBMK-Notkühlsysteme haben nur eine Abteilung und nur wenig Redundanz innerhalb dieser Abteilung. Obwohl der große Kern des RBMK eine geringere Energiedichte aufweist als der kleinere westliche LWR-Kern, ist er schwieriger zu kühlen. Der RBMK wird durch Graphit moderiert. In Gegenwart von Wasserdampf und Sauerstoff bei hohen Temperaturen bildet Graphit Synthesegas, und bei der Wassergasverschiebungsreaktion verbrennt der entstehende Wasserstoff explosionsartig. Wenn Sauerstoff mit heißem Graphit in Berührung kommt, verbrennt er. Früher waren die Steuerstäbe mit Graphit bestückt, einem Material, das die Neutronen verlangsamt und damit die Kettenreaktion beschleunigt. Wasser wird als Kühlmittel verwendet, aber nicht als Moderator. Wenn das Wasser verdampft, geht die Kühlung verloren, aber die Moderation läuft weiter. Dies wird als positiver Leerraumkoeffizient der Reaktivität bezeichnet. ⓘ

Der RBMK neigt zu gefährlichen Leistungsschwankungen. Steuerstäbe können stecken bleiben, wenn sich der Reaktor plötzlich aufheizt und sie sich bewegen. Xenon-135, ein neutronenabsorbierendes Spaltprodukt, neigt dazu, sich im Kern anzusammeln und bei Betrieb mit geringer Leistung unvorhersehbar abzubrennen. Dies kann zu ungenauen neutronischen und thermischen Leistungswerten führen. ⓘ

Der RBMK verfügt über keinen Sicherheitsbehälter oberhalb des Kerns. Die einzige wesentliche feste Barriere über dem Brennstoff ist der obere Teil des Kerns, der so genannte obere biologische Schild, der aus einem Stück Beton besteht, das von Steuerstäben durchdrungen ist und Zugangslöcher für die Betankung während des Betriebs aufweist. Andere Teile des RBMK wurden besser abgeschirmt als der Kern selbst. Die Schnellabschaltung (SCRAM) dauert 10 bis 15 Sekunden. Westliche Reaktoren brauchen 1 bis 2,5 Sekunden. ⓘ

Westliche Hilfe wurde gewährt, um dem Betriebspersonal bestimmte Echtzeit-Sicherheitsüberwachungskapazitäten zur Verfügung zu stellen. Ob sich dies auch auf die automatische Einleitung der Notkühlung erstreckt, ist nicht bekannt. Aus westlichen Quellen wurden Schulungen zur Sicherheitsbeurteilung angeboten, und die russischen Reaktoren wurden als Reaktion auf die Schwächen der RBMK weiterentwickelt. Dennoch sind immer noch zahlreiche RBMKs in Betrieb. ⓘ

Obwohl es möglich sein könnte, einen Kühlmittelverlust zu verhindern, bevor es zu einem Kernschaden kommt, wird es bei einem Kernschaden wahrscheinlich zu einer massiven Freisetzung von radioaktivem Material kommen. ⓘ

Als Litauen 2004 der EU beitrat, musste es seine beiden RBMKs im KKW Ignalina, die als völlig unvereinbar mit den europäischen Standards für nukleare Sicherheit galten, auslaufen lassen. Das Land plante, sie durch sicherere Reaktoren im Kernkraftwerk Visaginas zu ersetzen. ⓘ

MKER

Der MKER ist ein moderner Kanalreaktor russischer Bauart, der ein entfernter Nachfahre des RBMK ist und dessen Vorteile optimiert und dessen gravierende Mängel behoben wurden. ⓘ

Mehrere einzigartige Merkmale des MKER-Konzepts machen ihn zu einer glaubwürdigen und interessanten Option. Der Reaktor bleibt während des Brennelementwechsels in Betrieb und muss nur gelegentlich für Wartungsarbeiten abgeschaltet werden, wobei die Betriebszeit bis zu 97-99 % beträgt. Die Moderatorkonstruktion ermöglicht die Verwendung von weniger angereicherten Brennstoffen mit einem hohen Abbrand. Die neutronischen Eigenschaften wurden für die zivile Nutzung optimiert, um eine bessere Brennstoffbefruchtung und -wiederverwertung zu erreichen; die Graphitmoderation erzielt eine bessere Neutronik als die Leichtwassermoderation. Die geringere Leistungsdichte des Kerns verbessert die Wärmeregulierung erheblich. ⓘ

Dank einer Reihe von Verbesserungen ist die Sicherheit des MKER mit der westlicher Reaktoren der Generation III vergleichbar: verbesserte Qualität der Bauteile, fortschrittliche Computersteuerung, umfassendes passives Notkühlsystem für den Kern und eine sehr stabile Containment-Struktur mit negativem Hohlraumkoeffizienten und einem Schnellabschaltsystem. Das passive Notkühlsystem nutzt zuverlässige natürliche Phänomene zur Kühlung des Kerns und ist nicht auf motorgetriebene Pumpen angewiesen. Die Containment-Struktur ist so ausgelegt, dass sie starken Belastungen und Druck standhält. Im Falle eines Rohrbruchs eines Kühlwasserkanals kann der Kanal von der Wasserversorgung getrennt werden, um einen generellen Ausfall zu verhindern. ⓘ

Die stark verbesserte Sicherheit und die einzigartigen Vorteile des MKER-Konzepts steigern seine Wettbewerbsfähigkeit in Ländern, die für die Entwicklung der Kernenergie Optionen für einen vollständigen Brennstoffkreislauf in Betracht ziehen. ⓘ

WWER

Der WWER ist ein Leichtwasserdruckreaktor, der wesentlich stabiler und sicherer ist als der RBMK. Das liegt daran, dass er Leichtwasser als Moderator verwendet (und nicht Graphit), dass seine Betriebseigenschaften gut bekannt sind und dass er einen negativen Reaktivitätskoeffizienten hat. Darüber hinaus wurden einige Reaktoren mit mehr als nur geringfügigen Sicherheitsbehältern gebaut, einige verfügen über hochwertige ECCS-Systeme, und einige wurden auf internationale Kontroll- und Instrumentierungsstandards aufgerüstet. Die gegenwärtigen Generationen von WWER (beginnend mit dem WWER-1000) entsprechen in Bezug auf Instrumentierung, Steuerung und Sicherheitsbehälter dem westlichen Standard. ⓘ

Trotz dieser positiven Entwicklungen geben jedoch einige ältere WWER-Modelle Anlass zu großer Sorge, insbesondere der WWER-440 V230. ⓘ

Der WWER-440 V230 verfügt nicht über ein Containment-Gebäude, sondern nur über eine Struktur, die den Dampf um den RDB einschließen kann. Dabei handelt es sich um ein Volumen aus dünnem Stahl mit einer Dicke von vielleicht 2,5-5,1 cm (1-2 Zoll), was nach westlichen Standards völlig unzureichend ist.

