Reaktortypen in Europa – Teil4, ABWR

Der ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) ist eine Entwicklung von Hitachi und Toshiba in Zusammenarbeit mit General Electric. Er ist der einzige Reaktor der Generation III, der bereits über mehr als zehn Jahre Betriebserfahrung verfügt.

Geschichte

Es befinden sich bereits vier Reaktoren in Japan in Betrieb (Kashiwazaki-Koriwa 5+6, Hamaoka 5 und Shika 2), und drei weitere in Bau (Shimane und Langmen 1+2 in Taiwan). Die beiden ersten Reaktoren Kashiwazaki gingen 1996 und 1997 nach nur 36 Monaten Bauzeit (vom ersten Beton bis zur Beladung) ans Netz. Es ist in Anbetracht der vertrackten Situation in Grossbritannien daher nicht verwunderlich, daß man sich für den Bau von je drei Reaktoren in Wylfa Newyd und Oldbury-on-Severn durch das Horizon-Konsortium stark macht. Allerdings ist das Genehmigungsverfahren noch nicht abgeschlossen, sodaß man erst von einer Inbetriebnahme in der ersten Hälfte des nächsten Jahrzehntes ausgehen kann. Gleichwohl ist der Zeitdruck für erforderliche Neubauten scheinbar so groß geworden, daß man noch dieses Jahr mit der Baustellenvorbereitung beginnen will, damit man nach Erhalt aller Genehmigungen (erwartet 2018/2019) unverzüglich mit dem nuklearen Teil beginnen kann. Grundsätzliche Schwierigkeiten werden nicht gesehen, da die Genehmigungen für die USA, Japan und Taiwan bereits vollständig vorliegen und auf praktische Betriebserfahrungen seit 1996 in Japan verwiesen werden kann. Es sind lediglich die besonderen Erfordernisse der EU (insbesondere Flugzeugabsturz) einzuarbeiten und die „Post-Fukushima-Erfordernisse“ nachzuweisen. Es könnte durchaus sein, daß dieser Reaktortyp (UK-ABWR) noch in ganz Europa auf die Überholspur geht.

Warum Siedewasserreaktoren?

Wenn man ein großes Kraftwerk bauen will, bleibt praktisch nur der Dampfkreislauf. Wasser wird unter hohem Druck verdampft und verrichtet in einer Turbine Arbeit, durch die ein Generator angetrieben wird. Wenn man ohnehin Wasser als Arbeitsmittel für die Turbine braucht, warum nicht auch gleich als Arbeitsmittel (Kühlung und Moderator) im Reaktor einsetzen? Wenn man nun noch den Dampf in einem „einfachen Kessel“ durch Kernspaltung erzeugt, hat man einen Siedewasserreaktor. Einfacher geht nicht. Allerdings ist eine solche Konstruktion wegen der großen freien Flächen als Schiffsantrieb gänzlich ungeeignet. Bei einem stampfenden und rollenden Schiff im Seegang, hätte man bereits Probleme überhaupt eine vernünftige Regelung zu konzipieren. Zuerst war aber der Drang nach einem U-Boot, für das man den Druckwasserreaktor erschaffen mußte. Einmal fertig entwickelt – staatliche Förderung oder der Krieg ist der Vater aller Dinge – konnte man ihn schnell zu einem konventionellen Kraftwerk umstricken.

Bei der Diskussion von Vor- und Nachteilen beider Konzepte, wird von Laien oft der „nicht radioaktive Sekundärkreislauf“ als zusätzlicher Sicherheitsvorteil des Druckwasserreaktors angeführt. Beide Kreisläufe sind durch die Rohre in den Dampferzeugern physikalisch voneinander getrennt. Wasser – als H2 O – wird durch die Neutronen im Reaktor angegriffen: Teilweise zerschlagen sie die Moleküle in Wasserstoff und Sauerstoff (Wasserchemie und Korrosion) und teilweise fangen die Atome mit den ihnen charakteristischen Wahrscheinlichkeiten auch Neutronen ein und wandeln sich dadurch um. Unter den Gesichtspunkten des Strahlenschutzes ist hierbei die Umwandlung von Sauerstoff in radioaktiven Stickstoff die übelste Variante. Die gebildeten N16 – Atome zerfallen mit einer Halbwertszeit von 7,13 s wieder in Sauerstoff und senden dabei eine γ.-Strahlung von 10,4 MeV aus. Für den Arbeitsschutz ist das jedoch kein besonderes Problem, wenn man die Dampfleitungen und die Turbine mit einer entsprechenden Abschirmung versieht. Selbst bei einem Schaden an den Brennelementen können nur gasförmige Spaltprodukte in den Dampf gelangen – ist doch gerade die Verdampfung ein probates Mittel zur Reinigung von Flüssigkeiten. Aus den Jahrzehnten Betriebserfahrung weltweit, hat man genug Erfahrungen gesammelt und Gegenmaßnahmen entwickelt. So ist beispielsweise das Spülen der Kondensatoren mit Frischluft vor Wartungsarbeiten ein Mittel, die Belastung der Arbeiter z. B. durch radioaktives Jod drastisch zu senken. Heute liegen Siedewasserreaktoren auf den untersten Plätzen bei der gemessenen Strahlenbelastung. Schließlich gilt auch hier wieder der Grundsatz: Je weniger vorhanden ist, desto weniger muß repariert und gewartet werden.

