mini|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
Als Kernschmelze bezeichnet man einen schweren Unfall in einem Kernreaktor, bei dem sich einige („partielle Kernschmelze“) oder alle Brennstäbe übermäßig erhitzen und schmelzen. Von der Gefahr einer Kernschmelze sind alle Leistungsreaktortypen betroffen, deren Reaktorkern Metallteile wie beispielsweise Brennstab-Hüllrohre enthält. Bei Flüssigsalzreaktoren liegt der Kernbrennstoff bereits im Normalbetrieb flüssig vor, sodass „Kernschmelze“ hier keinen ernsthaften Störfall bezeichnet.
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.
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).. Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, März 2011. 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: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, 18. März 2011.
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.
Entstehung von Wasserstoff Werden in den freiliegenden Brennstab-Bereichen Temperaturen von über 900 °C erreicht, nimmt die Festigkeit der Brennstabhüllrohre ab. Die Brennstäbe beginnen zu bersten. Gasförmige und leicht flüchtige radioaktive Spaltprodukte entweichen aus den Brennstäben in das Reaktordruckgefäß. Muss weiterhin Druck aus dem Reaktordruckgefäß und aus dem Containment abgelassen werden, gelangen verstärkt radioaktive Stoffe in die Umwelt. Die Hüllrohre der Brennstäbe bestehen aus einer Zirconium-Legierung. Bei Temperaturen oberhalb von 1000 °C reagiert das Zirconium mit dem umgebenden Wasserdampf. Es bildet sich Zirconiumoxid und Wasserstoff. Diese chemische Reaktion ist exotherm, das heißt, es wird hierdurch zusätzliche Energie frei, die die Brennstäbe aufheizt. Bei steigender Temperatur nimmt die Reaktion an Stärke zu, die Wasserstoffproduktion steigt. Durch die zusätzliche Aufheizung des Wasserdampfs und die Bildung von Wasserstoff steigt der Druck im Reaktordruckgefäß an. Um das Reaktordruckgefäß nicht zu beschädigen, muss dieser Überdruck in das Containment abgegeben werden. Wegen des Berstens der Brennstäbe ist die Konzentration gasförmiger und leichtflüchtiger Spaltprodukte im Kühlwasser angestiegen und damit steigt beim Druck-Ablassen auch die radioaktive Belastung im Containment. Durch das Ablassen von wasserstoffhaltigem Wasserdampf in das Containment kann sich aus dem Wasserstoff und dem im Containment vorhandenen Luftsauerstoff ein zündfähiges Knallgas-Gemisch bilden. Kommt es zu einer Explosion dieses Knallgas-Gemisches, kann nicht nur das Containment, sondern auch das Reaktordruckgefäß beschädigt werden. Aus diesem Grund ist bei einigen Reaktortypen das Containment mit einem sauerstofffreien Schutzgas ausgefüllt. Auch wenn eine Knallgas-Explosion im Containment vermieden werden kann, steigt durch das Ablassen des wasserstoffhaltigen Dampfes der Druck im Containment, so dass kritische Druckwerte erreicht werden können. Lässt man den Überdruck aus dem Containment ab, steigt einerseits die radioaktive Belastung der Umgebung, da wegen der berstenden Brennstäbe verstärkt radioaktive Substanzen ins Containment gelangen. Andererseits kommt außerhalb des Containments der Wasserstoff mit dem Luftsauerstoff in Berührung. Es kann zur Bildung eines explosionsfähigen Knallgas-Gemisches und zu Wasserstoff-Explosionen kommen.
Zerstörung der Brennelemente Steigt die Temperatur der frei liegenden Brennstab-Enden weiter an, so bersten ab 1170 °C die Brennstäbe in verstärktem Maße. Die Freisetzung von Spaltprodukten in den Reaktorkern erhöht sich. Ebenso intensiviert sich mit steigenden Temperaturen die Bildung von Wasserstoff an den Hüllrohren der Brennstäbe; oberhalb Temperaturen von 1270 °C erhöht sie sich drastisch. In der Folge muss Wasserstoff- und Spaltprodukt-haltiger Dampf häufiger in das Containment abgelassen werden. Da die Reaktion der Brennstabhüllen mit dem Wasserdampf zusätzliche Wärme erzeugt, beschleunigt sich die Aufheizung der Brennstäbe. Ab Temperaturen zwischen 1210 °C und 1450 °C beginnen die Steuerstäbe zu schmelzen. Neutronen können hier nun nicht mehr abgefangen werden. Eine Kettenreaktion unterbleibt nur deshalb, weil in diesen Bereichen das Wasser verdampft ist und somit kein Moderator mehr vorliegt.Würde es jetzt gelingen, wieder mehr Wasser in den Reaktordruckbehälter einzuspeisen, müsste dieses Wasser unbedingt mit genügend Neutronen abfangenden Stoffen wie zum Beispiel Bor versetzt sein, denn durch eingespeistes Wasser stünde wieder ein Moderator zur Verfügung; wegen der geschmolzenen Steuerstäbe wäre ohne Zusatz eines geeigneten Mittels jedoch kein Neutronenabsorber mehr vorhanden. Ohne Bor-Beimischung würde eine unkontrollierte Kettenreaktion beginnen mit der Gefahr, dass hierdurch der Reaktorkern stärker beschädigt oder zerstört wird.Ist im unteren Bereich des Reaktorkerns noch flüssiges Wasser vorhanden, verfestigt sich hier die Steuerstabschmelze wieder. Ab Temperaturen von ca. 1750 °C beginnen die Hüllrohre der Brennstäbe zu schmelzen. Die Pellets mit Kernbrennstoff, die sich im Inneren der Brennstabrohre befinden, können dann frei werden und zusammen mit den geschmolzenen Brennstabhüllen absinken. Kommt das geschmolzene Brennstab-Material in kühlere Bereiche, z. B. in weiter unten noch vorhandenes Wasser, kann es sich wieder verfestigen. Ab Temperaturen von ca. 2250 °C werden die Strukturen der Brennelemente zerstört. Brennstoff-Pellets, geschmolzene Hüllrohre und alle weiteren Brennelement-Materialien werden instabil und stürzen ab. Diese Trümmer können sich gegebenenfalls auf noch im Wasser stehenden stabilen Brennelement-Teilen anhäufen oder auch auf den Grund des Reaktordruckgefäßes absinken. Kernbrennstoff sammelt sich somit im unteren Bereich des Reaktordruckgefäßes.
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.