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Kernkraftwerk Three Mile Island
Kernkraftwerk von Three Mile Island, in dem es 1979 zur Kernschmelze kam

Kernkraftwerk von Three Mile Island, in dem es 1979 zur Kernschmelze kam

Lage
Kernkraftwerk Three Mile Island (Pennsylvania)
DEC
Kernkraftwerk Three Mile Island
Koordinaten 40° 9′ 17″ N, 76° 43′ 30″ W40.154722222222-76.7257Koordinaten: 40° 9′ 17″ N, 76° 43′ 30″ W
Land: USA
Daten
Eigentümer: AmerGen Energy Company
Betreiber: Amergen Energy Generating Company
Projektbeginn: 1968
Kommerzieller Betrieb: 2. Sept. 1974

Aktive Reaktoren (Brutto):

1  (837 MW)

Stillgelegte Reaktoren (Brutto):

1  (959 MW)
Eingespeiste Energie im Jahre 2006: 7.227 GWh
Eingespeiste Energie seit Inbetriebnahme: 153.960 GWh
Stand: 1. August 2007
Die Datenquelle der jeweiligen Einträge findet sich in der Dokumentation.

Das Kernkraftwerk Three Mile Island liegt auf der gleichnamigen Insel im Susquehanna River in Pennsylvania, bei Harrisburg, USA.

In diesem Kernkraftwerk ereignete sich am 28. März 1979 ein ernster Unfall (INES-Stufe 5), als es im Reaktorblock 2 zu einer partiellen Kernschmelze kam, in deren Verlauf ca. ein Drittel des Reaktorkerns fragmentiert wurde oder schmolz.

Die Three Mile Island Nuclear Generating Station besteht aus zwei Druckwasserreaktorblöcken mit einer Leistung von 800 MW bzw. 900 MW. Block 1 wurde 1974, Block 2 1978 in Betrieb genommen. Es ist geplant, den noch voll funktionstüchtigen Block 1 im Jahre 2014 vom Netz zu nehmen.

Inhaltsverzeichnis

Der Unfall vom 28. März 1979

Am Morgen des 28. März 1979 um 4 Uhr und 36 Sekunden fielen bei Arbeiten an der Kondensatreinigungsanlage die zwei Hauptspeisepumpen im sekundären Kühlkreislauf mit nichtradioaktivem Wasser aus. Dieser Ausfall geschah aufgrund von mechanischen, pneumatischen oder elektrischen Problemen bei der Pumpensteuerung und verhinderte die Kühlung der zwei Dampferzeuger. Auf einer Webseite über das Unglück[1] stellt der Publizist Scott Johnson dar, dass es zu dem Ausfall gekommen sei, weil jemand das Instrument Air System, das zur Steuerung pneumatischer Einrichtungen des Kraftwerks verwendet wurde, mittels eines Gummischlauchs mit einer Wasserleitung verbunden hat. So konnte Wasser in die Luftleitung eindringen, was dazu führte, dass sich die durch dieses System angesteuerten Ventile geschlossen haben. Ob dieses Anschließen des Schlauchs aufgrund eines Versehens oder zu dem Zweck geschah, das Wasserversorgungssystem unter Druck zu setzen, ist nicht geklärt. Sowohl Druckluft- als auch Wasserversorgungssystem verfügten über die gleichen Chicago Pneumatic Fittings – was einen Konstruktionsfehler darstellte – die zudem noch schlecht markiert gewesen sein sollen. Außerdem sei es vor Ort dunkel gewesen. Auch der Bericht der Kommission des Präsidenten spricht von Wasser in dem besagten Druckluftsystem.