Der ABWR ist der Porsche unter den Kraftwerken

Die momentane Leistung eines Leichtwasserreaktors hängt im Betrieb von der Dichte des Wassers ab. Je höher die Dichte ist, um so mehr nimmt die Wahrscheinlichkeit für einen Zusammenstoß der Neutronen mit einem Wasserstoffatom zu. Die sich dadurch ergebende Abbremsung ist aber die entscheidende Voraussetzung für eine weitere Spaltung (sog. Moderation). Bei dem Sättigungszustand im ABWR (70,7 bar) beträgt der Dichteunterschied zwischen Wasser und Dampf rund 0,05. Mit anderen Worten: Sind ungefähr erst 5% der Wassermasse in einem Kanal verdampft, ist dieser praktisch schon vollständig mit Dampf gefüllt. Damit man überhaupt eine ausreichende Moderation erzielen kann – gemeint ist, genug flüssiges Wasser im Kanal vorhanden ist – sind nahezu 20 Umläufe erforderlich. Hier kommen die internen Umwälzpumpen ins Spiel: Der ABWR hat davon 10 Stück mit je 8300 m3/h Förderleistung. Sie können die Dampfblasen förmlich aus den Kanälen herausspülen und sind somit das „Gaspedal“ des Siedewasserreaktors. Im Bereich von ca. 65% bis 100% übernehmen nur sie die Leistungsregelung. Die Leistung des Reaktors hängt quasi an der Pumpendrehzahl. Der ABWR ist für Leistungsänderungen von 1% pro Sekunde zugelassen. Ein Gas und Dampf Kombikraftwerk wirkt dagegen wie ein alter Trabant. Es ist lustig zu beobachten, wie manche „Umweltschützer“ schon die Zukunft ihrer „CO2-freien Stromwirtschaft“ in der Kombination aus Kernkraftwerken und Windmühlen auf dem Meer sehen. Die Propaganda von den notwendigen „flexiblen Gaskraftwerken“ wird jedenfalls nur noch von bildungsfernen Kreisen nachgeplappert. In GB sieht umgekehrt die Wind-auf-dem-Meer-Lobby in neuen Kernkraftwerken bereits die einzige Überlebenschance. Deutschland demonstriert ja gerade eindrucksvoll, wie hoch die Folgekosten (Regelung, Netzausbau, Speicher usw.) sind, wenn man sich als „Windpark in der Nordsee“ nicht schmarotzend an ein Kernkraftwerk anhängen kann. Bleibt nur abzuwarten, bis die Kapitalgeber erkannt haben, wieviel Uranbrennstoff man für die Baukosten eines Windparks kaufen könnte…

Der Reaktordruckbehälter

Der ABWR ist das vorläufige Endstadium einer jahrzehntelangen Evolution der Siedewasserreaktoren: Es ist gelungen, alle zur Dampferzeugung notwendigen Baugruppen in einen Behälter mit einem Durchmesser von 7,4 m und einer Höhe von 21 m unter zu bringen. Dies erlaubt nicht nur die Fertigung in einer Fabrik, sondern ist auch ein wesentlicher Grund für den enormen Sicherheitsgewinn. Mußte man bei der „Fukushima-Generation“ noch von etwa einer Kernschmelze in 20.000 Betriebsjahren ausgehen, beträgt die Häufigkeit beim ABWR nur noch eine Kernschmelze in über sechs Millionen Betriebsjahren. Damit kein Mißverständnis entsteht: Wahrscheinlichkeit heißt nichts anderes als, es kann – wie beim Lotto – schon morgen oder auch nie passieren. Lediglich bei sehr großen Stückzahlen (Betriebsjahre, nicht Kalenderjahre) ergibt sich der Durchschnittswert. Gleichwohl bilden solche Berechnungen den Sicherheitsgewinn zwischen zwei Anlagen sehr genau ab. Außerdem ist eine Kernschmelze – wie Harrisburg und Fukushima gezeigt haben – zwar eine sehr teure, aber relativ harmlose (keine Todesopfer!) Angelegenheit.

Je weniger Bauteile (Pumpen, Rohrleitungen, Ventile, Dampferzeuger etc.) man hat, je weniger kann kaputt gehen. Je weniger dieser Bauteile räumlich verteilt sind, je geringer ist außerdem die Strahlenbelastung für das Personal.

Der Reaktordruckbehälter ist für alle Einbauten ein sehr sicherer Aufbewahrungsort. Um die Sicherheit zu steigern, ist das Mittelteil, in dem sich der Reaktorkern befindet, aus einem Stück geschmiedet (keine Schweißnähte). Alle Anschlüsse (Speisewasser, Dampf, Notkühlung) befinden sich oberhalb des Reaktorkerns, damit der Kern immer unter Wasser bleibt, auch wenn schwere Leckagen in anderen Baugruppen auftreten.

Der Reaktorkern

Der Reaktorkern bei einem ABWR mit einer Leistung von 1350 MWel besteht aus 872 Brennelementen in einer 10 x 10 Anordnung der Brennstäbe. Jedes Brennelement ist ein viereckiges Rohr von 4,2 m Länge. Das Wasser kann nur von unten nach oben strömen und jedes Brennelement ist für sich wärmetechnisch ein abgeschlossenes System. Der Kasten aus Zircaloy ist allerdings für Neutronen nahezu vollkommen durchlässig. Dadurch ergibt sich neutronenphysikalisch die Verknüpfung mit allen Nachbarelementen.