• Hat kein ECCS. Kann höchstens einen Rohrbruch von 10 cm (4 Zoll) überstehen (es gibt viele Rohre, die größer sind als diese Größe im Design).
• Hat sechs Dampferzeugerkreisläufe, was die Anlage unnötig komplex macht.
  • Offensichtlich können die Dampferzeugerkreisläufe jedoch isoliert werden, falls es zu einem Bruch in einem dieser Kreisläufe kommt. Die Anlage kann mit einem isolierten Kreislauf in Betrieb bleiben - ein Merkmal, das nur in wenigen westlichen Reaktoren zu finden ist.

Das Innere des Druckbehälters besteht aus einfachem legiertem Stahl, der dem Wasser ausgesetzt ist. Dies kann zu Rost führen, wenn der Reaktor dem Wasser ausgesetzt ist. Ein Unterscheidungsmerkmal, in dem der WWER den westlichen Reaktoren überlegen ist, ist die Reaktorwasserreinigungsanlage, die zweifellos gebaut wurde, um die enormen Rostmengen im Primärkühlkreislauf zu beseitigen - ein Produkt der langsamen Korrosion des RDB. Dieses Modell wird als mit unzureichenden Prozesskontrollsystemen ausgestattet angesehen. ⓘ

Bulgarien verfügte über eine Reihe von WWER-440-V230-Modellen, entschied sich aber nach dem EU-Beitritt, diese stillzulegen, anstatt sie nachzurüsten, und baut stattdessen neue WWER-1000-Modelle. Viele Nicht-EU-Staaten, darunter Russland und die GUS-Staaten, halten an V230-Modellen fest. Viele dieser Staaten haben sich, anstatt die Reaktoren ganz aufzugeben, dafür entschieden, ein ECCS zu installieren, Standardverfahren zu entwickeln und geeignete Instrumentierungs- und Kontrollsysteme zu installieren. Obwohl Confinements nicht in Containments umgewandelt werden können, lässt sich das Risiko eines Begrenzungsfehlers, der zu einem Kernschaden führt, erheblich verringern. ⓘ

Das Modell WWER-440 V213 wurde nach den ersten sowjetischen Sicherheitsstandards für Kernkraftwerke gebaut. Es verfügt über ein bescheidenes Containment-Gebäude, und die ECCS-Systeme entsprechen zwar nicht ganz dem westlichen Standard, sind aber recht umfassend. Viele WWER-440-V213-Modelle, die von ehemaligen Sowjetblockländern betrieben werden, wurden mit vollautomatischen Instrumenten und Kontrollsystemen nach westlichem Vorbild nachgerüstet, wodurch die Sicherheit im Hinblick auf die Unfallverhütung auf westliches Niveau angehoben wurde - nicht jedoch im Hinblick auf die Unfalleindämmung, die im Vergleich zu westlichen Anlagen bescheiden ausfällt. Diese Reaktoren gelten nach westlichen Maßstäben als "sicher genug", um ohne größere Änderungen weiter betrieben werden zu können, obwohl die meisten Eigentümer größere Änderungen vorgenommen haben, um sie auf ein im Allgemeinen gleichwertiges Niveau der nuklearen Sicherheit zu bringen. ⓘ

In den 70er Jahren baute Finnland zwei WWER-440 V213 nach westlichem Standard mit einem großvolumigen Vollcontainment und einer Instrumentierung von Weltklasse, Kontrollstandards und einem ECCS mit mehrfach redundanten und diversifizierten Komponenten. Außerdem wurden passive Sicherheitsvorkehrungen wie 900-Tonnen-Eiskondensatoren eingebaut, was diese beiden Blöcke zu den sicherheitstechnisch fortschrittlichsten WWER-440 der Welt macht. ⓘ

Der WWER-1000-Typ verfügt über ein definitiv adäquates Containment nach westlichem Vorbild, das ECCS ist nach westlichem Standard ausreichend, und die Instrumentierung und Steuerung wurde deutlich auf das Niveau der westlichen 1970er Jahre verbessert. ⓘ

Tschernobyl-Katastrophe

Bei der Katastrophe von Tschernobyl wurde der geschmolzene Brennstoff unkritisch, da er vom Graphitmoderator wegfloss (unterstützt durch die Dispersion großer Teile des Brennstoffs durch zwei große Explosionen); es dauerte jedoch sehr lange, bis er abkühlte. Der geschmolzene Kern von Tschernobyl (der Teil, der nicht aus dem Reaktor gesprengt wurde oder im Feuer verdampfte) floss in einem durch die Hitze des Coriums entstandenen Kanal und gefror, bevor er in die unterste Etage des Kellers eindrang. Im Keller des Reaktors in Tschernobyl wurde ein großer "Elefantenfuß" aus erstarrtem Kernmaterial gefunden, ein Beispiel für das frei fließende Corium. Eine zeitliche Verzögerung und die Verhinderung einer direkten Emission in die Atmosphäre (d. h. Eindämmung) hätten die radiologische Freisetzung verringert. Wäre das Kellergeschoss des Reaktorgebäudes durchdrungen worden, wäre das Grundwasser stark kontaminiert worden, und der Fluss hätte die Kontamination weit weg tragen können. ⓘ

Der Reaktor von Tschernobyl war ein RBMK-Reaktor. Die Katastrophe wurde durch eine Leistungsüberschreitung verursacht, die zu einer Dampfexplosion, einer Kernschmelze und weitreichenden Folgen außerhalb des Kernkraftwerks führte. Bedienerfehler und ein fehlerhaftes Abschaltsystem führten zu einem plötzlichen, massiven Anstieg der Neutronenvermehrungsrate, einer plötzlichen Abnahme der Neutronenperiode und einem daraus resultierenden Anstieg der Neutronenpopulation; dadurch stieg der Wärmestrom im Reaktorkern rasch über die Auslegungsgrenzen des Reaktors hinaus. Dies führte dazu, dass das Kühlwasser zu Dampf wurde und einen plötzlichen Überdruck im Reaktorkern verursachte (die erste der beiden großen Explosionen), der zur Granulierung des oberen Teils des Kerns und zum Herausschleudern des oberen biologischen Schilds über dem Kern zusammen mit Kerntrümmern aus dem Reaktorgebäude in einem weit verstreuten Muster führte. Der untere Teil des Reaktors blieb einigermaßen intakt; der Graphit-Neutronenmoderator war sauerstoffhaltiger Luft ausgesetzt; die Wärme aus der Leistungsexkursion sowie der Restwärmestrom aus den verbliebenen Brennstäben, die ohne Kühlmittel verblieben waren, bewirkten eine Oxidation im Moderator und in den geöffneten Brennstäben; dies führte wiederum zu einer weiteren Wärmeentwicklung und trug zum Schmelzen weiterer Brennstäbe und zum Ausgasen der darin enthaltenen Spaltprodukte bei. Das geschmolzene Kernmaterial floss zunächst in eine kompaktere Konfiguration, die es ermöglichte, sofortige Kritikalität zu erreichen (derselbe Mechanismus, durch den eine Spaltungswaffe explodiert, wenn auch mit weitaus geringerer Effizienz und um Größenordnungen geringerer Ausbeute), und führte zu einer zweiten, größeren thermischen Explosion, die die spaltbare Masse teilweise zerlegte und die Kettenreaktion beendete. Die verflüssigten Überreste der geschmolzenen Brennstäbe (abzüglich der bei den beiden Explosionen zerstreuten), der pulverisierte Beton und alle anderen Gegenstände, die sich im Weg befanden, flossen durch ein Drainagerohr in den Keller des Reaktorgebäudes und verfestigten sich zu einer Masse, obwohl die primäre Bedrohung für die öffentliche Sicherheit die zerstreuten Kernauswürfe, die verdampften und gasförmigen Spaltprodukte und Brennstoffe sowie die bei der Oxidation des Moderators entstandenen Gase waren. ⓘ

