Sicherheits- und Notfallsysteme

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1 Spaltmaterial zu erzeugen. Damit vergrößert sich die Energiemenge, die aus einer bestimmten Menge Uranerz gewonnen werden kann, theoretisch um etwa das 60-Fache. Praktisch ist man jedoch von diesen Werten noch weit entfernt. Brutreaktoren werden auch Schnelle Brüter genannt, weil sie aufgrund ihres speziellen Aufbaus keinen Moderator benötigen, um Atomkerne zu spalten. Bei ihnen reichen schnelle Neutronen zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion aus. Dies ist nur bei hohen Neutronenflüssen möglich. Brutreaktoren benutzen deshalb flüssiges Natrium als Kühlmittel, weil Natrium weniger Neutronen absorbiert als Wasser. Sie müssen außerdem unbedingt eine sehr schnelle Sicherheitsabschaltung besitzen, da sie nicht die automatischen Stabilisierungsmechanismen besitzen wie wassermoderierte Reaktoren. Aus diesen Gründen gibt es weltweit nur sehr wenige Brutreaktoren. Die wirtschaftlich nutzbaren Uranreserven werden eines Tages erschöpft sein. Hierüber schwanken die Schätzungen stark, zwischen mehreren Dutzend und mehreren Hundert bis Tausend Jahren. Die Brütertechnologie hat trotz ihrer gegenüber herkömmlichen Reaktormodellen sehr viel größeren Risiken das Potenzial, die vorhandenen Reserven um das 60-Fache zu strecken, weshalb sie von vielen Befürwortern der Nukleartechnik als wichtige Zukunftstechnologie angesehen wird. Abgesehen von den kommerziellen Leistungsreaktoren gibt es auch unterschiedliche Arten von Forschungs- oder experimentellen Reaktoren, die spezielle Isotope für medizinische, wissenschaftliche und industrielle Anwendungen erzeugen oder der Ausbildung dienen. Eine besondere Art von Forschungsreaktoren liefert sehr starke Neutronenstrahlung, mit deren Hilfe Wissenschaftler die Eigenschaften von Materialien, die Struktur von biochemischen Verbindungen und chemische Reaktionsdynamiken aufklären. Sicherheits- und Notfallsysteme Kernkraftwerke, gleich welchen Typs, sind hochkomplexe technische Systeme, wesentlich komplexer als andere Großkraftwerke und damit auch wesentlich schwieriger zu steuern und zu warten. Gleichzeitig sind sie aufgrund ihrer radioaktiven Ladung auch wesentlich gefährlicher. Eine ganze Hierarchie von Sicherheits- und Notfallsystemen dient dazu, auch bei Störfällen das Austreten von Radioaktivität zu verhindern, bzw. möglichst erst keine schwerwiegenderen Störfälle zuzulassen. Als Sicherheitsphilosophie in modernen Kernkraftwerken westlichen Standards hat es sich etabliert, alle relevanten Sicherheitssysteme in vierfacher 74 Kernkraftwerke

2 Redundanz auszulegen. Jedes System ist also vierfach unabhängig voneinander vorhanden. Falls eine Pumpe ausfällt, sollten also noch drei andere in die Bresche springen können. Die Wahrscheinlichkeit, dass alle vier Systeme gleichzeitig ausfallen, ist natürlich sehr gering, aber nicht unmöglich. Da allerdings nicht auszuschließen ist, dass durch technische oder Bedienfehler eine ganze Reihe redundanter Systeme ausfallen kann, wird zusätzlich auf räumliche Trennung sowie auf Diversität der Systeme geachtet, d. h., unterschiedliche technische Systeme werden zur Bewältigung derselben Aufgabe benutzt. Man unterscheidet Sicherheitssysteme, die eine Stabilisierung des Reaktors bei Unregelmäßigkeiten im Betrieb ermöglichen sollen, auf der einen Seite, und Vorkehrungen, die bei einem Störfall eine Kontamination des Reaktorgebäudes oder des Umlandes verhindern sollen, auf der anderen Seite. Zur Stabilisierung des Reaktors gibt es unterschiedliche Systeme. Das wichtigste physikalische Notfallsystem ist bei Siedewasser- und Druckwasserreaktoren dadurch realisiert, dass das Kühlwasser gleichzeitig Moderator ist. Die