BULLETIN Nr. 54 Oktober 2006

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1 AVES Pfannenstil Aktion für vernünftige Energiepolitik Schweiz (AVES) Regionalgruppe Pfannenstil Postfach CH Wald Postkonto BULLETIN Nr. 54 Oktober 2006 Der Störfall im Kernkraftwerk Forsmark 1 Am 25. Juli 2006 ereignete sich im schwedischen Kernkraftwerk Forsmark 1 ein Störfall, der von manchen Medien und Kommentatoren als Beinahe-Katastrophe geschildert wurde. Was ist wirklich passiert, und wie gefährlich war der Zwischenfall? Nur wenige Minuten vor dem GAU, Beinahe-Kernschmelze im AKW Forsmark in Schweden, Der Mann, der den Gau verhinderte, Atomkraftwerk: Einer verhinderte den GAU, Europa entgeht nur knapp einer Atomkatastrophe,...haarscharf an einem neuen Tschernobyl vorbeigeschlittert...,...experten bezeichneten den Zwischenfall als den gefährlichsten nach Tschernobyl und Harrisburg. Näher könne man an eine Kernschmelze nicht herankommen. Dass es dazu nicht gekommen ist, sei reines Glück gewesen.... Mit solchen und ähnlichen Worten berichteten viele Medien über den Störfall im schwedischen Kernkraftwerk Forsmark 1. Nachdem damit wieder einmal grosse Ängste geweckt worden waren und verschiedene Politiker und Atomkraft-Gegner sofort das Abschalten aller KKW verlangt hatten, wurde ein paar Tage später von manchen Medien die Gefahr relativiert und zum Beispiel festgestellt: Die Gefahr einer Kernschmelze bestand nicht, Kein Beinahe-GAU, Forsmark ist nicht Tschernobyl. Das Kernkraftwerk Forsmark Das Kernkraftwerk Forsmark besteht aus drei Kraftwerksblöcken mit Siedewasserreaktoren. Kraftwerksblock Elektrische Nettoleistung Inbetriebnahme Forsmark MW 1980 Forsmark MW 1981 Forsmark MW 1985 Die sogenannten Leichtwasser-Reaktoren werden unterteilt in Siedewasser- und Druckwasser- Reaktoren. Bei den Siedewasser-Reaktoren verdampft das Wasser im Reaktor und der Dampf strömt direkt zu den Turbinen. Beim Druckwasser-Reaktor ist dagegen der Druck im primären Kühlkreislauf so hoch (typischerweise 150 bis 160 bar), dass das Wasser auch bei 330 C noch flüssig bleibt. In einem Wärmeaustauscher (Dampferzeuger genannt) wird die Wärme an das

2 2 Wasser im sekundären Kreislauf abgegeben. In diesem Kreislauf ist der Druck niedriger (typischerweise rund 70 bar), so dass das Wasser bei rund 290 C verdampft. Beznau I und II und Gösgen sind Druckwasserreaktoren, Mühleberg und Leibstadt sind Siedewassereaktoren. Der Ablauf des Störfalls Das Öffnen eines stromführenden Trennschalters 1 in der 400-kV-Schaltanlage ausserhalb des Kraftwerks erzeugte einen Lichtbogen und dadurch einen Kurzschluss. Da das Schutzsystem nicht richtig funktionierte, öffneten sich die Unterbrecherschalter zu spät, was zu starken Spannungsschwankungen führte. Hätten sich die Unterbrecher wie vorgesehen innerhalb von 100 Millisekunden geöffnet, wäre die interne Stromversorgung von den Hauptgeneratoren ohne Unterbruch versorgt worden, bzw. bei Abschaltung der Generatoren wären alle internen Stromverbraucher automatisch auf das 70-kV-Netz umgeschaltet worden. Da die Unterbrecher sich zu spät öffneten, sank zunächst die Generatorspannung auf 30 Prozent des Nennwerts, und da dies die Generatorerregung (Spannungsregelung) zu kompensieren versuchte, stieg nach dem Öffnen der Schalter die Generatorspannung auf 120 Prozent. Diese Überspannung bewirkte, dass sich zwei der vier Wechselrichter 2 