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Probleme in den Reaktoren 1 bis 3 mini|Schema eines Siedewasserreaktors

mini|Reaktorgebäude, darin Sicherheitsbehälter Mark I (orange), bestehend aus Druckkammer (11) und Kondensationskammer (24) zum Druckabbau, sowie Abklingbecken (5). Reaktordruckbehälter (8, gelb) mit Reaktorkern (1, Brennelemente rot)

Nach der Schnellabschaltung der Reaktoren wurden auch die Dampf- und Wasserkreisläufe zu den Turbinen unterbrochen (siehe Leitungen Nr. 6 und 7 in der Grafik rechts); damit ging planmäßig die Hauptwärmesenke der Reaktoren verloren. Die vom verdampfenden Wasser in den Reaktoren aufgenommene Nachzerfallswärme wurde nun jeweils in wassergefüllte Kondensationskammern abgeführt, die als Ersatzwärmesenke dienten. In Block 2 und 3 war dies jeweils die große Kondensationskammer unter dem Reaktor (Nr. 24 in der zweiten Grafik), die indirekt mit Meerwasser gekühlt wurde (RHR-System). Im anders aufgebauten Block 1 kamen verschiedene Notkühlsysteme zum Einsatz.

Knapp eine Stunde später fielen die Notstromgeneratoren aus, und damit auch die elektrisch betriebenen Pumpen der Kühlsysteme von Reaktorblock 2 und 3. Eine Wärmeabfuhr aus den Reaktor-Kondensationskammern und den Abklingbecken ins Meer war nicht mehr möglich. Die direkte Kühlung der Reaktorkerne erfolgte nun mit dampfgetriebenen Pumpen (RCIC), deren Einsatz nur für einen begrenzten Zeitraum vorgesehen ist. Eine Stromversorgung wird hierbei nur für die Regelung der Pumpen und für die Ansteuerung von Ventilen benötigt. Dies war in Block 2 und 3 kurzzeitig mit Notstrombatterien möglich, bis diese ausfielen oder das Kühlsystem aus anderen Gründen versagte. In Block 1 fiel die Notkühlung vermutlich bereits durch die Tsunami-Überschwemmung aus. (englisch, pdf). NISA, 4. April 2011. Grafik zur Lage und Überschwemmung der Dieselgeneratoren („D/G“) auf S. 12 (Dokumentennummerierung, abweichend von den PDF-Zeitenzahlen); Notkühlsystem Block 1 inkl. Überschwemmung der Batterien auf Seite 17f.; Verlauf in Reaktor 1 auf S. 15 f., in Reaktor 2 auf S. 24 f., in Reaktor 3 auf S. 28 f.; Drücke sind relativ zum Außendruck angegeben, für den Absolutdruck müssen 100 kPa addiert werden Die als letzte Notmaßnahme verwendbaren, dieselbetriebenen Pumpen des Feuerlöschsystems waren aus verschiedenen Gründen nicht einsetzbar, oder wurden falsch bedient. Es wurde kein frisches Kühlwasser mehr in die Reaktoren eingespritzt und das noch vorhandene Wasser verdampfte. Dadurch sank der Wasserstand ab und die Reaktorbrennstäbe waren zunächst teilweise, später gar nicht mehr von Wasser umgeben, wodurch sie sich aufgrund der Nachzerfallswärme weiter erhitzten.

Die Hüllen der Brennstäbe bestehen aus einer Zirkalloy genannten Zirkoniumlegierung. Bei Temperaturen ab etwa 800 °C reagiert das Zirkonium mit dem umgebenden Wasserdampf unter Bildung von Zirkoniumoxid und Wasserstoff. Die mit dem Oxidationsvorgang verbundene erhebliche Wärmeentwicklung treibt diesen weiter voran (exotherme Reaktion). Ab ca. 1200 °C nimmt die Oxidation des Zirkoniums dramatisch zu. Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, 18. März 2011.Arjun Makhijani: (pdf). In: ippnw.de. (PDF; 129 kB), abgerufen am 2. April 2011. Zusammenfassung des Papiers „Post‐Tsunami Situation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in Japan“.