Jedes Brennelement in 10 x 10 = 100 Anordnung besitzt 78 Brennstäbe von ganzer Länge, 14 teilgefüllte Brennstäbe und 2 dicke Wasserstäbe. Berücksichtigt man noch eine unterschiedliche Anreicherung bzw. Vergiftung der einzelnen Brennstofftabletten aus denen die Brennstäbe zusammengefügt werden, sowie den unterschiedlichen Abbrand im Betrieb, ergibt sich eine schier unendliche Kombinationsmöglichkeit. Sinn und Zweck ist eine möglichst gleichmäßige radiale und axiale Belastung über die gesamte Betriebszeit. Durch geschickte Ausnutzung des Neutronenspektrums während des Betriebs, kann man heute in einem Siedewasserreaktor gegenüber einem Druckwasserreaktor mit rund 15% weniger Verbrauch an Natururan auskommen. Lastfolgebetrieb ist mit beliebigen Tagesprofilen möglich. Die Ladezyklen der Brennelemente können flexibel zwischen 18 und 24 Monaten auf die Bedürfnisse des jeweiligen Energieversorgers abgestimmt werden. Es kann sowohl Plutonium als Mischoxid eingesetzt werden, wie auch die Konversionsrate („brüten“ von Plutonium aus Uran) auf Werte von nahezu 1 (Druckwasserreaktor rund 0,6) getrieben werden.

Die Steuerstäbe

Die Brennelemente sind nicht dicht nebeneinander gestapelt, sondern zwischen ihnen befindet sich ein genau definierter Wasserspalt. In diesen Spalten fahren die Steuerstäbe nach oben. Die 205 Steuerstäbe sind kreuzförmig, sodaß jeweils vier Brennelemente mit ihnen eine Einheit bilden. Sie bestehen aus Edelstahl. In ihnen sind mit Borkarbid oder Hafnium (Neutronengifte) gefüllte und gasdicht verschweißte Röhren eingelassen.

Die Steuerstäbe können vollständig ausgefahren werden. Sie ziehen sich dann in den Raum unterhalb des Kerns, aber innerhalb des Reaktordruckgefässes zurück. Jeder Steuerstab wird durch einen elektrischen Schrittmotor unterhalb des Reaktordruckbehälters angetrieben. Jeder Steuerstab kann damit einzeln und zentimetergenau verfahren werden. Steuerungstechnisch sind die einzelnen Stäbe zusätzlich in Gruppen zusammengefaßt. Ihre Stellung kann damit allen Betriebszuständen und den momentanen Neutronenflüssen angepaßt werden. Hierfür sind 52 feste Messeinrichtungen im Reaktorkern vorhanden. Zusätzlich wird der Abbrand noch auf einem Computer mitgerechnet.

Wird eine Schnellabschaltung ausgelöst, werden alle Steuerstäbe in höchstens 1,7 Sekunden vollständig von unten in den Kern eingeschossen. Zu diesem Zweck werden die elektrischen Antriebe durch hydraulische überbrückt. Die Energie wird aus ständig geladenen Wasser/Stickstoff-Druckspeichern bezogen.

Die Dampftrocknung

Aus den Brennelementen tritt oben ein Gemisch aus Wasser und Dampf im Sättigungszustand aus. Bei diesem Druck ist zwar weniger als 15% der Masse des unten in die Brennelemente eingetretenen Wassers verdampft, dies führt aber zu einem Volumenanteil des Dampfes von über 40%. Dieser Dampf muß abgeschieden werden und das Wasser über den Ringraum des Kerns wieder zum Eintritt zurückgeleitet werden. Zusätzlich wird der entzogene Dampf noch durch „kaltes“ Speisewasser ersetzt.

Die Wasserabscheider bestehen aus dreifach hintereinander geschalteten Elementen. In ihnen wird das Wasser rausgeschleudert und fällt durch sein Gewicht nach unten zurück. Der Dampf strömt weiter nach oben.

Ganz oben im Druckbehälter, befinden sich die Dampftrockner. In ihnen wird der Sattdampf durch Blechpakete umgeleitet. Hier werden nicht nur feinste Tröpfchen aufgehalten, sondern durch die Reibung entsteht zusätzliche Wärme, die den Dampf geringfügig überhitzt. Als Nebeneffekt verlängert sich die Verweilzeit des Dampfes im Reaktordruckgefäß durch die langen Wege. Ein beträchtlicher Teil des gebildeten radioaktiven Stickstoffs (N16. mit t ½ = 7,13 s) kann bereits dort zerfallen.

Die Notkühlung

Der ABWR verfügt über drei redundante und räumlich voneinander getrennte Notkühlsysteme. Dadurch steigt nicht nur die Sicherheit, sondern auch die Verfügbarkeit: Wenn während des Betriebs ein Notkühlsystem gewartet wird, stehen immer noch zwei zur Verfügung.

Ein Siedewasserreaktor ist eine robuste Konstruktion:

  • Der Wasserinhalt im Reaktordruckgefäß ist größer als bei einem Druckwasserreaktor. Dies verschafft Reaktionszeit.
  • Die Brennelemente sind für einen dauerhaften Siedezustand geschaffen. Die Gefahr in den Zustand des Filmsiedens – dabei entsteht eine isolierende Dampfchicht auf dem Brennstab – zu gelangen, ist wesentlich geringer und damit eine Überhitzung (z. B. Teilschmelze von Brennstäben) unwahrscheinlicher.
  • Da die Dampferzeugung bereits im Reaktor stattfindet, entfallen eine Menge potentieller Leckstellen. Die Gefahr eines größeren Kühlmittelverlustes reduziert sich auf die Frischdampf- und Speisewasserleitungen.