Obwohl der Unfall von Tschernobyl verheerende Auswirkungen außerhalb des Geländes hatte, blieb ein Großteil der Radioaktivität im Gebäude. Sollte das Gebäude versagen und Staub in die Umwelt freigesetzt werden, hätte die Freisetzung einer bestimmten Masse von Spaltprodukten, die fast dreißig Jahre gealtert sind, geringere Auswirkungen als die Freisetzung derselben Masse von Spaltprodukten (in derselben chemischen und physikalischen Form), die nur eine kurze Abkühlungszeit (etwa eine Stunde) nach Beendigung der Kernreaktion durchlaufen haben. Sollte es jedoch zu einer erneuten Kernreaktion in der Anlage von Tschernobyl kommen (z. B. wenn sich Regenwasser sammelt und als Moderator wirkt), dann hätten die neuen Spaltprodukte eine höhere spezifische Aktivität und würden somit eine größere Gefahr darstellen, wenn sie freigesetzt würden. Um eine Kernspaltungsreaktion nach einem Unfall zu verhindern, wurden Maßnahmen ergriffen, wie z. B. die Anbringung von Neutronengiften in wichtigen Teilen des Kellers. ⓘ

Vermeidung von Kernschmelzen

Wegen der verheerenden potenziellen Folgen einer Kernschmelze wird mittlerweile, vor allem im asiatischen Raum, der Betrieb inhärent sicherer Reaktoren, speziell von dezentralen Hochtemperaturreaktoren (HTR) mit reduzierter Leistung, erprobt. Kritiker der HTR-Technik verweisen darauf, dass es bei HTR-spezifischen Störfalltypen wie Wasser- oder Lufteinbruch zu katastrophalen Radioaktivitätsfreisetzungen kommen kann und eine inhärente Sicherheit trotz Vermeidung von Kernschmelzen daher nicht gegeben ist. Für alle derzeit in Europa betriebenen kommerziellen Kernreaktoren gilt, dass das Risiko einer Kernschmelze durch zusätzliche Sicherheitsmaßnahmen zwar signifikant verringert, aber nicht prinzipiell ausgeschlossen werden kann. ⓘ

Bei neueren Reaktorkonstruktionen sollen spezielle Vorrichtungen, so genannte Core-Catcher, den Reaktorkern bei einer Kernschmelze auffangen, die Freisetzung des Spaltstoffinventars verhindern und somit die Folgen einer Kernschmelze eindämmen. Außerdem sind die Sicherheitsbehälter von Druckwasserreaktoren der dritten Generation (z. B. Europäischer Druckwasserreaktor) mit einer Wandstärke von 2,6 m gegen Wasserstoffexplosionen ausgelegt. Als Schwachpunkt verbleibt bei diesen Konzepten die o. g. Hochdruckkernschmelze, bei der ein spontanes Versagen des Druckbehälters zur Zerstörung aller Barrieren führen könnte. ⓘ

Die Auswirkungen einer Kernschmelze hängen von den Sicherheitsvorkehrungen ab, die in einem Reaktor eingebaut sind. Ein moderner Reaktor ist so konstruiert, dass eine Kernschmelze unwahrscheinlich ist und im Falle ihres Auftretens eingedämmt werden kann. ⓘ

In einem modernen Reaktor sollte eine Kernschmelze, unabhängig davon, ob es sich um eine partielle oder totale Kernschmelze handelt, innerhalb der Sicherheitsbehälterstruktur des Reaktors eingedämmt werden. Während die Kernschmelze den Reaktor selbst schwer beschädigt und möglicherweise die gesamte Struktur mit hochradioaktivem Material kontaminiert, sollte eine Kernschmelze allein nicht zu einer signifikanten Freisetzung von Radioaktivität oder einer Gefahr für die Öffentlichkeit führen (vorausgesetzt, dass keine anderen größeren Katastrophen eintreten). ⓘ

Eine Kernschmelze kann Teil einer Kette von Katastrophen sein. Beim Unfall in Tschernobyl zum Beispiel gab es zu dem Zeitpunkt, als der Kern schmolz, bereits eine große Dampfexplosion und einen Graphitbrand sowie eine erhebliche Freisetzung radioaktiver Stoffe. Vor einer Kernschmelze können die Betreiber den Druck im Reaktor verringern, indem sie radioaktiven Dampf in die Umgebung ablassen. Dadurch kann frisches Kühlwasser eingeleitet werden, um eine Kernschmelze zu verhindern. ⓘ

Bei einer totalen Kernschmelze wird der Reaktorkern vollständig zerstört und der Reaktor so weit beschädigt, dass eine Reparatur ausgeschlossen ist. ⓘ

• Am 26. April 1986 ereignete sich im graphitmoderierten Druckröhrenreaktor des Reaktorblocks 4 des Kernkraftwerks Tschernobyl (damals in der Sowjetunion, seit der Auflösung der Sowjetunion 1991 in der Ukraine) ein katastrophaler Reaktorunfall. Als Folge eines unkontrollierten Leistungsanstiegs auf mehr als das Hundertfache der Nennleistung kam es zu einer totalen Kernschmelze und einer Wasserstoff-Explosion innerhalb des Reaktorkerns. Beim darauf folgenden Graphitbrand wurden große Mengen radioaktiver Stoffe freigesetzt. Diese Katastrophe wird auf der Internationalen Bewertungsskala für nukleare Ereignisse mit INES-Stufe 7 eingestuft und gilt als der schwerste nukleare Unfall der Geschichte. Die Auswirkungen waren deshalb so schwerwiegend, weil der Reaktor nicht mit einem Sicherheitsbehälter (Containment) ausgestattet war. Es ist der bisher einzige Fall, in dem Corium in größerem Umfang in direkten Kontakt mit der Biosphäre gelangt ist. ⓘ