Bei Temperaturen ab etwa 900 °C beginnen die Hüllrohre der Brennstäbe durch den inneren Gasdruck zu bersten. Dadurch werden radioaktive Gase und Partikel des Brennmaterials freigesetzt, darunter die Isotope 131I und 129I, die weiteren Spaltprodukte 137Cs, 134Cs und 90Sr sowie das Brutprodukt 239Pu. Oberhalb von etwa 1750 °C schmilzt das Zirkalloy, fließt zusammen mit gelöstem Uranoxid der Brennstäbe auf den Boden des Druckbehälters und lagert sich dort als sogenanntes Corium abP. Kuan, D.J. Hanson und F. Odar: Managing water addition to a degraded core, 1992, S. 3–5. – eine Kernschmelze hat begonnen. Ab 2850 °C schmilzt auch das Uranoxid der Brennstäbe und bildet zusammen mit geschmolzenen Steuerstäben weiteres „Corium“. In allen drei betroffenen Reaktoren waren die Brennstäbe so lange ohne Kühlung, dass diese Vorgänge abliefen und der Großteil des Reaktorkerns schmolz.

Da die Reaktordruckbehälter nach dem Notstromausfall verschlossen waren, stieg der Druck durch Wasserverdampfung und Wasserstoffproduktion bis auf die vorgesehenen Höchstwerte an. Automatisch öffneten sich Sicherheitsventile und ließen Teile des Dampf-Wasserstoff-Radionuklid-Gemischs in die Sicherheitsbehälter ab. Später wurden auch manuelle Entlastungen der Druckbehälter vorgenommen, um Wasser einpumpen zu können.. Kantei, 13. März 2011.

mini|Sicherheitsbehälter-Drücke und Venting-Zeitpunkte mini|Entlüftungsrohr, hier an Block 5 (1999)

In den Sicherheitsbehältern gab es ebenfalls keine Kühlmöglichkeit mehr, und der Druck stieg auch dort an. Er stabilisierte sich jedoch jeweils bei etwa 750 (Reaktor 1 und 2) beziehungsweise 500 (Reaktor 3) Kilopascal (siehe Grafik). Vermutlich versagten bei diesem Druck Dichtungen der Sicherheitsbehälter, sodass sich kein höherer Druck mehr aufbauen konnte, sondern das Dampf-Wasserstoff-Gemisch in die Reaktorgebäude entwich.Dave Lochbaum: (englisch). In: All Things Nuclear. Union of Concerned Scientists, 18. März 2011. Um den Druck zu senken und damit ein Bersten der Sicherheitsbehälter zu verhindern, wurden Teile der in den Sicherheitsbehältern verbliebenen, mit Radionukliden kontaminierten Gase schließlich in die Umgebung abgelassen (Venting). Später wurden Vermutungen geäußert, dass das Venting wegen unterdimensionierterRoark Wolfe: (englisch). 18. März 2011. oder durch das Erdbeben gebrochener (englisch). Yomiuri Shimbun, 14. April 2011. Rohre, oder wegen fehlender Stromversorgung (englisch). The Mainichi Daily News, 4. Juni 2011, abgerufen am 6. Juni 2011. nicht richtig funktioniert habe und auf diese Weise das Gas in die Gebäudehülle gelangt sei. Nach den meisten Druckentlastungen wurden allerdings erhebliche radioaktive Emissionen außerhalb der Reaktorgebäude gemessen.

Nachdem sich eine hinreichende Menge an Wasserstoff angesammelt hatte, kam es jeweils zu einer Wasserstoffexplosion, welche Teile des Gebäudes und Teile der darin enthaltenen Technik zerstörte. Währenddessen setzten sich die Kernschmelzen fort. Teile der geschmolzenen Reaktorkerne liefen, laut einer Analyse der NISA, aus den Druckbehältern; sammelten sich auf dem Boden der Sicherheitsbehälter an und beschädigten diese. (englisch). Kantei/NISA, 7. Juni 2011, (PDF; 4,3 MB), abgerufen am 14. Juni 2011.

mini|Bor-Anlieferung durch die US Air Force am 19. März 2011

Um die Reaktorkerne zu kühlen und gleichzeitig eine unkontrollierte Kettenreaktion zu unterbinden, wurde mit Borsäure versetztes Meerwasser in die Druckbehälter eingeleitet. (englisch, pdf). Japan Atomic Industrial Forum, 18. März 2011 (PDF; 252 kB) Das in natürlichem Bor zu 20 % vorhandene Isotop 10B kann aus einer Kernspaltung entstehende Neutronen sehr effizient absorbieren (Neutronenabsorber), wobei es zu Lithium und Helium zerfällt. Da Japans Borvorräte nicht ausreichten, lieferte Südkorea 52 Tonnen seiner Borreserven nach Japan. NZZ, 17. März 2011. Frankreich lieferte weitere 95 Tonnen. stern.de, 17. März 2011: „An Bord befänden sich 95 Tonnen der Chemikalie Bor, die die Reaktion an den Brennstäben verlangsamen soll.“