Die Notkühlung vollzieht sich in der Nachspeisung von ausreichend Kühlwasser. Der Wasserstand muß stets oberhalb des Reaktorkerns liegen. Ist ein auftretendes Leck nur klein, bleibt der Druck im Reaktordruckgefäß noch relativ hoch. Jede Notkühlung verfügt deshalb über eine Hochdruck-Einspeisung. Sollte diese Versagen, kann eine Druckabsenkung auch bewußt über die Abblaseventile herbeigeführt werden. Ist der Druck – aus welchen Gründen auch immer – weit genug abgefallen, erfolgt die Nachspeisung aus dem Niederdrucksystem. Damit der Druck im Containment nicht unnötig ansteigt, wird der Dampf in Kondensationskammern niedergeschlagen. Das sind große, mit kaltem Wasser gefüllte Kammern. Die Wasserfüllung wird durch eine Wasseraufbereitung stets auf Speisewasserqualität gehalten, sodaß das Kühlwasser gleichzeitig zur Nachspeisung dienen kann. Da sich diese Kammern innerhalb des Containment befinden, ist diese Wasserreserve sehr gut geschützt. Das Wasser wird beständig über die Kühlkreisläufe des Kraftwerks auf einer niedrigen Temperatur gehalten.

Die Eigenversorgung

Solange alles normal läuft, wird die gesamte vom Kraftwerk benötigte elektrische Energie von der eigenen Produktion abgezweigt. Wenn das Netz kurzfristig zusammenbricht – Blitzschlag, Sturmschaden, Schaltfehler etc. – kann die Regelung dies ohne Schnellabschaltung beherrschen: Der Dampf wird an der Turbine vorbei, direkt in die Kondensatoren geleitet. Gleichzeitig nimmt die Regelung die Leistung des Reaktors über die Umwälzpumpen und die Steuerstäbe sanft zurück. Das Kraftwerk läuft nun im Leerlauf und erzeugt nur noch Strom für den Eigenbedarf. Kann das Netz schnell wieder hergestellt werden, kann der Betrieb ohne große Verzögerung wieder aufgenommen werden.

Liegt der Schaden beispielsweise im Generator, kann die Stromversorgung aus dem Netz aufrecht erhalten werden. Ist das Netz ebenfalls zusammengebrochen (Fukushima) müssen die Notstromdiesel übernehmen. Hierfür gibt es drei Notstromdiesel in drei voneinander hermetisch getrennten (Feuerschutz und wasserdicht gegen Wasser von außen und innen) Bereichen innerhalb des Reaktorgebäudes (Schutz gegen z. B. Flugzeugabsturz, Erdbeben etc.). Versagen auch diese, gibt es noch eine Gasturbine im separaten „Notstandsgebäude“ (Post-Fukushima). Für alle Gleichstromverbraucher (z. B. Regelung, Computer etc.) gibt es eine überdimensionierte (Post-Fukushima) Batterieanlage zur unterbrechungsfreien Stromversorgung.

Sollten alle Sicherheitssysteme versagen, gibt es noch eine weitere Ebene für alle nicht vorhersehbaren Ereignisse. Unterhalb des Reaktordruckbehälters gibt es einen sog. „Core-Catcher“ auf dem sich ein eventuell austretendes Corium ausbreiten könnte (UK-ABWR). Der gesamte Raum unterhalb des Reaktors könnte durch das Wasser aus den Kondensationskammern zusätzlich geflutet werden. Sollte der Druck im Sicherheitsbehälter unzulässige Werte erreichen, kann das Gas kontrolliert und gefiltert über den Schornstein abgelassen werden. Dies ist für alle Menschen, die von einem nicht kalkulierbaren „Restrisiko“ ausgehen. Allerdings darf nicht erwartet werden, daß dadurch rechtgläubige „Atomkraftgegner“ von ihrem Kampf abgehalten werden. Schließlich hat in Fukushima eine der schwersten Naturkatastrophen in der Menschheitsgeschichte nur zum Totalschaden von vier Reaktoren aus den Anfängen der Kerntechnik geführt – ohne ein einziges zusätzliches Todesopfer zu verursachen. Genau die ABWR hingegen, haben durch dieses außergewöhnlich schwere Erdbeben keinen Schaden genommen. Ein schlimmer, aber bestens bestandener Praxistest. Wer also immer noch glaubt, in Deutschland ginge es bei Fragen der Kerntechnik nicht um vorgeschobene politische Interessen, dem ist nicht zu helfen.

Ausblick

Im nächsten Teil wird der ESBWR als bisher sicherheitstechnisches „High Light“ der Leichtwasserreaktoren behandelt. Er ist in Europa noch nicht in der Diskussion, weil er gerade erst den „Goldstandard der Genehmigungsverfahren“ – eine Zulassung durch die US-Behörden – erlangt. Dies kann sich aber sehr schnell ändern, wie die neusten Entwicklungen z. B. in Indien zeigen.

Fukushima Block IV

Die Geschichte

Das Kernkraftwerk Fukushima gehörte einst zu den größten Kernkraftwerken weltweit. Es besteht aus zehn Blöcken in zwei Gruppen (Fukushima Dai-ichi mit den Blöcken I1 bis I4 und I5 bis I6 und Fukushima Daini mit den Blöcken II1 bis II4). Beide Einheiten wurden von den selben Erdbeben und dem selben Tsunami im März 2011 getroffen. Warum aber, mit völlig unterschiedlichem Ausgang? Dai-ichi ist Totalschaden, Daini könnte man morgen wieder in Betrieb nehmen – sofern man wollte. Der Hauptgrund ist simpel: Fukushima II ist einige Meter höher gelegen, als Fukushima I. Die gleiche Flutwelle konnte damit nicht so verheerend wirken, wie auf dem Gelände I. Damit ist bereits die erste und wichtigste Erkenntnis gewonnen: Ein Standort muß gegen die – auch hier – bekannten Naturkatastrophen gesichert sein. Ein Verdrängen kann zur Katastrophe führen. Die Statistik ist gnadenlos: Ein Jahrtausendereignis kann schon morgen eintreten. Andererseits ist es wenig hilfreich, einen Tsunami auch in Bayern als potentielle Gefahr zu sehen.