Reaktorkonstruktion

Obwohl Druckwasserreaktoren bei Fehlen aktiver Sicherheitsmaßnahmen anfälliger für eine Kernschmelze sind, ist dies kein allgemeines Merkmal ziviler Kernreaktoren. Ein Großteil der Forschung im Bereich der zivilen Kernreaktoren bezieht sich auf Konstruktionen mit passiven Sicherheitsmerkmalen, die weniger anfällig für eine Kernschmelze sind, selbst wenn alle Notfallsysteme ausfallen. So sind beispielsweise Kugelhaufenreaktoren so ausgelegt, dass ein vollständiger Kühlmittelverlust auf unbestimmte Zeit nicht zu einer Überhitzung des Reaktors führt. Der General Electric ESBWR und der Westinghouse AP1000 haben passiv aktivierte Sicherheitssysteme. Der CANDU-Reaktor verfügt über zwei Niedertemperatur- und Niederdruck-Wassersysteme, die den Brennstoff (d. h. den Moderator und den Abschirmbehälter) umgeben und als Reservewärmesenken fungieren und Kernschmelzen und Kernbruch-Szenarien ausschließen. Flüssigbrennstoffreaktoren können durch Ablassen des Brennstoffs in den Tank abgestellt werden, was nicht nur eine weitere Spaltung verhindert, sondern auch die Nachzerfallswärme statisch ableitet, und durch schrittweises Abziehen der Spaltprodukte (die die Quelle der Nacherwärmung sind). Ideal sind Reaktoren, deren Ausfallsicherheit durch die Physik und nicht durch redundante Sicherheitssysteme oder menschliche Eingriffe gewährleistet wird. ⓘ

Bestimmte schnelle Brutreaktorkonzepte sind aufgrund der größeren Menge an spaltbarem Material und des höheren Neutronenflusses im Reaktorkern möglicherweise anfälliger für eine Kernschmelze als andere Reaktortypen. Andere Reaktorkonzepte, wie das Modell des Integral Fast Reactor (EBR II), wurden ausdrücklich so konstruiert, dass sie gegen eine Kernschmelze immun sind. Er wurde im April 1986, kurz vor der Katastrophe von Tschernobyl, getestet, um den Ausfall der Kühlmittelpumpen zu simulieren, indem der Strom zu den Primärpumpen abgeschaltet wurde. Wie vorgesehen, schaltete es sich in etwa 300 Sekunden selbst ab, sobald die Temperatur auf einen Wert anstieg, der höher war, als für einen ordnungsgemäßen Betrieb erforderlich gewesen wäre. Dies lag weit unter dem Siedepunkt des drucklosen Flüssigmetall-Kühlmittels, das völlig ausreichend gekühlt werden konnte, um die Wärme der Radioaktivität der Spaltprodukte durch einfache Konvektion abzuführen. Der zweite Test, das absichtliche Abschalten des sekundären Kühlmittelkreislaufs, der die Generatoren versorgt, führte zu einer ebenso sicheren Abschaltung des primären Kreislaufs. Dieser Test simulierte den Fall, dass bei einem wassergekühlten Reaktor der Dampfturbinenkreislauf ausfällt, etwa durch ein Leck. ⓘ

Kernschadensereignisse

Dies ist eine Liste der wichtigsten Reaktorunfälle, bei denen eine Beschädigung des Reaktorkerns eine Rolle spielte: ⓘ

Vereinigte Staaten

SL-1 Kernschaden nach einer nuklearen Exkursion. ⓘ

• BORAX-I war ein Testreaktor, mit dem Kritikalitätsexkursionen erprobt und beobachtet werden sollten, ob ein Reaktor sich selbst begrenzt. Beim letzten Test wurde der Reaktor absichtlich zerstört, wobei sich herausstellte, dass der Reaktor viel höhere Temperaturen erreichte, als damals vorhergesagt worden waren.
• Der Reaktor im EBR-I erlitt am 29. November 1955 während eines Kühlmittelfluss-Tests eine partielle Kernschmelze.
• Der Sodium Reactor Experiment im Santa Susana Field Laboratory war ein experimenteller Kernreaktor, der von 1957 bis 1964 in Betrieb war und im Juli 1959 als erstes kommerzielles Kraftwerk der Welt eine Kernschmelze erlitt.
• Stationary Low-Power Reactor Number One (SL-1) war ein experimenteller Kernkraftreaktor der US-Armee, in dem es am 3. Januar 1961 zu einer Kritikalitätsexkursion, einer Dampfexplosion und einer Kernschmelze kam, bei der drei Mitarbeiter ums Leben kamen.
• Beim SNAP8ER-Reaktor im Santa Susana Field Laboratory wurden bei einem Unfall im Jahr 1964 80 % des Brennstoffs beschädigt.
• Die partielle Kernschmelze im experimentellen Schnellen Brutreaktor Fermi 1 im Jahr 1966 machte eine Reparatur des Reaktors erforderlich, der danach jedoch nie wieder voll einsatzfähig war.
• Beim SNAP8DR-Reaktor im Santa Susana Field Laboratory wurde 1969 bei einem Unfall etwa ein Drittel des Brennstoffs beschädigt.
• Der Unfall von Three Mile Island im Jahr 1979, der in der Presse als "partielle Kernschmelze" bezeichnet wurde, führte zur vollständigen Demontage und dauerhaften Abschaltung von Reaktor 2. Block 1 wurde bis 2019 weiterbetrieben. ⓘ

Sowjetunion

• Im schwerwiegendsten Beispiel, der Katastrophe von Tschernobyl, führten Konstruktionsfehler und Fahrlässigkeit des Betreibers zu einer Leistungsexkursion, die in der Folge zu einer Kernschmelze führte. Laut einem Bericht des Tschernobyl-Forums (bestehend aus zahlreichen Organisationen der Vereinten Nationen, darunter die Internationale Atomenergie-Organisation und die Weltgesundheitsorganisation, die Weltbank sowie die Regierungen der Ukraine, Weißrusslands und Russlands) starben bei der Katastrophe 28 Menschen an einem akuten Strahlensyndrom, könnten zu einem unbekannten Zeitpunkt in der Zukunft möglicherweise bis zu 4.000 tödliche Krebserkrankungen auftreten und musste eine Sperrzone um den Reaktor dauerhaft evakuiert werden.
• Auf einer Reihe von Atom-U-Booten der sowjetischen Marine kam es zu Kernschmelzen, darunter K-27, K-140 und K-431. ⓘ

Japan

• Bei der Nuklearkatastrophe von Fukushima Daiichi nach dem Erdbeben und Tsunami im März 2011 kam es in drei der sechs Reaktoren des Kraftwerks zu Kernschmelzen. Der größte Teil des Brennstoffs im Reaktor Nr. 1 des Kernkraftwerks schmolz. ⓘ