Das Kernkraftwerk Three Mile Island

Als Folge des Ausfalls der Speisewasserpumpen schaltete sich zuerst der Turbosatz und sodann der Kernreaktor durch einen sog. SCRAM, die Notabschaltung, ab, d. h. die Regelstäbe fielen in den Kern und beendeten die nukleare Kettenreaktion. Nach einer Abschaltung des Reaktors entsteht aber immer noch eine beträchtliche Menge Wärme, die sog. Nachzerfallswärme. Die Wärmeleistung des Reaktors in TMI betrug unmittelbar nach dem Abschalten noch ca. 6 % (ca. 155 MW) und eine Stunde danach noch weniger als 1,2 % (ca. 31 MW) der thermischen Reaktornennleistung. Aufgrund dessen stieg der Druck im Primärkreislauf des Reaktors, der radioaktives Wasser enthält, an und erreichte im Druckhalter einen Wert von 158 bar. Im Regelbetrieb liegt der Wasserdruck im Primärkreislauf bei 151 bar. Um einen Leitungsbruch infolge Überdrucks zu vermeiden, öffnete sich ein Sicherheitsventil am Druckhalter. Dieses Ventil, das als PORV (Pilot operated relief valve) oder Vollhub-Sicherheitsabblasventil (SBV) bezeichnet wird, hätte sich wieder schließen sollen, sobald der Druck auf 155 bar oder darunter gefallen war. Das hätte 13 Sekunden nach Beginn des Unfalls geschehen müssen, was jedoch nicht der Fall war und blieb über einen Zeitraum von mehr als zwei Stunden unbemerkt. Pro Minute entwich eine Tonne Kühlmittel zunächst in den Abblasetank des Druckhalters. Nachdem dieser kein weiteres Kühlmittel mehr fassen konnte, brach schließlich seine Berstscheibe und Reaktorkühlmittel konnte offen ins Containment, den Sicherheitsbehälter des Reaktors, austreten. Ein Leck im Primärkreislauf war entstanden – ein Kühlmittelverluststörfall war im Entstehen. Die Anzeigen im Kontrollraum zeigten dies jedoch nicht an. Das Ventil blieb weiter offen, was dazu führte, dass der Druck im primären Kühlkreislauf weiter absank.

Etwa gleichzeitig war an anderer Stelle im Kraftwerk ein weiteres Problem aufgetreten. Das Notfall-Speisewassersystem, das als Reserve für die Hauptspeisewasser-Pumpen dienen sollte, war 42 Stunden vor dem Unfall getestet worden. Als Teil des Tests wurden zwei Blockventile geschlossen und sollten am Ende des Tests wieder geöffnet werden. Doch dieses Mal, entweder durch einen Verfahrensfehler oder durch menschliches Versagen, wurden die Ventile nicht wieder geöffnet, wodurch das Notspeisesystem nicht funktionierte. Die Notspeisewasser-Pumpen liefen zwar, konnten aber aufgrund der geschlossenen Blockventile kein Wasser in die Dampferzeuger fördern und damit die vom Primärkreis gelieferte Nachzerfallswärme nicht abführen. Nach acht Minuten wurden die geschlossenen Ventile bemerkt und geöffnet. Nachdem sie geöffnet waren, begann das Notspeisesystem ordnungsgemäß zu arbeiten und versorgte die Dampferzeuger mit Wasser.

Da der Druck im Primärsystem aufgrund des offenen SBV weiter sank, bildeten sich Dampfblasen außerhalb des Druckhalters. Dies führte zu einer Umverteilung des Wassers, so dass sich der Druckhalter mit Wasser füllte. Der Füllstandsanzeiger, von dem der Bediener ablesen kann, wie viel Wasser zum Kühlen vorhanden ist, zeigte an, dass das System voll Wasser sei. Da der Füllstandsgeber seine Werte jedoch einzig aus dem Druckhalter bezog, der im Normalbetrieb mit 22 m³ Wasser und darüber 19 m³ Dampf gefüllt ist, jetzt aber fast vollständig mit Wasser gefüllt war, vermuteten die Reaktorfahrer fälschlicherweise, dass das System überfüllt wurde. Eine Füllstandsanzeige im Reaktordruckbehälter war nicht vorhanden. So stoppte einer der Bediener die zuvor automatisch angelaufene Notkühlung. Während der Ausbildung wurde den Reaktorfahrern beigebracht, unter allen Umständen zu verhindern, dass sich der Druckhalter vollständig mit Wasser füllt. Durch die im Normalbetrieb vorhandene Dampfblase im Druckhalter – die einzige im Primärkreislauf zugelassene – ist es möglich, den Druck im Primärkreislauf konstant zu halten, um so zu verhindern, dass Druckstöße zu einem Bersten der Rohrleitungen führen könnten. Jetzt aber befand sich eine große Dampfblase im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters.