Die zweite wichtige Erkenntnis ergibt sich aus der Anordnung der Blöcke im Kraftwerk Daichi. Dort sind die Blöcke 1 bis 4 praktisch „Wand an Wand“ mit vielen gemeinsamen Gängen und Leitungen gebaut. Die Blöcke 5 und 6 stehen einige hundert Meter weiter entfernt. Auch hier ist die Erkenntnis geradezu trivial: Wenn man Reaktorblöcke unmittelbar nebeneinander baut und sogar miteinander verbindet, besteht die Gefahr, daß sich Ereignisse (Feuer, explosive Gase etc.) wie bei Dominosteinen weiter ausbreiten. Ja, die Problematik geht sogar über das eigentlichen Ereignis hinaus. Die Intervention durch Menschen wird auf lange Zeit durch großräumige Kontamination verhindert. Deutlicher, als im Falle des Reaktors 4, kann man das gar nicht aufzeigen: Der Reaktor 4 war zum Zeitpunkt des Ereignisses gar nicht in Betrieb und vollständig entladen. Es wäre also gar nichts passiert, weder durch die starken Erdstöße noch durch die Flutwelle! Erst das in den anderen Reaktoren entstandene Knallgas wurde ihm zum Verhängnis. Es hat sich über das gemeinsame Lüftungssystem ausgebreitet. Die Explosion brachte das obere Geschoß des Reaktorgebäudes zum Einsturz.

Die Sonderrolle der Blöcke 5 und 6

Die Blöcke 5 und 6 befinden sich einige hundert Meter nördlich von den Blöcken 1 bis 4 auf dem gleichen Gelände. Der Block 5 entspricht den Blöcken 2 bis 4 (Siede­wasser­reaktor BWR/4 (Mark I) mit 760 MWe) und ging zwei Jahre später als Block 3 (ebenfalls von Toshiba) in Betrieb. Bei Block 6 handelt es sich um eine modernere Version (BWR/5 (Mark II) mit 1069 MWe) ebenfalls von Toshiba errichtet und 1979 in Betrieb gegangen.

Im Zusammenhang mit dem Tsunami ist festzustellen, daß diese beiden Reaktoren praktisch nicht beschädigt wurden. Sie befanden sich zum Zeitpunkt des Unglücks gar nicht in Betrieb, sondern waren planmäßig für Wartungsarbeiten abgeschaltet. Beide Reaktoren waren frisch nachgeladen und bereits wieder vollständig verschlossen und zur Wiederinbetriebnahme bereit. Im Block 5 fand während des Unglücks gerade eine Druckprobe statt. Bei Wartungsarbeiten am Aufzug des Schornsteins kam ein Arbeiter durch das Erdbeben zu Tode. Der einzige Tote infolge des schweren Erdbebens und des Tsunami im Kraftwerk; obwohl sich während des Unglücks über 500 Arbeiter auf der Schicht befanden.

Die Flutwelle richtete nicht so schweren Schaden, wie bei den benachbarten vier Reaktoren an. Hauptgrund dürfte gewesen sein, daß das Gelände rund drei Meter höher gelegen ist. Da die Reaktoren während der Naturkatastrophe abgeschaltet waren, war der Eigenstrombedarf kleiner: Es mußte nur die sehr viel geringe Nachzerfallswärme abgeführt werden. Ein Reaktor nach einem Brennelementewechsel, setzt aber nur wenig Wärme frei, da die sehr kurzlebigen (und damit sehr viel Zerfallswärme produzierenden) Elemente bereits während der Zwischenlagerung im Abklingbecken zerfallen sind. Entsprechend gering ist auch die benötigte elektrische Leistung für die Kühlmittelpumpen. Ein entscheidender Unterschied zu der Situation in den Reaktoren 1 bis 3.

Technisch gesehen, könnten die Blöcke 5 und 6 wieder den Betrieb aufnehmen. Derzeit erscheint das aber politisch nicht gewünscht. Eine endgültige Stilllegung erscheint wahrscheinlicher. Es gibt bereits den Vorschlag, diese Reaktoren als „Übungsgelände“ für den komplizierteren Abriss der Ruinen 1 bis 4 zu nutzen.

Der Wert gemeinsamer Baugruppen

Fukushima Daiichi hatte eine elektrische Nettoleistung von 4546 MW. Entsprechend stark und vielfältig waren die Verbindungen mit dem Netz. Trotzdem wurden praktisch alle Leitungen und Schaltanlagen großräumig zerstört: Das Kraftwerk war auf seine Eigenversorgung angewiesen. Da wegen der schweren Erdstöße eine vollautomatische Schnellabschaltung ausgelöst wurde, war auch keine Eigenstromerzeugung mehr möglich. Als einzige Quelle blieben die Notstromdiesel. Die Blöcke 2, 4 und 6 verfügten jeweils über luftgekühlte Notstromdiesel. Allerdings wurden durch die Flutwelle alle Schaltanlagen der Blöcke 1 bis 4 zerstört, sodaß nur noch der Diesel von Block 6 einsatzbereit war. Ihm ist es zu verdanken, daß die Blöcke 5 und 6 planmäßig in einen sicheren Zustand überführt werden konnten. Wären die Diesel und ihre Schaltanlagen gegen Hochwasser gesichert gewesen (hochgestellt oder wasserdichte Gebäude), wäre praktisch nichts passiert!