abschalteten, weil deren Schutz zu knapp eingestellt war. Nach dem Abschalten des Generators wurde der Reaktor automatisch durch eine Schnellabschaltung heruntergefahren. Alle vier Notstromgeneratoren starteten einwandfrei, aber bei zwei Aggregaten kam es zum Startabbruch, da wegen der beiden abgeschalteten Wechselrichter das Drehzahlsignal fehlte. In den meisten Medienberichten heisst es, nur zwei der vier Notstromgeneratoren seien gestartet. Dies ist insofern irreführend, als es den Eindruck erweckt, die Notstromdiesel seien unzuverlässig und in einem Notfall sei die Wahrscheinlichkeit nur etwa 50 Prozent, dass diese Generatoren überhaupt starten. In Wirklichkeit starteten wie gesagt alle vier Notstromgruppen einwandfrei, und nur die fehlende Spannung der Drehzahlmesser führte zum Startabbruch zweier Notstromdiesel. Deshalb konnten auch diese zwei Notstromgeneratoren später problemlos von Hand gestartet werden. Eine der nach diesem Störfall geplanten Massnahmen besteht darin, dass die Drehzahlmesser mit einer zusätzlichen, unabhängigen Stromversorgung ausgerüstet werden, womit eine solche Panne in Zukunft verhindert werden kann. Infolge der Abschaltung der USV-Einheiten fielen im Kommandoraum eine Reihe von Anzeigen und Kontrollen aus. Die Operateure handelten jedoch besonnen, richtig und korrekt nach Vorschrift. Die Behauptungen Nur ein eigenmächtiger Entscheid eines Mitarbeiters verhinderte beim Störfall im schwedischen Forsmark Schlimmeres und Laut den schriftlichen Sicherheitsanweisungen dürfen in den ersten dreissig Minuten eines Störfalls keine manuellen Massnahmen ergriffen werden sind falsch. Es ist keineswegs verboten, in den ersten 30 Minuten einzugreifen. Die sogenannte 30-Minuten-Regel ist eine Auslegungsvorgabe und bedeutet, dass die Sicherheitssysteme in einem Kernkraftwerk so auszulegen sind, dass die Operateure in den 1 Bei Hochspannungsschaltern wird zwischen Leistungsschaltern und Trennschaltern unterschieden. Mit Leistungsschaltern können stromführende Leitungen bei voller Last abgeschaltet werden. Um den bei den hohen Spannungen und Strömen entstehenden Lichtbogen sicher zu löschen, befinden sich die Schaltkontakte in Öl, Druckgas (z.b. Schwefelhexafluorid) oder Vakuum. Deshalb ist der Schaltzustand von aussen nicht ohne weiteres erkennbar. Trennschalter dienen dazu, einzelne Anlageteile einer Schaltstation deutlich sichtbar abzutrennen. Diese nicht gekapselten Schaltkontakte können keine grossen Leistungen ein- oder ausschalten. (Es gibt auch sog. Lasttrennschalter, die zwar Betriebsströme, aber im Gegensatz zu den Leistungsschaltern keine Kurzschlussströme unterbrechen können.) Ob der Trennschalter absichtlich (aber irrtümlich) geöffnet wurde oder sich ungewollt öffnete, geht aus den dem Verfasser verfügbaren Unterlagen nicht hervor. 2 Die Wechselrichter sind Teile der Unterbrechungsfreien Stromversorgung (USV). Diese besteht aus Gleichrichtern, Akkumulatoren, die Gleichstrom liefern, und Wechselrichtern, die den Gleichstrom in Wechselstrom umwandeln, der für die Versorgung der Instrumentierung, Steuerung und Regelung gebraucht wird. Bei einem Stromausfall, bei dem weder der Kraftwerksgenerator noch das äussere Netz Strom liefert, wird die interne Stromversorgung verzögerungsfrei durch die USV gewährleistet, bis nach dem Hochlaufen der Dieselmotoren der Strom von den Notstromgeneratoren geliefert wird.