Nach fast 80 Minuten langsamen Temperaturanstiegs begannen die Pumpen des Primärkreislaufs zu kavitieren, da nicht mehr Wasser, sondern Dampf angesaugt wurde. Die Pumpen wurden abgeschaltet und man glaubte, dass die natürliche Zirkulation den Wasserfluss aufrechterhalte. Doch Dampfblasen im System der Rohrleitungen blockierten den primären Kühlkreislauf. Das nicht mehr zirkulierende Wasser verwandelte sich in zunehmendem Maße in Dampf. Nach rund 130 Minuten seit der ersten Fehlfunktion war der obere Teil des Reaktors nicht mehr von Kühlflüssigkeit umgeben. Dampf kann aufgrund seiner geringeren Wärmekapazität nur eine geringe Wärmemenge von den Brennstäben abtransportieren. Das führt zu einer Temperaturerhöhung. Deshalb ist es wichtig, den Druck im Primärkreislauf soweit aufrechtzuerhalten, dass das Wasser bei der jeweils herrschenden Temperatur nicht verdampfen kann, sondern flüssig bleibt.

Bei hohen Temperaturen setzt eine Zirconium-Wasser-Reaktion ein. Die Hülle der Brennstäbe wird dabei oxidiert und Wasserstoff freigesetzt. Diese Reaktion zerstörte die Hüllrohre der Brennstäbe von außen nach innen. Der freigesetzte Wasserstoff sammelte sich zunächst im Reaktordeckel und gelangte später über die offene Verbindung Druckhalter-Abblasetank über die gebrochene Berstscheibe zusammen mit dem Kühlmittel ins Containment. Durch den dort vorhandenen Luftsauerstoff konnte sich im Containment Knallgas bilden.

Das ausgeströmte, stark radioaktive Kühlmittel sammelte sich an der tiefsten Stelle des Sicherheitsbehälters, dem sogenannten Sumpf. Von dort wurde es durch einen Schaltfehler in einen Sammeltank im Hilfsanlagengebäude außerhalb des Containments gepumpt. Der Tank lief schließlich über, das Wasser gaste aus und ein kleinerer Teil dieser Gase gelangte durch ungenügende Filter in die Umgebung.

Um 6 Uhr war Schichtwechsel im Kontrollraum. Die neu Angekommenen bemerkten, dass die Temperatur im Reaktorsystem zu hoch war und nutzten ein Reserveventil, um den Verlust von Kühlwasser zu beenden. Bis zu diesem Zeitpunkt waren schon 150 m³ Kühlwasser aus dem primären Kühlkreislauf entwichen. Es waren 165 Minuten seit dem Beginn des Störfalls vergangen, als radioaktiv kontaminiertes Wasser die Sensoren erreichte. Zu diesem Zeitpunkt war die Radioaktivität im primären Kühlkreislauf 300-mal höher als erwartet: Die Kernschmelze war in vollem Gang.[2]

Den Bedienern im Kontrollraum war lange Zeit nicht bewusst, dass der primäre Kühlkreislauf sehr wenig Wasser enthielt und mehr als die Hälfte des Kerns nicht mehr mit Kühlwasser bedeckt war. Ungefähr dreieinhalb Stunden nach Beginn des Störfalls begannen die herbeigeeilten Fachleute die Tragweite zu erkennen: Es wurde neues Wasser in den Primärkreis gepumpt. Später wurde ein Reservesicherheitsventil geöffnet, um den Druck zu reduzieren. Nach neun Stunden entzündete sich das Knallgasgemisch im Containment, dessen Innendruck erhöhte sich kurzzeitig in die Nähe des Auslegungsdrucks. Es waren fast 16 Stunden vergangen, als die Pumpen im Primärkreislauf wieder eingeschaltet wurden und die Kerntemperatur zu fallen begann. Ein großer Teil des Kerns war geschmolzen. Während der nächsten Woche wurden sowohl Wasserstoff als auch Wasserdampf aus dem Reaktor entfernt. Das geschah zum einen durch Kondensatoren aber auch, was sehr umstritten war, durch einfaches Ablassen in die Atmosphäre. Es wird geschätzt, dass während des Zwischenfalls radioaktives Gas (in Form von Krypton 85) mit einer Aktivität von etwa 1,665 · 1015 Bq entwich.

Maßnahmen nach dem Unfall

Demonstration am 4. September 1979

Der Grund des Unfalls wurde mit der schlechten Ausstattung des Kontrollraums sowie der unzureichenden Ausbildung der Mitarbeiter angegeben. In einer Untersuchung wurde festgestellt, dass der Unfall hätte vermieden werden können, wenn das Personal das offene PORV am Druckhalter bemerkt und geschlossen hätte; der Unfall in Three Mile Island wäre ein unbedeutendes Ereignis geblieben.