Da bei diesen älteren Reaktoren, keine passiven Notkühlsysteme vorhanden sind, führt ein (längerer) Ausfall der Stromversorgung zwangsläufig zu einer teilweisen Schmelze von Brennelementen und damit zum Totalschaden. Genau diese passiven Kühleinrichtungen, die kein Eingreifen in den ersten 72 Stunden erforderlich machen, sind der entscheidende Sicherheitsgewinn der sogenannten Generation III+. Auch bei dem Tsunami hätte diese Zeitspanne ausgereicht, um Notstromaggregate von weit entfernt „einzufliegen“. Als Konsequenz der Naturkatastrophe von Fukushima, richtet man nun überall überregionale Zentren mit zusätzlicher Sicherheitstechnik (Pumpen, Notstromaggregate, Werkzeuge etc.) ein. Sie übernehmen die (zusätzliche) Rolle von Feuerwehr-Wachen. Auch bei schweren lokalen Zerstörungen infolge Naturkatastrophen etc. kann dadurch sehr schnell eine Unterstützung mit Material und Fachpersonal erfolgen.

Als besonders gefährlich hat sich die Bauweise „Wand an Wand“ erwiesen. In Deutschland waren solche Entwürfe von Anfang an ausgeschlossen. In Japan – und insbesondere im Ostblock – hat man die Sache offensichtlich etwas anders gesehen. Der Gewinn durch geringere Investitionskosten wurde durch die angebliche, gegenseitige Nutzungsmöglichkeit von Sicherheitseinrichtungen meist noch verklärt. Imposant oder gruselig – je nach Standpunkt des Betrachters – sind die gigantischen Turbinenhallen sowjetischer Kraftwerke. Nach Tschernobyl und Fukushima sind solche Konstruktionen international Geschichte. Ganz nebenbei, ist dies ein Beispiel dafür, daß man die technische Lebensdauer von Kernkraftwerken nicht beliebig ausdehnen sollte. Es gibt durchaus Kraftwerke, die so grundsätzliche Schwachstellen haben, daß man sie besser außer Betrieb nimmt und durch neue (sicherheitstechnisch überlegene) Konstruktionen ersetzt.

Besonders fatal ist es, wenn gemeinsame Lüftungssysteme und Kanäle vorhanden sind. Der Block 4 war zum Zeitpunkt des Unglücks abgeschaltet und vollständig entladen. Ein Unglück wäre praktisch ausgeschlossen gewesen, wenn nicht Wasserstoffgas von außen über das Lüftungssystem in das Gebäude hätte eindringen können. Ein eher klassisches Unglücks-Szenario einer Raffinerie oder einer chemischen Anlage. Block 4 würde heute noch genauso unversehrt dastehen, wie die Blöcke 5 und 6, wenn er nicht über das Lüftungssystem mit seinem „verunglückten Nachbarn“ verbunden gewesen wäre!

Damit wären wir beim zweiten grundsätzlichen Konstruktionsfehler dieses Reaktors. Das Gebäude war vertikal zweigeteilt. Im unteren Teil befand sich der Reaktor mit seinem Sicherheitsbehälter. Dieser Teil war durch dicke Betonwände geschützt. Diese Betonwände dienten primär der Abschirmung von Strahlung. Der obere Teil hingegen, war eine einfache Stahlträger-Konstruktion, die gegen Wind und Wetter mit Blech verkleidet war. Diese „Stahlbau-Halle“ ist durch die (chemische) Wasserstoffexplosion eingestürzt und hat auch alle Krananlagen mit sich gerissen. Ein solches Unglück ist bei Kraftwerken, die gegen Flugzeugabstürze gesichert sind (also bei allen deutschen Reaktoren!) ausgeschlossen, da der erforderliche „Betonpanzer“ natürlich auch gegen inneren Explosionen wirkt. Um es noch mal deutlich zu sagen: Alle modernen Reaktoren (auch heutige russische Anlagen) befinden sich in einem Betonbunker mit meterdicken Stahlbetonwänden, um sie gegen Einwirkungen von Außen („EVA“, Flugzeugabsturz, Terrorismus etc.) zu schützen. Eine solche Konstruktion kann (praktisch) nicht zum Einsturz gebracht werden.

Abbruch von Block 4

Die Beseitigung von Block 4 ist die einfachste Aufgabe der Aufräumarbeiten. Alle Brennelemente haben sich zum Zeitpunkt des Unglücks außerhalb des Reaktors im Brennelementebecken befunden. Räumt man das Brennelementebecken aus, befindet man sich kurz vor dem sog. „gesicherten Einschluß“. Darunter versteht man die Entfernung aller Flüssigkeiten und möglichst aller brennbaren Materialien. Anschließend „mauert“ man die restlichen (strahlenden) Teile ein und läßt die Strahlung erst einmal abklingen. Ein in den USA und Großbritannien vielfach erprobtes und in großem Maßstab angewendetes Verfahren. Das schöne am radioaktiven Zerfall ist ja, daß er immer nur abnimmt. Ganz im Gegenteil z. B. zu Quecksilber oder Asbest, die nie von allein weniger werden. Man muß nur lange genug warten (einige Jahrzehnte), bis die Radioaktivität so weit abgeklungen ist, daß man den restlichen Abriss ohne große Schutzmaßnahmen vornehmen kann. Allerdings wäre es bei der derzeitigen „Gemütslage“ in Japan auch nicht überraschend, wenn man den Abriss unter großem Kostenaufwand „in einem Rutsch“ durchführen würde.