Schweiz

• Der Reaktor in Lucens, Schweiz, im Jahr 1969. ⓘ

Kanada

• Am 12. Dezember 1952 im NRX-Reaktor in Ontario, Kanada
• Im Jahr 1955 in Idaho, USA, im Experimental Breeder Reactor I (EBR-I) ⓘ

Daneben erlitten einige russische atomgetriebene U-Boote Kernschmelzen. Bekannt wurde dies von den U-Booten K-278 Komsomolez (1989), K-140 und K-431 (10. August 1985). ⓘ

Vereinigtes Königreich

• Windscale (militärisch), Sellafield, England, 1957 (siehe Windscale-Brand)
• Kernkraftwerk Chapelcross (zivil), Schottland, 1967 ⓘ

Frankreich

• Kernkraftwerk Saint-Laurent (zivil), Frankreich, 1969
• Kernkraftwerk Saint-Laurent (zivil), Frankreich, 1980 ⓘ

Tschechoslowakei

• Anlage A1, (zivil) in Jaslovské Bohunice, Tschechoslowakei, 1977 ⓘ

China-Syndrom

Das China-Syndrom (Kühlmittelverlust-Unfall) ist ein Unfall beim Betrieb eines Kernreaktors, bei dem es zu einer schweren Kernschmelze der Reaktorkomponenten kommt, die dann durch den Sicherheitsbehälter und das Wohngebäude und anschließend (im übertragenen Sinne) durch die Erdkruste und den Erdkörper bis zum anderen Ende, das vermutlich in "China" liegt, durchbrennen. Die Formulierung ist metaphorisch; es gibt keine Möglichkeit, dass ein Kern die mehrere Kilometer dicke Erdkruste durchdringen könnte, und selbst wenn er bis zum Erdmittelpunkt schmelzen würde, könnte er nicht gegen die Schwerkraft zurück nach oben wandern. Außerdem würde jeder Tunnel hinter dem Material durch den immensen lithostatischen Druck verschlossen werden. Außerdem befinden sich die Antipoden des amerikanischen Kontinents im Indischen Ozean, nicht in China. ⓘ

In der Realität dauert die schnelle Erosionsphase des Betonsockels bei einem vollständigen Kühlmittelverlust etwa eine Stunde und schreitet bis in eine Tiefe von etwa einem Meter voran, verlangsamt sich dann auf einige Zentimeter pro Stunde und hört vollständig auf, wenn die Coriumschmelze unter die Zersetzungstemperatur von Beton (etwa 1.100 °C) abkühlt. Ein vollständiges Durchschmelzen kann in mehreren Tagen erfolgen, auch durch mehrere Meter Beton hindurch; das Corium dringt dann mehrere Meter in den darunter liegenden Boden ein, breitet sich aus, kühlt ab und erstarrt. Es ist auch möglich, dass im Erdkern bereits eine harmlose, dichte natürliche Konzentration von radioaktivem Material vorhanden ist (vor allem Uran-238, Thorium-232 und Kalium-40, die eine Halbwertszeit von 4,47 Milliarden Jahren, 14,05 Milliarden Jahren bzw. 1,25 Milliarden Jahren haben). ⓘ

Der eigentliche Schrecken kam jedoch durch ein Zitat aus dem Film Das China-Syndrom von 1979, in dem es hieß: "Es schmilzt direkt durch den Boden der Anlage - theoretisch bis nach China, aber sobald es auf das Grundwasser trifft, wird es natürlich in die Atmosphäre geschleudert und sendet Wolken von Radioaktivität aus. Die Zahl der Todesopfer würde davon abhängen, aus welcher Richtung der Wind weht, und ein Gebiet von der Größe Pennsylvanias würde dauerhaft unbewohnbar." Die tatsächliche Bedrohung wurde nur 12 Tage nach der Veröffentlichung des Films getestet, als bei einer Kernschmelze in Pennsylvanias Three Mile Island Plant 2 (TMI-2) ein geschmolzener Kern entstand, der sich 15 Millimeter in Richtung "China" bewegte, bevor der Kern am Boden des Reaktordruckbehälters gefror. Der Reaktorbrennstoff und die Spaltprodukte von TMI-2 durchbrachen also die Brennstoffplatten, aber der geschmolzene Kern selbst durchbrach nicht die Umschließung des Reaktorbehälters. Stunden nach der Kernschmelze veranlasste die Besorgnis über die Wasserstoffbildung die Betreiber, einige radioaktive Gase, darunter auch gasförmige Spaltprodukte, in die Atmosphäre freizusetzen. Die Freisetzung der Spaltprodukte war geringer als die normale Hintergrundstrahlung, so dass es keine radioaktiv bedingten Verletzungen oder Erkrankungen gab. Die Radioaktivität und die damit verbundenen Verletzungen und Krankheiten wurden über einen Zeitraum von 30 Jahren in der Umgebung verfolgt, ohne dass dabei signifikante Ergebnisse erzielt wurden. Obwohl es in der Öffentlichkeit aufgrund verschiedener Missverständnisse Verwirrung gab, wurde keine Evakuierung durchgeführt. ⓘ

Ein ähnliches Problem ergab sich bei der Katastrophe von Tschernobyl: Nach der Zerstörung des Reaktors begann eine flüssige Coriummasse aus dem schmelzenden Kern den Betonboden des Reaktorbehälters zu durchbrechen, der sich über dem Bubbler-Pool befand (einem großen Wasserreservoir für Notpumpen, das auch zur sicheren Eindämmung von Dampfrohrbrüchen diente). Beim Reaktortyp RBMK war eine Kernschmelze weder vorgesehen noch geplant, und die drohende Interaktion der Kernmasse mit dem Sprudelbecken hätte eine beträchtliche Dampfexplosion zur Folge gehabt, die die Ausbreitung und das Ausmaß der radioaktiven Wolke noch verstärkt hätte. Es war daher notwendig, das Sprudelbecken zu entleeren, bevor das Corium es erreichte. Bei der ersten Explosion war jedoch der Steuerkreis unterbrochen worden, der die Entleerung des Beckens ermöglichte. Drei Stationsmitarbeiter meldeten sich freiwillig, um die für die Entleerung des Beckens erforderlichen Ventile von Hand zu betätigen, und spätere Bilder der Coriummasse in den Rohren im Keller des Sprudelbeckens bestätigten die Klugheit ihres Handelns. (Trotz des extremen Risikos ihres Einsatzes haben alle drei Arbeiter den Vorfall lange überlebt: Einer starb 2005 an Herzversagen, die beiden anderen lebten noch bis 2015). ⓘ

In den USA wird ein Reaktorunfall mit einer Kernschmelze, die sich ungebremst durch das Beton-Fundament und in das Grundwasser zu fressen vermag, umgangssprachlich als „China-Syndrom“ bezeichnet. ⓘ