Kettenreaktion wird bei Ausfall der Kühlung also automatisch beendet. Hierdurch kann allerdings lediglich eine explosionsartige Erhitzung wie im Fall von Tschernobyl verhindert werden, nicht jedoch eine Kernschmelze wie bei den Unfällen von Three Mile Island und Fukushima. Ein fundamentales Sicherheitssystem ist die Schnellabschaltung, sollten unvorhergesehene Störungen oder Beschädigungen auftreten. Diese erfolgt durch spezielle Regelstäbe sowie notfalls durch die Einleitung stark neutronenabsorbierender Substanzen wie etwa Borsäure. Da Wasser zur Kühlung gegen eine Kernschmelze benötigt wird, es aber nicht als Moderator wirken darf, muss es mit Bor versetzt werden, welches ein Wiederaufflammen der Kettenreaktion verhindert. Die Kühlwasserpumpen benötigen eine konstante Stromversorgung. Auch nach dem Herunterfahren des Reaktors muss die immer noch starke Nachzerfallswärme abgeführt werden. Sobald der Reaktor abgeschaltet wird und selbst keinen Strom mehr produziert, hängt er von der äußeren Stromversorgung ab. Da die Versorgung über das Stromnetz durch Naturkatastrophen, Unfälle, Sabotage etc. ausfallen kann, bilden die Notstromdiesel deshalb einen wichtigen Schutz vor dem gefürchteten station blackout, dem Totalausfall der Stromversorgung. Ein Ausfall der Kühlung kann nämlich zu einer Kernschmelze führen (siehe Abb. 10). Dabei überhitzen die Brennstäbe so stark, dass die Hüllen der Brennstäbe aufschmelzen und die Urantabletten in ihrem Inneren samt der hochradioaktiven Spaltprodukte freigeben. Um dies zu verhindern, muss bei einem Sicherheits- und Notfallsysteme 75

3 temporären Ausfall der Kühlung (durch Pumpendefekt, Stromausfall etc.) oder bei Wasserverlust der Reaktor schnellstmöglich wieder hinreichend mit Kühlwasser versorgt werden. Hierzu sind jeweils mehrere voneinander unabhängige Pumpen- und Notstromsysteme vorhanden. Wenn dies nicht möglich ist, können die Brennstäbe innerhalb kurzer Zeit partiell oder sogar vollständig schmelzen und die geschmolzene Masse kann sich am Boden des Reaktorbehälters ansammeln. Dies ist außerordentlich gefährlich, weil in diesem Fall die geometrische Anordnung der Brennstäbe und der Regelstäbe verloren geht. Erstens ist eine solch zusammengeschmolzene Masse nur schwer zu kühlen. Zweitens kann sich dabei so viel spaltbares Material am Boden des Reaktorbehälters ansammeln, dass falls noch Moderatormaterial vorhanden ist die Kettenreaktion wieder anspringen kann. Die enorme Hitzeerzeugung kann dann dazu führen, dass sich die heiße und hochradioaktive Masse durch den Boden des Gebäudes bis zu ein paar Dutzend Meter ins Erdreich durchfrisst und unter anderem das Grundwasser verseucht. Um dies zu verhindern, lässt sich über ein Notfall-Einspeisesystem Borsäure in den Reaktor einleiten. Das Element Bor ist ein hervorragender Neutronenabsorber, weshalb es auch für die Regelstäbe benutzt wird. Borsäure verhindert also ein Wiederanspringen der Kettenreaktion (auch Re-Kritikalität genannt). Aber auch wenn dieses Wiederanspringen nicht erfolgt, erzeugen die Spaltprodukte immer noch eine starke Hitze; vor allem in den ersten Stunden und Tagen, aber in geringerem Maß auch noch über Monate und Jahre hinweg. Die Gefahr, dass die Kernschmelze sich durch den Reaktordruckbehälter frisst, ist allerdings deutlich geringer, wenn die Kettenreaktion unterbunden ist. Sie sinkt auch im Lauf der Tage und Wochen, da die kurzlebigen, hochradioaktiven Spaltprodukte dann schon zunehmend zerfallen sind und die Wärmeleistung der Nachzerfallswärme entsprechend abnimmt. Um eine möglichst hohe Sicherheit zu gewährleisten, ist das Uran mit seinen Spaltprodukten fest in den gasundurchlässigen Hüllen der Brennstäbe eingeschlossen. Diese bestehen aus einer