Die Wassereinspeisung erfolgte über vorhandene Leitungen, zunächst mit Feuerwehrausrüstung und später mit stärkeren, elektrischen Pumpen. Es wurde etwas mehr Wasser eingeleitet, als zur vollständigen Abfuhr der Nachzerfallswärme durch Verdampfen nötig gewesen wäre, aber wegen der Schäden an den Behältern ging mehr als die Hälfte davon verloren, während der Rest verdampfte und in die Umgebung entwich. Das Leckwasser sammelte sich teilweise in den Sicherheitsbehältern; der Rest trat von dort in die Reaktorgebäude aus. Dieses Notkühlverfahren – unter günstigeren Umständen würde es ohne Austritt von flüssigem Wasser ablaufen – wird als „feed and bleed“ bezeichnet. Es hat den gravierenden Nachteil, dass zusammen mit dem Dampf auch radioaktive Stoffe aus dem Reaktorkern in die Umgebung gelangen. Neue Zürcher Zeitung, 15. März 2011.

Wegen des Wasserverlustes durch die Lecks konnten die Überreste der Reaktorkerne (laut NISA) nur teilweise mit Wasser bedeckt werden; sie würden teils mit Wasser und teils mit Dampf gekühlt.

Probleme in den Abklingbecken Eine zusätzliche Gefahr ergab sich daraus, dass die gebrauchten Brennelemente zunächst im Reaktorgebäude und später in einem zentralen Abklingbecken über viele Jahre gelagert wurden und nach wie vor werden. Die gelagerten Brennelemente geben aufgrund der Nachzerfallswärme weiterhin Energie an das Wasser des Beckens ab, welches auf einen Kühlkreislauf angewiesen ist. Durch den vollständigen Stromausfall fiel dieser Kühlkreislauf bei allen Abklingbecken aus, sodass sich das Wasser dort allmählich erhitzte und teilweise verdunstete.

Werden die Elemente nicht mehr vollständig von Wasser bedeckt, drohen deren Überhitzung und chemische Reaktionen ähnlich wie im Reaktor, bis hin zum Bersten der Brennstäbe. Ohne Kühlwasser und ohne Gebäudedach, das bei drei der Reaktoren nach den Explosionen fehlte, würden die im Vergleich zu den Reaktoren sogar in höheren Konzentrationen enthaltenen Radionuklide in die Umwelt freigesetzt.

Wassermesswerte aus den Abklingbecken deuteten zunächst darauf hin, dass solche Vorgänge in Block 2 und 3 abliefen, und in geringerem Maße auch in Block 4. Später kamen Tepco sowie offizielle Untersuchungsberichte zu dem Schluss, dass sowohl die Becken selbst als auch die darin gelagerten Brennelemente höchstwahrscheinlich intakt blieben. Der Wasserstand in den Becken ist im Normalbetrieb fast dreimal so hoch wie die Höhe der gelagerten Brennelemente. Dadurch bestehe genügend Reserve, um auch mehrwöchige Kühlausfälle zu überbrücken. Eine 2016 veröffentlichte Untersuchung der National Academy of Sciences kommt jedoch zu dem Schluss, dass nur ein zufälliges Leck das Abklingbecken in Block 4 wieder geflutet und eine Selbstentzündung der dort trockengefallenen Brennstäbe verhindert habe.

Reaktorblock 1 mini|Nordwestansicht der Reaktorgebäude 1 und 2 (1999)

Block 1 von Fukushima I wurde 1967 bis 1970 errichtet und war das erste Kernkraftwerk Japans. Er basiert auf einem älteren und kleineren Reaktormodell als die übrigen Blöcke der Anlage (→ siehe technische Daten der Reaktorblöcke) und verfügte über schwächere Notfallsysteme. Die Laufzeit dieses Reaktors sollte eigentlich Anfang 2011 enden, wurde aber von der NISA im Februar 2011 um zehn Jahre verlängert.Mari Yamaguchi, Jeff Donn: (englisch). In: thejakartapost.com. Associated Press, 11. März 2011, abgerufen am 13. März 2011.

Im Abklingbecken von Block 1 lagerten nur relativ wenige, alte Brennelemente, die im Gegensatz zum Reaktor nur wenig Kühlung benötigten.

Strom- und Kühlungsausfall mini|Datenprotokoll von Block 1: Auslösung der vier Seismometer ab 14:46:46.40, Einfahren der Steuerstäbe um 14:47