3 3 ersten 30 Minuten nicht zwingend eingreifen müssen. Selbstverständlich sollen sie eingreifen, sobald sie die Situation richtig erkannt haben. Und genau das haben die Operateure im KKW Forsmark 1 getan. Keine Gefahr einer Kernschmelze Nach einer Schnellabschaltung eines Kraftwerkreaktors geht seine thermische Leistung nicht sofort auf Null zurück, da die radioaktiven Spaltprodukte bei ihrem Zerfall noch Wärme produzieren. Diese sogenannte Nachwärme sinkt anfänglich sehr schnell und dann immer langsamer ab. Sie beträgt eine Minute nach der Abschaltung noch 4,0 Prozent der thermischen Nennleistung, nach einer Stunde noch 1,6 Prozent und nach einem Tag noch 0,7 Prozent. Bei einer thermischen Nennleistung 3 von 3200 MW bedeutet das, dass eine Minute nach Abschalten des Reaktors immer noch eine Wärmeleistung von rund 130 MW abgeführt werden muss, nach einer Stunde 52 MW und nach einem Tag 22 MW. Der Reaktor muss also auch nach einer Abschaltung weiterhin gekühlt werden. Bei einer Trennung des Kraftwerks vom Netz liefern die Notstromgeneratoren den Strom für die Umwälzpumpen des Kühlsystems. Aus Sicherheitsgründen sind alle Notsysteme redundant ausgelegt, d.h. es sind immer mehr Systeme vorhanden, als tatsächlich gebraucht werden. Beim KKW Forsmark 1 genügten die beiden laufenden Notstromgruppen völlig, um den Reaktor ausreichend zu kühlen 4. Es trifft somit überhaupt nicht zu, dass nur sieben Minuten daran gefehlt hätten, dass die Bedienungsmannschaft die Kontrolle über den Reaktor verloren hätte und es zu einer Kernschmelze gekommen wäre, wie der Experte Lars-Olov Höglund behauptet hatte. Auch wenn die Operateure nicht nach 23 Minuten das 70-kV-Netz zugeschaltet hätten, wäre die ausreichende Kühlung des Reaktors stets gewährleistet gewesen. Das Wasserniveau sank nie unter das Niveau von 1,9 Meter über der Kernoberkante. Bei einem Wasserniveau von 1,1 Meter wäre die automatische Druckentlastung und die Einspeisung von Kühlwasser über die sogenannten Niederdrucksysteme ausgelöst worden. Selbst wenn das Wasserniveau auf 1 bis 1,5 Meter unterhalb der Kernoberkante sinken würde, wäre die Kühlung immer noch ausreichend. Ein vielleicht nicht ganz unbefangener Experte Die schwedische Atomaufsichtsbehörde SKI wies die Einschätzung Höglunds als übertrieben zurück. Höglund, der heute als Berater tätig ist, arbeitete von 1976 bis 1986 als Konstruktionschef beim Kernkraftwerk Forsmark. Am 4. August brachten renommierte schwedische Zeitungen ein kleines, aber feines Detail an den Tag. Nach seinem Ausstieg beim Forsmark-Betreiber hatte sich Höglund um Beratungsaufträge aus der schwedischen Energiewirtschaft beworben. Weil er sich bei den Ausschreibungsverfahren benachteiligt sah, führt er seit längerem einen Rechtstreit mit den Kernkraftwerken Forsmark und Ringhals. Er verlangt von Forsmark Euro und von Ringhals 300'000 Euro, weil sein Unternehmen keinen Auftrag erhielt. Während daraufhin Höglunds Aussagen von den schwedischen Medien mit Vorbehalt aufgenommen wurden, betrachteten die deutschen und schweizerischen Medien Höglund weiterhin als unabhängigen Experten, dem oft mehr Glauben geschenkt wurde als der zuständigen Aufsichtsbehörde. Es ist immer das gleiche Muster: Irgendein (womöglich selbsternannter) Experte erklärt eine Situation oder einen Vorgang als äusserst gefährlich. Auch wenn alle seriösen Fachleute dem widersprechen und erklären, dass die Behauptung jeder Grundlage entbehrt, schenken die Medien diesem einen Experten viel mehr Gehör und Glauben als den verantwortungsbewussten Fachleuten. Es gilt das Prinzip: Bad news are good news. 3 Bei Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren beträgt der Wirkungsgrad etwa 33 %, d.h. die thermische Leistung ist rund dreimal so gross wie die elektrische Leistung. 4 Beim KKW Leibstadt gilt sogar das Prinzip 1 von 4, d.h. 1 von 4 Notstromsystemen genügt vollständig, um den Reaktor sicher zu kühlen.