speziellen, hochfesten Zirkoniumlegierung, die nur Neutronen passieren lässt. Die weiteren Barrieren sind dann der Reaktordruckbehälter, der Sicherheitsbehälter und die äußere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes. Um das Austreten von Radioaktivität zu verhindern und auch wegen der hohen Drücke in Siedewasser- und Druckwasserreaktoren besteht der Reaktordruckbehälter aus etwa 20 bis 25 Zentimeter dickem Stahl. Er ist, abgesehen von den Brennstäben, die erste und stabilste Barriere gegen das Austreten von Radioaktivität. Seine Dimensionen sind üblicherweise gut 10 Meter Höhe und 76 Kernkraftwerke

4 Abb. 10. Kernschmelze in immer gravierenderen Stufen. Die zerstörten Brennelemente bilden eine geschlossene Masse und können im schlimmsten Fall die massive Stahlwand des Reaktordruckbehälters durchschmelzen. Phase 1: Lokale Überhitzung, schnelle Gegenmaßnahmen erforderlich. Phase 2: Starke Überhitzung, Deformation der Brennstäbe, Verlust der Geometrie und der Kontrollierbarkeit über Steuerstäbe, Einsatz von Borsäure zur Unterbrechung der Kettenreaktion erforderlich. Beginnender Austritt von Spaltprodukten aus den Brennstäben. Phase 3: Aufschmelzen eines Großteils der Brennstäbe, massive Freisetzung von radioaktiven Stoffen im Reaktordruckbehälter und über die Leitungen und eventuelle Lecks auch in das Containment. Die Kernschmelze sammelt sich im unteren Teil des Druckbehälters. Phase 4: Durchschmelzen des vollständig aufgeschmolzenen Reaktorkerns durch den Reaktordruckbehälter und schlimmstenfalls durch das Containment und die Betonfundamente mit entsprechender Freisetzung von Radioaktivität. Inwiefern die Umwelt kontaminiert wird, hängt davon ab, welche Transportwege für die leicht- oder schwerflüchtigen Radionuklide bestehen. Sicherheits- und Notfallsysteme 77

5 5 Meter Durchmesser. Der Reaktordruckbehälter ist von einem gut 2 Meter dicken Stahlbetonzylinder umgeben, der Strahlung abschirmt und deswegen biologischer Schild genannt wird. Ihn umschließt der Sicherheitsbehälter, auch Containment genannt, der aus einer mehrere Zentimeter dicken Stahlwand besteht. Er dient dem Einschluss radioaktiver Substanzen, sollte der Reaktordruckbehälter oder die zu ihm führenden Leitungen z. B. aufgrund einer Kernschmelze oder materialbedingten Leckage undicht geworden sein. Das Containment ist durch Schleusen von der Außenwelt abgeriegelt und steht unter leichtem Unterdruck, damit radioaktive Substanzen, sollten sie im Betrieb freigesetzt werden, in diesem verbleiben und nicht in die Umwelt gelangen. Das Containment kann durch Personen- oder Materialschleusen betreten werden. Die äußere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes ist bis zu 2 Meter dick. Sie dient neben dem Einschluss radioaktiver Substanzen auch der Abwehr äußerer Gefahren. Abstürze größerer Verkehrsflugzeuge oder gezielte Terrorangriffe mit panzerbrechenden Waffen lassen sich jedoch nur schwer neutralisieren. Um bei einer Kernschmelze das Durchschmelzen der radioaktiven Substanzen durch den Boden des Containments zu verhindern, wurde das Konzept des Core-Catchers entwickelt. Ein Core-Catcher oder Kernfänger ist ein großes, unter dem Reaktordruckbehälter befindliches Becken aus einer hochfesten und hitzebeständigen Beton-Keramik-Mischung, welche im schlimmsten Fall einer Kernschmelze die nicht-gasförmigen radioaktiven Substanzen kontrolliert auffangen soll, bis sie weit genug abgekühlt und abgeklungen sind, um sie entsorgen zu können. Core-Catcher sind bisher allerdings kein Standard im Reaktorbau, sondern erst für kommende Reaktorgenerationen gedacht. Bei einer deutlichen Überhitzung des Reaktors auf über 800 Grad Celsius, wie sie vor allem bei einer Kernschmelze auftritt, kann das Wasser im