Häufig wird die Herkunft des Ausdrucks damit erklärt, dass die Volksrepublik China von den USA aus betrachtet nach populärer Meinung ungefähr auf der entgegengesetzten Seite der Erde (Antipode) liegt (was tatsächlich nicht der Fall ist, da sich beide Staaten nördlich des Äquators befinden) und man meint, dass sich der geschmolzene Reaktorkern in Richtung China tief in die Erde hineinschmelze. Die Bezeichnung wurde durch den Film Das China-Syndrom populär. ⓘ

Selbst dann, wenn sich China auf exakt der anderen Seite der Erde befände (tatsächlich liegt auf der den USA gegenüberliegenden Seite jedoch der Indische Ozean), würde eine Kernschmelze niemals die andere Seite der Erde erreichen, lediglich der Erdmittelpunkt könnte aufgrund der Gravitation erreicht werden. ⓘ

Andere Vermutungen zielen auf die Bildung einer porzellanähnlichen Hülle um den geschmolzenen Reaktorkern ab (Porzellan heißt auf Englisch china). ⓘ

Geschichte

Die Systemauslegung der in den späten 1960er Jahren gebauten Kernkraftwerke warf Fragen zur Betriebssicherheit auf und gab Anlass zur Sorge, dass bei einem schweren Reaktorunfall große Mengen radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre und die Umwelt gelangen könnten. 1970 wurden Zweifel laut, ob das Notkühlsystem eines Kernreaktors in der Lage sei, die Auswirkungen eines Unfalls mit Kühlmittelverlust und der daraus resultierenden Kernschmelze zu bewältigen; das Thema war in der Fach- und Publikumspresse sehr beliebt. 1971 verwendete der ehemalige Kernphysiker des Manhattan-Projekts (1942-1946) Ralph Lapp in seinem Artikel Thoughts on Nuclear Plumbing den Begriff "China-Syndrom", um ein mögliches Durchbrennen der Kernbrennstäbe und Kernkomponenten nach einem Unfall mit Kühlmittelverlust zu beschreiben, bei dem die Containment-Strukturen schmelzen und anschließend radioaktives Material in die Atmosphäre und die Umwelt entweichen würde; die Hypothese stammte aus einem Bericht einer Gruppe von Kernphysikern unter der Leitung von W. K. Ergen aus dem Jahr 1967. Der hypothetische Nuklearunfall von Lapp wurde in der Folge als The China Syndrome (1979) verfilmt. ⓘ

Verursachung und Ablauf

Störfälle

Eine Kernschmelze kann eintreten, wenn die von den Brennstäben erzeugte Wärmeleistung nicht mehr über die Kühl- und Notkühlsysteme abgeleitet werden kann. Voraussetzung dafür ist entweder ein Ausfall der Kühlsysteme oder eine Überlastung durch einen Störfall, der nicht durch eine Reaktorschnellabschaltung abgefangen werden konnte. ⓘ

Auch wenn der Reaktor wegen zu hoher Wärmeleistung oder wegen Kühlungsausfall ausgeschaltet wurde, ist das Risiko einer Kernschmelze nicht beseitigt. Während des Betriebes des Reaktors entstehen ca. 6,5 % der Leistung aus dem radioaktiven Zerfall der Spaltprodukte (Nachzerfallswärme). Ein Reaktor mit 1300 MW elektrischer Leistung erzeugt knapp 4000 MW Wärmeleistung; etwa 260 MW dieser Leistung stammen aus der Nachzerfallswärme. Die Nachzerfallswärme sinkt nach dem Abschalten des Reaktors nur allmählich. Nach einer Stunde beträgt sie noch ca. 1,6 % der Wärmeleistung des Normalbetriebs (65 MW), einen Tag nach dem Abschalten noch 0,8 % (32 MW), mehrere Monate nach dem Abschalten noch ca. 0,1 % der Leistung (4 MW). Diese Leistung muss abgeführt werden. Gelingt dies nicht, heizt sich der Reaktorkern immer weiter auf, bis er schließlich schmilzt. Die Kernschmelze kann ohne Kühlung kaum vermieden werden. Im Zuge passiver Sicherheit gibt es inzwischen Reaktordesigns, deren Kühlung auch im Notfall gänzlich ohne Energie von außen oder menschliche Einwirkung funktioniert, zum Beispiel durch Konvektion. Allerdings kann auch hier bei einer möglichen Leckage im Kühlkreislauf und daraus resultierendem Verlust des Kühlmittels eine Kernschmelze eintreten. ⓘ

Beispiel: Kernschmelze durch Kühlungsausfall bei einem Leichtwasserreaktor

Fällt die Kühlung aus (z. B. Ausfall der Notstromversorgung während eines Stromausfalls im öffentlichen Netz bei ausgeschaltetem Reaktor und Ausfall der zwei unabhängigen Stromversorgungsaggregate), kann sich etwa folgendes Szenario abspielen: ⓘ

Überdruck

Bei einem Kühlungsausfall kann die im Reaktorkern erzeugte Wärme nicht mehr abtransportiert werden. Auch wenn es gelingt, den Reaktor abzuschalten, reicht die Nachzerfallswärme aus, um den Reaktorkern stark aufzuheizen. ⓘ

• Steigt die Temperatur im Reaktorkern über die normale Betriebstemperatur, steigt der Druck im Reaktordruckgefäß an. Dieser Druckanstieg kann Werte erreichen, die die Stabilität des Reaktordruckgefäßes gefährden. Um ein Bersten zu verhindern, muss Druck in das umgebende Containment abgelassen werden. Da die Wärmeproduktion aus dem Zerfall der Spaltprodukte anhält, werden immer wieder kritische Drücke im Reaktordruckgefäß erreicht, so dass immer wieder Druck in das Containment abgelassen werden muss.
• Hierdurch steigt der Druck im Containment. Bei mehrmaligem Druck-Ablassen aus dem Reaktordruckgefäß können im Containment kritische Druckwerte entstehen, die die Stabilität des Containments gefährden. Somit muss auch aus dem Containment Druck abgelassen werden. Abhängig vom Bautyp des Reaktors erfolgt das Druckablassen entweder in ein umgebendes Reaktorgebäude oder direkt in die Atmosphäre (Venting).
• Durch das Druckablassen aus dem Reaktordruckgefäß (Venting) geht Kühlwasser verloren. Wenn es nicht gelingt, Kühlwasser nachzuspeisen, sinkt der Pegel des Kühlmittels im Reaktordruckgefäß. Dies kann schließlich dazu führen, dass die Brennstäbe nicht mehr vollständig mit Wasser bedeckt sind, so dass der obere Bereich der Brennstäbe aus dem Kühlwasser hervorragt und nur noch von Wasserdampf umgeben ist. Wasserdampf führt Wärme wesentlich schlechter ab als flüssiges Wasser. Somit heizen sich die Brennstäbe in diesem Bereich besonders stark auf. ⓘ