4 4 Was ist ein GAU? Fast immer, wenn Medien über Störfälle oder Unfälle in Kernkraftwerken berichten, taucht der Begriff GAU auf und zwar meist als Synonym für Katastrophe. GAU war ursprünglich ein Begriff der Fachsprache der Kerntechnik und stand für Grösster anzunehmender Unfall. Dabei wurde angenommen, dass zum Beispiel eine Hauptkühlleitung einen doppelendigen Bruch erleidet, was bereits ein höchst unwahrscheinliches Szenarium ist. Wenn das Material einer Druckleitung versagt, wird nicht etwa das Rohr quer entzweigerrissen, sondern auf Grund der mechanischen Spannungen entsteht lediglich ein Riss in Längsrichtung. Trotzdem wird beim GAU davon ausgegangen, dass das Rohr quer voll durchgetrennt wird und dass zudem die beiden Enden noch so gegeneinander verschoben werden, dass beide Querschnitte vollständig offen sind, so dass aus beiden Rohrenden das Kühlmittel völlig ungehindert ausströmen kann. Die Notkühlsysteme sind so ausgelegt, dass auch bei einem solchen extremen Unfall der Reaktorkern stets ausreichend gekühlt bleibt. Daher ist ein GAU zwar eine Katastrophe für die betreffende Reaktoranlage, aber er hat keine Auswirkungen auf die Umgebung. Nachdem die Medien sich des Begriffs GAU bemächtigt hatten, wurde diese Abkürzung immer wieder falsch verwendet, nämlich als Synonym für Kernschmelze oder wie bereits gesagt für Katastrophe. Wegen dieser Missverständnisse wird jetzt in der Kerntechnik der Begriff Auslegungsstörfall verwendet. Es ist also völlig falsch und irreführend, beim Störfall im KKW Forsmark 1 von einem Beinahe- GAU zu sprechen. Eine Kernschmelze ist nicht eine Tschernobyl-Katastrophe Ebenso falsch ist es, wenn wie das häufig geschieht eine Kernschmelze der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl gleichgesetzt wird. In keinem Bereich der Technik (wie auch in allen übrigen Bereichen des Lebens) gibt es eine hundertprozentige Sicherheit. Im höchst unwahrscheinlichen Fall, dass sämtliche Notkühlsysteme versagen, würde durch die Nachwärme die Temperatur des Reaktorkerns immer weiter ansteigen, bis schliesslich bei etwa 1900 C die Hüllrohre der Brennelemente schmelzen würden. Die geschmolzenen Teile des Reaktorkerns würden sich im unteren Teil des Reaktordruckbehälters ansammeln und könnten wenn keines der ausgefallenen Notkühlsysteme wieder in Gang gesetzt werden könnte den Boden des Reaktordruckbehälters durchschmelzen. Sodann könnte die Schmelze in den Betonboden des Sicherheitsgebäudes ( Containment ) eindringen. Nur unter den ungünstigsten Umständen würde die Schmelze den mehrere Meter dicken Containmentboden ganz durchdringen können, was aber mindestens mehrere Tage dauern würde. In dieser Zeit hätte sich der grösste Teil der flüchtigen radioaktiven Spaltprodukte an den Containmentwänden niedergeschlagen, so dass nur ein geringer Bruchteil des radioaktiven Materials in die Umgebung freigesetzt würde. Durch das mit der Kernschmelze in Berührung kommende Wasser entsteht Wasserdampf, und durch eine chemische Reaktion zwischen dem Wasser und dem schmelzenden Hüllrohrmetall entsteht Wasserstoff. Durch den Wasserdampf und den Wasserstoff könnte sich im Containment ein Druck aufbauen, der schliesslich zu einem Überdruckversagen des Containments führen könnte. Dies