Reaktor mit den Hüllen der Brennstäbe reagieren, wodurch große Mengen von Wasserstoff entstehen. Zusammen mit dem Sauerstoff in der Luft ergibt dies hochreaktives Knallgas. Deshalb gibt es in Kernkraftwerken auch Systeme, die diesen Wasserstoff entfernen oder der Sauerstoff im Reaktor wird durch Stickstoff ersetzt, welcher keine Knallgasexplosion zulässt. Die Zerstörungen der Reaktorgebäude in Fukushima wurden durch solche Knallgasexplosionen infolge von Kernschmelzen herbeigeführt. Die Sicherheit von Kernkraftwerken soll also durch die folgenden Maßnahmen gewährleistet werden. Erstens muss bei einem Störfall die Kettenreaktion durch Regelstäbe oder notfalls durch Einleitung von Borsäure schnell und 78 Kernkraftwerke

6 zuverlässig unterbrochen werden können. Zweitens muss die Kühlung der Brennstäbe gewährleistet sein, damit ihre strukturelle Integrität erhalten bleibt. Sind diese beiden Punkte nicht gewährleistet, kann es zur Freisetzung von Radioaktivität und zu schweren Störfällen bis hin zu einer Kernschmelze kommen. Der Reaktordruckbehälter sowie die äußere Schutzhülle des Containments müssen dann die Menge austretenden Materials weitestmöglich begrenzen, um eine Gefährdung der umliegenden Region möglichst auszuschließen. Das Funktionieren der Notfallsysteme hängt ab von einer funktionierenden Stromversorgung, die über mehrfach vorhandene Notstromsysteme abgesichert werden muss. Kernreaktoren können nicht explodieren wie Atombomben. Erstens besitzen sie kein Uran-235 in der erforderlichen Anreicherung. Zweitens besteht die Schwierigkeit beim Bau von Atombomben darin, das erforderliche Material lange genug auf engstem Raum zusammenzupressen, bis die Neutronen in kürzester Zeit einen Großteil des spaltbaren Materials gespalten haben. Dies ist nur mit Hilfe von zeitlich sehr exakt gezündeten Sprengstoffen und geeignetem Hüllmaterial zu bewerkstelligen und eine entscheidende technologische Hürde beim Bau von Kernwaffen. In Kernreaktoren sind diese Voraussetzungen nicht gegeben. Die Begriffe GAU und Super-GAU Mit dem Begriff GAU wird der Größte Anzunehmende Unfall bezeichnet. Dies ist nicht der schlimmste Unfall, der überhaupt vorstellbar ist, sondern der schwerste nach Stand von Wissenschaft und Technik beherrschbare Unfall, für den eine Anlage ausgelegt sein muss. Wie genau ein GAU definiert ist, hängt also stets davon ab, was staatliche Regulierungsbehörden als für die Bevölkerung vertretbares Risiko ansehen. Ein Super-GAU ist im Sinne der lateinischen Bedeutung von super als darüber hinaus dementsprechend ein Unfall, dessen Beherrschbarkeit durch die Auslegung der Anlage nicht mehr gegeben ist und der über den von den Sicherheits- und Notfallsystemen gegebenen Rahmen hinaus geht. Ein Super-GAU wird folglich auch als auslegungsüberschreitender Störfall bezeichnet. Somit müssen eigentlich alle Störfälle, bei denen mehr Radioaktivität freigesetzt wird als genehmigt, als Super-GAU bezeichnet werden, auch wenn die freigesetzte Radioaktivität nur gering ist. Dies entspricht Ereignissen auf der für nukleare Störfälle eingeführten INES-Skala ab Stufe 5. In der Öffentlichkeit hat es sich aber durchgesetzt, nur schwere und katastrophale Störfälle (INES-Skala 6 und 7) als Super-GAU zu bezeichnen. Während ein Die Begriffe GAU und Super-GAU 79