Teil-Kernschmelze

• Die Trümmer aus Brennstoff-Pellets, geschmolzenen Brennstabhüllen und anderen Brennelement-Materialien können sich oben auf noch unzerstörten Brennelement-Teilen, zwischen den Brennstäben oder am Grund des Reaktordruckgefäßes ansammeln.
  Da diese Trümmer das Durchströmen von Kühlflüssigkeit behindern, werden die Brennstoff-Pellets im Inneren der Trümmerberge wesentlich schlechter gekühlt als in intakten Brennelementen. Die Wärme, die durch den Zerfall der Spaltprodukte erzeugt wird, kann kaum noch abgeführt werden, die Trümmerberge heizen sich weiter auf.
• Werden Temperaturen von über 2850 °C erreicht, beginnen die Brennstoff-Pellets zu schmelzen. Eine Kernschmelze beginnt. Befindet sich im unteren Bereich des Reaktordruckgefäßes noch Wasser oder gelingt es, in das Reaktordruckgefäß wieder Wasser einzuspeisen, kann unter Umständen das Schmelzen der Brennelemente zunächst auf den Bereich des Reaktorkerns beschränkt werden, der aus dem Wasser herausragt; es entsteht eine Teil-Kernschmelze. Das geschmolzene Material bildet einen Schmelzklumpen, der in seinem Inneren durch den Zerfall der Spaltprodukte aufgeheizt wird und der nur von außen über seine Oberfläche gekühlt werden kann.
• Die von solch einem Schmelzklumpen erzeugte Wärmeleistung hängt davon ab, wie groß der Schmelzklumpen ist, also welche Menge an zerfallenden Spaltprodukten in ihm enthalten sind. Die erzeugte Wärmeleistung hängt weiterhin davon ab, welche Zeit zwischen der Abschaltung des Reaktors und der Bildung der Schmelze vergangen ist. Mit zunehmender Zeit sinkt die erzeugte Wärmeleistung.
  Die von einem Schmelzklumpen abgegebene Wärmeleistung hängt von der Größe der Oberfläche des Schmelzklumpens, der Effizienz des Wärmeübergangs und der Oberflächentemperatur des Schmelzklumpens ab.
  Es bildet sich ein Gleichgewichtszustand zwischen der im Inneren erzeugten und der an der Oberfläche abgegebenen Wärmeleistung. Ein schlechter Wärmeübergang an der Oberfläche des Klumpens führt dazu, dass eine relativ hohe Oberflächentemperatur erforderlich ist, um die erzeugte Wärmeleistung über die Oberfläche abzugeben. Bei gutem Wärmeübergang, wie z. B. an der Grenze zu flüssigem Wasser, reicht eine relativ niedrige Oberflächentemperatur, um die erzeugte Wärmeleistung abzugeben. Liegt die Oberflächentemperatur unterhalb der Schmelztemperatur, bleibt die Oberfläche des Klumpens fest und der Klumpen bleibt stabil. Ist der Wärmeübergang schlecht, wie z. B. an der Grenze zu Luft oder Wasserdampf, muss die Oberflächentemperatur relativ hoch sein, um die Wärmeleistung abzugeben. Wird die Schmelztemperatur an der Oberfläche überschritten, ist der Klumpen insgesamt flüssig und bewegt sich nach unten.
• Gelingt es, nach Bildung einer Teil-Kernschmelze Wasser einzuspeisen und hierdurch die Schmelze so weit zu kühlen, dass sie an der Oberfläche fest wird, ist die Ausbreitung der Kernschmelze zunächst gestoppt. Im Inneren bleibt der Schmelzklumpen aber flüssig. Diese Kühlung muss über Monate aufrechterhalten werden, zumindest so lange, bis die durch den Zerfall der Spaltprodukte erzeugte Wärmeleistung so weit zurückgegangen ist, dass der Schmelzklumpen auch ohne effektive Kühlung fest bleibt. Sinkt allerdings die Effektivität der Kühlung oder wird die Kühlung unterbrochen, wird die Oberfläche des Schmelzklumpens wieder flüssig und der Klumpen fließt weiter, seiner Schwerkraft folgend.
• An der Oberfläche einer gekühlten Teil-Kernschmelze laufen die gleichen Prozesse ab wie an überhitzen Brennstäben. Werden Oberflächentemperaturen von 900 °C überschritten, bildet sich aus dem in der Schmelze vorhandenen Zirconium und Wasserdampf Wasserstoff, der abgelassen werden muss. Hierbei besteht wieder das Risiko von Knallgas-Explosionen.
• Gelingt es nicht, eine Teil-Kernschmelze ausreichend zu kühlen, wandert die Schmelze nach unten. Trifft die Schmelze auf noch vorhandenes Wasser, verdampft dieses in stärkerem Maße. Die Kernschmelze erfasst immer größere Bereiche des Reaktorkerns, die Größe des Schmelzklumpens wächst. Mit zunehmender Größe steigt die Menge an Wärme erzeugenden Spaltprodukten, die erzeugte Wärmeleistung wächst proportional zum Volumen. Die Oberfläche des Schmelzklumpens wächst allerdings nicht in gleichem Maße, das heißt, die pro Oberfläche erzeugte Leistung wächst, die Oberflächentemperatur des Schmelzklumpens steigt. Um die Ausbreitung der Schmelze zu stoppen, das heißt, die Oberflächentemperatur unter den Schmelzpunkt abzusenken, sind immer stärkere Kühlanstrengungen erforderlich. Bei sehr großen Schmelzklumpen kann es im Extremfall passieren, dass die erzeugte Wärmeleistung so groß wird, dass selbst unter Wasser die Oberflächentemperatur den Schmelzpunkt überschreitet, sodass der Schmelzklumpen trotz Wasserumgebung flüssig wäre. ⓘ