wird verhindert, indem der Überdruck durch ein Druckentlastungssystem abgebaut wird, wobei Filter dafür sorgen, dass dabei die radioaktiven Stoffe weitgehend zurückgehalten werden. Sicherheitsstudien zeigen, dass nur bei etwa 1 Prozent aller Unfälle, die zu einer Kernschmelze führen, es zu einer gefährlichen Freisetzung von Radioaktivität kommt. Der Unfall im Reaktorblock 2 des Kernkraftwerks Three Mile Island bei Harrisburg am 28. März 1979 führte zum Schmelzen mehr als eines Drittels des Reaktorkerns. Trotzdem wurden nur sehr geringe Mengen von Radioaktivität freigesetzt. Die dadurch verursachten Strahlungsdosen lagen weit unter den Werten, die gesundheitsschädlich sein könnten. In einer ganzen Reihe von unabhängigen

5 5 Studien wurde festgestellt, dass keinerlei gesundheitliche Folgeschäden auftraten (vgl. Bulletin Nr. 41). Selbst der unwahrscheinliche Fall einer Kernschmelze ist also keineswegs zwangsläufig eine Katastrophe, die eine gefährliche Verstrahlung bewirkt. Der Reaktorunfall von Tschernobyl dagegen führte vor allem deshalb zu einer grossen Verstrahlung, weil dieser Reaktor nicht in einem Containment eingeschlossen war. INES, die internationale Störfall-Bewertungsskala Die International Nuclear Event Scale (INES) ist eine von einer internationalen Expertengruppe erarbeitete Skala zur Bewertung von Störungen, Störfällen und Unfällen in Kernenergieanlagen. Zu den ursprünglich 7 Stufen der Skala wurde später noch die Stufe 0 hinzugefügt für Ereignisse ohne sicherheitstechnische oder radiologische Bedeutung. Es muss betont werden, dass diese Abbildung eine rein symbolische Darstellung ist und dass die Breite der einzelnen Stufen kein Mass für die Häufigkeit bzw. Wahrscheinlichkeit des Auftretens des entsprechenden Störfalls oder Unfalls ist. Bei einer massstäblichen Abbildung hätte zum Beispiel die Stufe 7 in diesem Bild eine Breite von weniger als 0,5 Tausendstelmillimeter (verglichen mit der abgebildeten Breite der Stufe 1).

6 6 Stufe Bezeichnung Auswirkungen ausserhalb der Anlage Auswirkungen innerhalb der Anlage Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen 7 Katastrophaler Unfall Schwerste Freisetzung Auswirkungen auf Gesundheit und Umwelt in einem weiten Umfeld 6 Schwerer Unfall Erhebliche Freisetzung Voller Einsatz der Katastrophenschutzmassnahmen 5 Ernster Unfall Begrenzte Freisetzung Einsatz einzelner Katastrophenschutzmassnahmen Schwere Schäden am Reaktorkern / an den radiologischen Barrieren 4 Unfall Geringe Freisetzung Strahlenexposition der Bevölkerung etwa in der Höhe der natürlichen Strahlenexposition Begrenzte Schäden am Reaktorkern / an den radiologischen Barrieren und/oder Strahlenexposition beim Personal mit Todesfolge 3 Ernster Störfall Sehr geringe Freisetzung Strahlenexposition der Bevölkerung in Höhe eines Bruchteils der natürlichen Strahlenexposition Schwere Kontaminationen und/oder Akute Gesundheitsschäden beim Personal Beinahe-Unfall Weitgehender Ausfall der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen 2 Störfall Erhebliche Kontamination Unzulässig hohe Strahlenexposition beim Personal Störfall Begrenzter Ausfall der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen 1 Störung Abweichung von den zulässigen Bereichen für den sicheren Betrieb der Anlage 0 Keine oder sehr geringe sicherheitstechnische Bedeutung In der Tabelle sind in vereinfachter Form die Kriterien wiedergegeben, nach denen ein Störfall oder ein Unfall einer INES-Stufe zugeordnet wird. Dabei genügt für die Zuordnung jeweils ein Kriterium. Beispielsweise wird ein Beinahe-Unfall, bei dem es zu einem weitgehenden Ausfall