7 Tab. 4. Die Internationale Bewertungsskala (INES) für Unfälle in nuklearen Einrichtungen Kategorie Bedeutung Beispiele 7 Katastrophaler Unfall Schwerste Freisetzung von Radioaktivität, großflächige Auswirkung auf Gesundheit und Umwelt 6 Schwerer Unfall Erhebliche Freisetzung von Radioaktivität, voller Einsatz des Katastrophenschutzes 5 Ernster Unfall Begrenzte Freisetzung von Radioaktivität, Teileinsatz des Katastrophenschutzes, schwere Anlageschäden, mehrere Strahlentote 4 Unfall Strahlenexposition der Bevölkerung in Höhe der natürlichen Strahlenbelastung, starke Belastung des Personals, mindestens ein Strahlentoter 3 Ernster Störfall Leichte Strahlenexposition der Bevölkerung, schwere Verstrahlung von Personal 2 Störfall Unzulässige Strahlenexposition beim Personal Tschernobyl 1986 Fukushima 2011 Kyschtym 1957 Windscale/Sellafield 1957 Harrisburg/Three Mile Island 1979 Tokaimura 1999 Windscale/Sellafield 2005 Gundremmingen Störung Abweichung vom zulässigen Betrieb 0 Vorfall Ereignis ohne oder mit geringer sicherheitstechnischer Bedeutung GAU also ein vielleicht gerade noch so kontrollierbarer Störfall ist, bei dem nur sehr geringe Mengen an Radioaktivität freigesetzt werden, muss bei einem Super-GAU mit einem umfassenden Versagen aller Sicherheitssysteme gerechnet werden, da die Anlage zur Beherrschung eines solchen Szenarios baulich nicht ausgelegt wurde. Die INES-Skala ist ein Gradmesser für die Schwere von nuklearen Unfällen und Störfällen. Diese Skala wurde entwickelt von der Internationalen Atom- Energie-Organisation (IAEO, englisch IAEA: International Atomic Energy Agency), die der Förderung der friedlichen Nutzung der Kernenergie verpflichtet ist. Die Arbeit der IAEO beinhaltet sowohl die Erhöhung der Sicherheit von Kernkraftwerken als auch die Überwachung des Atomwaffensperrvertrags und die Verhinderung von Proliferation. 80 Kernkraftwerke

8 Die INES-Skala (International Nuclear Event Scale) reicht von 1 (Störung oder Anomalie) bis 7 (katastrophaler Unfall). Sie ist logarithmisch, ebenso wie die Richterskala bei Erdbeben. Ein Schritt auf der Skala bedeutet also eine zehnfache Zunahme an sicherheitstechnischer Bedeutung. Für die Bevölkerung gefährlich werden können Unfälle ab Kategorie 5, für das Personal von kerntechnischen Anlagen Störfälle ab Kategorie 3. Nuklearindustrie und Brennstoffkette Die Bereitstellung und Nutzung von kerntechnischem Material beginnt bei der Gewinnung von Uran in Erzlagerstätten. Das Uranerz wird gemahlen, das Uran wird extrahiert und in sogenannten Yellow Cake, den Grundstoff der Nuklearindustrie, umgewandelt. Aus 2 Tonnen Erz lässt sich durch Herauswaschen mit Säure ungefähr 1 Kilogramm Yellow Cake herstellen. Die genaue Menge hängt natürlich stark von der Urankonzentration im Erz ab. Yellow Cake besteht zum größten Teil aus Uranverbindungen. Bei der Herstellung von Yellow Cake bleiben große Mengen an radioaktiven Gesteinen übrig, die sogenannten Tailings. Zur Anreicherung des für die Kernspaltung verantwortlichen Isotops Uran- 235 werden dann per Gasdiffusion oder mit speziellen Zentrifugen über chemische und physikalische Prozesse aus dem Yellow Cake schließlich Tabletten aus Urandioxid hergestellt. Mit diesen Tabletten werden in Brennelementefabriken die Brennstäbe hergestellt und zu Brennelementen verbunden. Beim Einsatz in einem Kernkraftwerk sinkt dann der Anteil an spaltbarem Uran-235 von den angereicherten 3 bis 5 % wieder ab bis auf leicht oberhalb der in der Natur vorkommenden 0,7 %. Nebenbei entstehen pro Brennelement etwa 16 Kilogramm hochradioaktive Spaltprodukte und gut 4 Kilogramm Plutonium. Was mit den Brennelementen nun geschieht, hängt von politischen und wirtschaftlichen Erwägungen ab. Ein Konzept sieht vor, die abgebrannten Brennstäbe direkt der Endlagerung zuzuführen. Man kann aber auch das in den Brennelementen verbliebene Uran-235 sowie das Plutonium und die Spaltprodukte in Wiederaufbereitungsanlagen zurückgewinnen. Dies ist mit hohem Sicherheitsaufwand verbunden. Denn einerseits dürfen die entstandenen hochgefährlichen Substanzen auf keinen Fall freigesetzt werden; vor allem die gasförmigen Spaltprodukte besitzen ein sehr hohes Gefährdungspotenzial. Andererseits besteht die Gefahr, dass sich bei einem solchen Prozess eine kritische Masse von Uran oder Plutonium bildet, welche dann eine Kettenreaktion auslöst und extrem starke Strahlung produziert. Die Spaltprodukte sowie die weni- Nuklearindustrie und Brennstoffkette 81