Ein Lagerbecken für Brennelemente ist nichts weiter, als ein großes Schwimmbecken. In Großbritannien gibt es immer noch solche Becken – seit den frühen fünfziger Jahren – als „Freibäder“. Bisher ist nichts passiert. Allerdings ist das starke Algenwachstum und der Staubeintrag ein ständiges Problem: Die Becken verschlammen mit der Zeit immer mehr und die Wartung wird immer aufwendiger. Man ist deshalb von dieser Methode abgekommen. Insofern ist die „Leichtbauhalle“ oberhalb der Reaktoren von Fukushima eher dem damaligen Zeitgeist entsprechend gewesen.

Das Geheimnis solcher Lagerbecken ist ihre Tiefe. Das Wasser dient weniger der Kühlung, als der Abschirmung gegen Strahlung. Man braucht oberhalb der abgestellten Brennelemente noch einen Arbeitsraum und darüber muß noch so viel Wasser vorhanden sein, daß die erforderliche Abschirmung gewährleistet ist. Andererseits ist diese Wassertiefe die ideale „Schutzschicht“ für die am Boden stehenden Brennelemente. Sie hat den Schwung der rein gekrachten Teile (komplette Kranbahn mit Stahlträgern) so weit abgebremst, daß sie letztendlich „sanft“ auf die Brennelemente herabgesunken sind. Die Brennelemente eines Siedewasserreaktors sind auch nicht gerade zerbrechlich, sodaß es wenig Schäden gegeben hat. Diese sind seit Monaten durch Unterwasserkameras genau dokumentiert.

Das Lagerbecken ist eine sehr stabile Konstruktion. Es besteht aus 140 bis 185 cm dicken massiven (ohne Durchbrüche für Rohrleitungen etc.) Stahlbetonwänden und ist komplett mit 6 cm Edelstahl ausgekleidet. Trotzdem hat man es nach der Explosion unterhalb durch eine zusätzliche Stahlkonstruktion verstärkt. Man wollte sicher sein, daß die Statik auch nach dem zusätzlichen Gewicht der Trümmer ausreichend ist. Inzwischen haben Neuberechnungen und umfangreiche Simulationen ergeben, daß es auch ohne Verstärkung schwersten Erdbeben standgehalten hätte. Eine ständige Vermessung zeigt, daß es sich auch durch alle Nachbeben und Taifune nicht bewegt hat.

Der schwierigste und gefährlichste Teil der Arbeit ist bereits erledigt: Das Abräumen des Trümmerhaufens auf dem Reaktor. Um das komplette Reaktorgebäude herum, hat man – weitestgehend ferngesteuert – eine gewaltige Stahlkonstruktion aufgebaut. Diese mußte so stabil sein, daß sie gleichzeitig als Kranbahn für einen Deckenkran und eine komplette Lademaschine dient und eine Schutzhülle für die „Baustelle“ darstellt. Die gesamte Konstruktion steht auf eigenen Fundamenten neben dem ursprünglichen Reaktorgebäude und kragt freitragend über dieses hinweg, um zusätzliche Lasten für die Ruine zu vermeiden. Alles sicher, auch gegen schwerste Erdbeben und Wirbelstürme versteht sich. Eigentlich erstaunlich, daß ausgerechnet aus dem Land der Juristen, Sozialwirte und Lehrer, in dem man nicht einmal mehr einen Flughafen bauen kann, immer so getan wird, als sei Japan mit dem Ereignis von Fukushima total überfordert. Wieviel Jahre und Arbeitskreise es in Deutschland wohl gedauert hätte, bis man sich überhaupt auf eine Vorgehensweise geeinigt hätte? Wahrscheinlich würden die Arbeiten immer noch ruhen, weil wir nicht genug Bischöfe für die unzähligen Ethikkommissionen etc. bereitstellen könnten. Völlig zu recht, hat man mit gewissem Stolz bereits Journalisten an das Lagerbecken gelassen. So viel auch zum Thema Transparenz. Wer je versucht hat, an ein Brennelementebecken eines deutschen Kernkraftwerkes zu treten, weiß wovon ich rede. Strahlenphobie hat viele Ursachen, auch hausgemachte!

Parallel zu den Arbeiten, hat man bereits Transportbehälter angefertigt. Sie ähneln unseren Castoren. Diese werden mit dem Kran aufs Dach gehoben und in das Brennelementebecken zum Umpacken abgesenkt. Nach der Beladung werden sie zur genauen Untersuchung in das vorhandene Zentrallager auf dem Gelände gebracht. Alle Arbeiten finden bei Unterdruck statt, um etwaige Austritte von radioaktiven Gasen und Aerosolen zu verhindern. Dafür hat man in der Ruine eine gigantische „Lüftungs- und Filteranlage“ errichtet. Das Entladen ist nun fast schon eine Routinearbeit, wie in jedem anderen Kernkraftwerk unzählige male ausgeführt.

Sind die Brennelemente wirklich keine Gefahr?