7 7 der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen kam, der Stufe 3 zugeordnet, auch wenn es in der Anlage keine Kontamination auftrat, die Gesundheit des Personals nicht geschädigt wurde und ausserhalb der Anlage keine Radioaktivität freigesetzt wurde. Andererseits wird zum Beispiel ein Vorfall der Stufe 2 zugeordnet, bei dem Personal unzulässig hohen Strahlendosen ausgesetzt war, auch wenn die Sicherheit der Anlage dabei nicht tangiert wurde. Der Reaktorunfall von Tschernobyl war ganz klar ein katastrophaler Unfall der Stufe 7. Der Unfall im Kraftwerk Three Mile Island wurde in die Stufe 5 eingeordnet, weil der Reaktorkern schwer beschädigt wurde. Was die Auswirkungen ausserhalb der Anlage betrifft, wäre der Unfall nur der Stufe 3 zuzuordnen, da die Freisetzung sehr gering war und die Strahlenexposition der Bevölkerung nur einen Bruchteil der natürlichen Strahlenexposition betrug. Da es beim Störfall im Kernkraftwerk Forsmark 1 zu einem begrenzten Ausfall der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen kam, wurde er der Stufe 2 zugeordnet. Massnahmen Die Kernkraftwerke Oskarshamn 1 und 2, deren Notstromversorgung den gleichen Design wie diejenige von Frosmark 1 aufweist, wurden vorsorglich abgeschaltet. Forsmark 2, war zur Zeit ohnehin für den Brennstoffwechsel stillgelegt. Die Stromversorgung der übrigen schwedischen (sowie der deutschen und schweizerischen) Kernkraftwerke ist so ausgelegt, dass sie auch bei Spannungs- und Frequenzschwankungen im Wechselstromnetz sicher funktioniert. Trotzdem wird der Störfall zum Anlass genommen, die Eigenbedarf-Stromversorgungen erneut sorgfältig auf Schwachstellen zu überprüfen. Für die Bewilligung der Wiederinbetriebnahme der KKW Forsmark 1 und 2 verlangte die schwedische Aufsichtsbehörde SKI am 14. September unter anderen folgende Massnahmen: Modifikation des elektrischen Systems derart, dass die Wechselrichter der USV auch bei Spannungsschwankungen bis zu 130 % richtig funktionieren. Start der Notstromdiesel und Zuschaltung der Spannung müssen unabhängig von den USV sein. Überprüfung der sicheren Stromversorgung der nuklearen Anlageteile. Die Anzeigen müssen auch bei einem Stromausfall ein richtiges Bild des Anlagezustandes liefern. Nachdem diese Auflagen erfüllt worden waren, gab am 29. September die SKI die Erlaubnis, die Kraftwerke wieder in Betrieb zu nehmen. Die Kraftwerksleitung hatte natürlich schon vor der Bekanntgabe der Anordnungen der SKI begonnen, entsprechende Verbesserungen vorzunehmen. Langfristig sind eine ganze Reihe von weiteren Verbesserungen geplant. Am 2. Oktober waren Forsmark 1 und Oskarshamn 2 wieder in Betrieb, während Forsmark 2 und Oskarshamn 1 noch abgeschaltet waren.

8 8 Quellen S. Glasstone, A. Sesonske: Nuclear Reactor Engineering, D. van Nostrand Company, Princeton Private Mitteilungen und zahlreiche Internet-Quellen, u.a.: A.R.