9 ger aktiven, aber sehr viel langlebigeren schweren Transurane können separiert und einer Zwischen- oder Endlagerung zugeführt werden. Beim technisch hochaufwendigen Prozess der Wiederaufbereitung sind in der Vergangenheit wiederholt Unfälle passiert, bei denen größere Mengen Radioaktivität in die Umwelt freigesetzt wurden. Aufgrund zahlreicher Neubauprojekte für Atomkraftwerke in China, Indien und Russland wird der Uranverbrauch immer weiter zunehmen und somit auch der Weltmarktpreis. Bereits heute übersteigt der Verbrauch die Fördermenge deutlich. Dieser Mangel wird durch Aufbereitung von Brennstäben, durch Reserven und durch bei der Abrüstung von Nuklearwaffen anfallendes Material ausgeglichen. Auf längere Sicht kann dies dazu führen, dass international zunehmend auf Wiederaufbereitungsanlagen gesetzt wird sowie auf die Brütertechnologie, bei der aus dem ansonsten nutzlosen Uran-238 spaltbares Plutonium-239 erzeugt wird. Dies geht jedoch mit der Gefahr der Verwundbarkeit kerntechnischer Anlagen, Betriebsrisiken und Proliferation einher. Auch bei einer Wiederaufbereitung und Separierung verschiedener Arten radioaktiven Materials ist für die Spaltprodukte und die Transurane bislang aber eine Endlagerung vorgesehen. Die Brütertechnologie ist bisher nicht wirtschaftlich, zudem bestehen große Sorgen, ob sie wirklich sicher betrieben werden kann. Insbesondere die großen Mengen an anfallendem Plutonium werden als bedenklich betrachtet. Aufgrund der steigenden Weltmarktpreise für Uran werden auch zunehmend unkonventionelle Quellen für Uran erforscht. Hierzu gehört die Gewinnung von Uran aus der Asche von Kohlekraftwerken. In natürlichen Gesteinen, und auch in Kohle, ist stets eine gewisse Menge an Uran und Thorium enthalten. Sie werden zum Teil bei der Verbrennung der Kohle mit dem Rauch durch die Schornsteine geblasen. Aus diesem Grund emittieren Kohlekraftwerke im Normalbetrieb ähnlich viel Radioaktivität wie Kernkraftwerke. In der verbleibenden Asche ist der Urananteil jedoch deutlich stärker konzentriert, da Uran ein sehr schweres Element ist und weniger leicht als andere mit dem Luftstrom mitgerissen wird. Die Konzentration von Uran in der Kraftwerksasche ist teilweise vergleichbar mit der von Uranminen und somit kommerziell interessant. Während der größere Teil der radioaktiven Substanzen in der Asche und in modernen Filtern verbleibt, gelangt ein gewisser Teil von Uran oder Thorium sowie ihrer leichteren und flüchtigeren Zerfallsprodukte (wie etwa bestimmte Radon-, Polonium- und Blei-Isotope) in die Rauchgase der Kraftwerke. Je nach Meinung der Wissenschaftler und je nach Typ der benutzten Kohle sowie je- 82 Kernkraftwerke

10 Abb. 11. Die nukleare Brennstoffkette inklusive der vorgesehenen Endlagerung. Staaten mit Interesse an Nuklearwaffen müssen entweder die hochgradige Anreicherung von Uran-235 oder die Abtrennung von möglichst reinem Plutonium-239 bei der Wiederaufbereitung beherrschen. Wegen der Proliferationsrisiken und Kosten wird heute zunehmend auf die Wiederaufbereitung verzichtet. nach Modernität der Filteranlagen und je nach Windrichtung ist die radioaktive Belastung des Umlandes von Kohlekraftwerken zum Teil messbar erhöht, normalerweise jedoch nicht in gefährlichem Ausmaß. Im Bevölkerungsmittel sind die radioaktiven Emissionen von Kohle- und Kernkraftwerken normalerweise deutlich unterhalb der natürlichen Radioaktivität. Nuklearindustrie und Brennstoffkette 83