Kurz nach dem Unglück, haben sich „Deutsche Qualitätsmedien“, angefeuert von „Atomexperten“, gegenseitig versucht zu überbieten. Es wurden die wildesten Geschichten von schmelzenden Lagerbecken und einem größeren Schaden als durch die Atombombe von Hiroshima zusammengefaselt. Angst verkauft sich halt gut und war schon immer ein probates Mittel einschlägiger politischer Kreise. Kurz vor der Räumung des Lagerbeckens 4 drehen noch einmal alle Propagandaabteilungen voll auf: Es werden gekonnt Halbwahrheiten miteinander gemischt, bis man die „gefährlichste Situation in der Geschichte der Menschheit“ konstruiert hat. Erstaunlich ist immer wieder, für wie dämlich die ihr Publikum halten.

Ein Brennelementelagerbecken enthält notgedrungen sehr viel Wasser, da die Wasserschicht über den Elementen als Abschirmung der Strahlung dient. Eine Kettenreaktion in einem solchen Becken ist schon aus geometrischen Gründen ausgeschlossen. Es muß daher nur die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Diese nimmt aber innerhalb der ersten Stunden nach dem Abschalten sehr stark ab. Sie ist so gering, daß ein Sieden des Wassers in solch einem Becken ausgeschlossen ist. Das Wasser wird lediglich erwärmt (deutlich unter 100 °C) und kann nur verdunsten, aber nicht „leer kochen“, wie ein Kochtopf auf der Herdplatte. Der vorhandene Kühlwasserkreislauf dient nur dazu, daß im Reaktorgebäude keine unnötig hohe Luftfeuchtigkeit entsteht. Jedenfalls war das viel belächelte Besprühen aus Betonpumpen eher ein Gürtel zum Hosenträger. Es hätte auch gewirkt, wenn das Lagerbecken (Erdbeben, Explosion, reingestürzte Trümmer) undicht geworden wäre. Insofern eine richtige Maßnahme.

Es ist also keine Überraschung, daß die ersten geborgenen Brennelemente „wie neu“ aussehen. Wenn einige der 1533 (1331 benutzte, 202 neue) vorhandnen Elemente undicht oder beschädigt sind, ist auch das kein Beinbruch. Man wird sie zusätzlich in Kassetten verpacken. Auch das ist zig mal geschehen. Anschließend beginnt das große Umpacken auf dem Gelände. Jeder Reaktor hat sein eigenes Abklingbecken. Zusätzlich befindet sich auf dem Kraftwerksgelände ein zentrales Lagerbecken in einem eigenen Gebäude. Dies dient auch bisher schon zur Zwischenlagerung bis zur Wiederaufbereitung. Um dort Platz zu schaffen, baut man nun ein Trockenlager. In diesem werden die „abgekühltesten“ Brennelemente zukünftig gelagert. Wir kennen das in Deutschland aus dem Zwischenlager Gorleben.

Irgendwelche schwerwiegenden Unfälle während der Räumung sind äußerst unwahrscheinlich. Es handelt sich nicht um einen Haufen Mikado-Stäbchen, wie immer wieder von „Atomexperten“ behauptet. Ein Brennelement besteht zwar aus vielen, fingerdicken Stäben, die aber durch Abstandshalter miteinander verbunden sind. Bei einem Siedewasserreaktor ist das Element auch noch von einem stabilen „Blechkasten“ umgeben, um unerwünschte Querströmungen im Reaktor zu verhindern. Da die Fragestellung neuartig war, hat man in Japan inzwischen mit „unbenutzten“ Brennelementen Versuche durchgeführt: Man hat aus einer Höhe von 5 m (!) 100 kg (!) schwere Stahlgewichte auf die Brennelemente fallen lassen. Dies hat zwar zu schweren Verformungen geführt, aber die Brennstäbe haben sich trotzdem nicht einmal geöffnet. Außerdem liegen die Brennelemente nicht einfach im Becken herum. Es gilt die „Bierkastenmethode“: Die Brennelemente werden vorsichtig von oben in stabile Lagergestelle (jeweils 10 Elemente in 3 Reihen) gestellt. Oben guckt nur noch der Henkel des Brennelementes heraus. Der Spalt zwischen Brennelement und Kasten beträgt weniger als 15 mm. Umfallen kann da gar nichts. Ferner sind die Brennelemente durch die Gestelle vor herabfallenden Dingen geschützt. Es gibt nur zwei potentielle Gefahren: Die „Henkel“ sind zu stark beschädigt oder kleinste Trümmerstücke sind in die Spalte zwischen Brennelement und Lagergestell gefallen. Vor jedem Zug werden deshalb die „Henkel“ mit einer extra entwickelten Meßtechnik vermessen. Erscheinen sie nicht mehr sicher genug, müssen andere „Greiftechniken“ angewendet werden. Das Rausziehen geschieht nur sehr langsam (etwa 10 Minuten pro Element) um ein Klemmen oder Verkanten zu verhindern. Werden die Zugkräfte zu groß, wird sofort angehalten.

Das Kapitel der Reaktoren 4, 5 und 6 wird in wenigen Jahren abgeschlossen sein. Schon jetzt geht von diesen „Atomruinen“ kaum noch eine Gefahr aus. Anders verhält es sich mit den Reaktoren 1 bis 3. Wie man aus dem Störfall in Harrisburg weiß, wird noch einige Zeit und viel Arbeit vergehen, bis auch diese drei Ruinen beseitigt sind. Es kann durchaus noch vier Jahrzehnte dauern, wenn die Japaner ihre extrem hohen Anforderungen aufrecht erhalten wollen. Dann allerdings, dürfte aus dem Kraftwerksgelände ein Erholungspark geworden sein. Sehr zum Bedauern aller „Atomkraftgegner“.