Vollständige Kernschmelze

• Wird das gesamte Brennelement-Material von der Kernschmelze erfasst, spricht man von einer vollständigen Kernschmelze. Das geschmolzene Material sammelt sich dann auf dem Boden des Reaktordruckgefäßes. Ein Durchschmelzen des Reaktordruckgefäßes lässt sich nur noch verhindern, wenn es von außen gekühlt wird, z. B. indem das umgebende Containment geflutet wird.
• Sind Kühlmaßnahmen für das Reaktordruckgefäß nicht erfolgreich, kann die Kernschmelze die Wand des Reaktordruckbehälters aufschmelzen und unter das Reaktordruckgefäß auf die innere Betonschicht des Containments fließen. Das Verhalten in Beton hängt hierbei stark davon ab, ob der Beton in die Schmelze integriert wird oder nicht.
  Wird der Beton aufgeschmolzen und verbindet sich der geschmolzene Beton mit der Schmelze, steigt hierdurch die Größe des Schmelzklumpens und die Größe seiner Oberfläche, ohne dass die erzeugte Wärmeleistung zunimmt. Hierdurch sinkt die Oberflächentemperatur. Ist die Betonschicht genügend dick, könnte die Größe des Klumpens so weit anwachsen, dass an der Oberfläche die Schmelztemperatur unterschritten wird. Die Schmelze wäre gestoppt.
  Verbindet sich aber der geschmolzene Beton nicht mit der Brennstab-Schmelze, z. B. indem er als „Schlacke“ auf der Brennstab-Schmelze schwimmt, dann bleibt die Größe des zu betrachtenden Klumpens unverändert, die Oberflächentemperatur des Klumpens ändert sich nicht. Die Schmelze würde sich weiter durch den Beton nach unten bewegen. Der Schmelzklumpen würde das Betonfundament durchqueren, alle darin enthaltenen radioaktiven Stoffe würden in das Erdreich gelangen.
• Möglichkeiten, eine solche Schmelze zum Stoppen zu bringen, wären:
  • Oberflächenvergrößerungen (z. B. über flache Wannen, in die sich solch ein Klumpen ergießt) (Core-Catcher). Durch die Vergrößerung der Oberfläche kann eine Senkung der Oberflächentemperaturen erreicht werden, im Gut-Fall würde an der Oberfläche der Schmelzpunkt unterschritten und die Schmelze würde an der Oberfläche erstarren.
  • Aufteilen in möglichst viele kleine Schmelzklumpen. Hiermit ist ebenfalls ein Vergrößern der Oberfläche verbunden. Die Oberflächentemperatur sinkt, im Idealfall unter den Schmelzpunkt. ⓘ

Folgen

Eine besonders schwerwiegende Variante des Unfallablaufs ist die Hochdruckkernschmelze. Diese tritt – aufgrund des höheren Systemdruckes vor allem bei Druckwasserreaktoren – ein, wenn es in der ersten Zeit nicht gelingt, den Druck im Reaktor stark abzusenken. Die glühend heiße Schmelze des Reaktorkerns kann dann die Wand des Reaktorbehälters stark schwächen und unter gleichzeitigem, auch explosionsartigem Druckanstieg, zum Beispiel begleitet durch eine Knallgasexplosion, aus dem Reaktorbehälter entweichen. Der hohe erzeugte Druck im Containment führt gegebenenfalls zu Leckagen, wodurch radioaktives Material in die Umgebung gelangen kann. Entsprechende Szenarien wurden 1989 in der „Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke Phase B“ veröffentlicht und führten zu umfassenden Diskussionen (siehe Artikel Kernkraftwerk). Um die Risiken einer Explosion zu mindern, wurden z. B. in deutschen Druckwasserreaktoren die vormals nur passiv ansprechenden Reaktor-Druckentlastungsventile durch von der Warte aus steuerbare ersetzt, womit sehr hohe Drücke im Reaktorsystem gesteuert und rechtzeitig abbaubar werden sollen. ⓘ

Um ein Versagen des Containments auch bei weniger hohen Drücken zu verhindern, wurde vielerorts das so genannte Wallmann-Ventil vorgeschrieben, mit dem Gas und Dampf gefiltert in die Atmosphäre abgelassen werden kann. Zur Vermeidung von Knallgasexplosionen müssen deutsche KKW zudem mit Einrichtungen zum Wasserstoffabbau ausgerüstet sein; diese bewirken entweder durch Zünder eine kontrollierte Verbrennung (Deflagration) oder mittels Katalysatoren („Töpfer-Kerzen“) die Rekombination von Wasserstoff und Sauerstoff zu Wasser. ⓘ

Die genannten Begleiterscheinungen der Kernschmelze wie Dampf- und Wasserstoffexplosionen treten bei einer Kernschmelze typischer-, aber nicht notwendigerweise auf. ⓘ

Auch ohne eine Explosion werden die regulären Kühleinrichtungen durch eine Schmelze voraussichtlich unbrauchbar. Da durch weitere Erhitzung ein Durchschmelzen des äußeren Schutzbehälters droht, muss der geschmolzene Kern unter allen Umständen provisorisch gekühlt werden, um schlimmere Schäden für Mensch und Umwelt zu vermeiden. Diese Kühlung ist gegebenenfalls über Monate hinweg nötig, bis die verbleibende Nachzerfallswärme keine nennenswerte Temperaturerhöhung mehr bewirkt. ⓘ

Laut einer Studie des Max-Planck-Instituts für Chemie aus 2012 ist das Risiko von Kernschmelzen wie in Tschernobyl und Fukushima in den 440 Kernreaktoren wesentlich höher als bisher geschätzt. Diese können einmal in 10 bis 20 Jahren auftreten, also 200-mal häufiger als in US-Schätzungen 1990 angenommen. ⓘ

Kernschmelzen können, müssen aber nicht zur Freisetzung erheblicher Mengen an Radionukliden führen. Besonders bedenklich ist hierbei vor allem Jod-129 welches sich in der Schilddrüse anreichert und mit einer Halbwertszeit von lediglich 8 Tagen im unmittelbaren zeitlichen Umfeld mit dem Störfall die größten Schäden anrichtet. Die Ausgabe von Jod-Tabletten hat den Sinn, die Schilddrüse mit Jod zu „sättigen“ und damit die Aufnahme radioaktiven Jods zu verhindern. Erfahrungen im Ernstfall haben gezeigt, dass dies auch gut funktioniert, jedoch hat es keinen Effekt auf die Aufnahme anderer Radionuklide. Strontium-90 und Caesium-137 sind weitere bedenkliche Radionuklide, die bei entsprechenden Temperaturen verdampfen können bzw. höchst volatile Verbindungen eingehen können. Zwar ist die Halbwertszeit mit 30 Jahren verhältnismäßig gering (über die Hälfte der beim Unfall von Tschernobyl freigesetzten Menge dieser Nuklide ist bereits zerfallen), jedoch ist die hohe chemische Mobilität und die Affinität von Strontium zu menschlichen Knochen besonders bedenklich. Caesium wird zwar vom Körper leicht aufgenommen (es verhält sich chemisch ähnlich wie Natrium) hat jedoch eine kurze biologische Halbwertszeit und wird verhältnismäßig schnell wieder ausgeschieden. Die gesundheitlichen Folgen können drastisch reduziert werden, wenn die Inkorporation, also das Essen und Trinken der Radionuklide vermieden wird (anders als zum Beispiel bei Radon spielt die Atmung bei diesen Nukliden kaum eine Rolle). Andererseits führen diese Warnungen mittel- und langfristig zu wirtschaftlichen Schäden – so sind zum Beispiel Lebensmittel aus der Präfektur Fukushima auch dann noch unverkäuflich, wenn sie nachweislich weniger als die übliche Hintergrundstrahlung an Radioaktivität aufweisen. ⓘ