In einer ersten Langzeitstudie über 18 Jahre wurden laut einer medizinischen Untersuchung bei rund 30.000 Anwohnern keine gesundheitlichen Folgeschäden festgestellt. Durch die Gerichte wurden tausende Klagen von Betroffenen daraufhin abgewiesen. Bürgerinitiativen wie „Three Mile Island Alert“ und die „Union of Concerned Scientists“ zweifelten die Aussagen der Industrie und der Atomkontrollbehörde NRC an. Es gab gemäß „TMI Alert“ zahlreiche Anwohner im Umkreis einer Meile, die nach dem Unfall krank wurden und teils gar starben, und deren Angehörige von der Betreiberfirma MetEd entschädigt wurden. Darüber hinaus war bei den Anwohnern der nahen Städte Harrisburg, Royalton, Middletown eine enorme psychische Belastung festzustellen, die durch die Evakuierungsmaßnahmen verstärkt wurde. Hervorgerufen wurde diese psychische Belastung vor allem durch die nicht wahrnehmbare Gefahr, die von radioaktiver Strahlung ausgeht.

Eine weitere – unabhängige – Studie[3] hat gezeigt, dass die Krebshäufigkeit sechs Jahre nach dem Unfall auf der Lee-Seite des Kraftwerks gegenüber der Luv-Seite deutlich erhöht war, stellenweise um mehr als 150 Prozent.

Es wird manchmal behauptet, dass in den Tagen des Unfalls das in kleineren Mengen freigesetzte Jod-131 in Form eines „metallischen Geschmacks“ in der nahen Umgebung durchaus wahrnehmbar gewesen sei. Das ist jedoch aufgrund der kleinen freigesetzten Mengen physikalisch nicht nachvollziehbar. Laut Angabe der offiziellen Untersuchungskommission wurden etwa 444–555 GBq (12–15 Ci) Jod-131 freigesetzt, was einer Stoffmenge von ungefähr 0,1 mg Jod-131 entspricht. Zum Vergleich: Das damals noch verwendete, verbleite Benzin hat bei Autofahrten der Anwohner und Einsatzkräfte zu einer Freisetzung von Blei geführt, die um Größenordnungen über der schmeckbaren Wahrnehmungsgrenze von Jod gelegen haben muss.

Daten der Reaktorblöcke

Das Kernkraftwerk Three Mile Island hat insgesamt zwei Blöcke:

Reaktorblock[4] Reaktortyp Netto-
leistung
Brutto-
leistung
Baubeginn Netzsyn-
chronisation
Kommer-
zieller Betrieb
Abschal-
tung
Three Mile Island-1 Druckwasserreaktor 786 MW 837 MW 18.05.1968 19.06.1974 02.09.1974 2014 geplant
Three Mile Island-2 Druckwasserreaktor 880 MW 959 MW 01.11.1969 12.04.1978 30.12.1978 28.03.1979

Kunst, Literatur, Musik und Filme

Literatur

  • Matthias Hofmann: Lernen aus Katastrophen. Nach den Unfällen von Harrisburg, Seveso und Sandoz, Edition Sigma, Berlin 2008, ISBN 978-3-89404-559-3
  • Robert Jungk (Hrsg.): Der Störfall von Harrisburg – Der offizielle Bericht der von Präsident Carter eingesetzten Kommission über den Reaktorunfall auf Three Mile Island. Erb Verlag, Düsseldorf 1979, ISBN 3-88458-011-6
  • Peter S. Houts/Paul D. Cleary/Teh-Wei Hu: The Three Mile Island Crisis - Psychological, Social and Economic Impacts on the Surrounding Population, The Pennsylvania State University Press, 1988, ISBN 0-271-00633-1
  • Charles Perrow: Normal Accidents - Living with High-Risk Technologies, Princeton University Press, 1984, ISBN 0-691-00412-9
  • Steve Wing, David Richardson, Donna Armstrong, Douglas Crawford-Brown (School of Public Health, University of North Carolina, Chapel Hill, USA): A Reevaluation of Cancer Incidence Near the Three Mile Island Nuclear Plant: The Collision of Evidence and Assumpti; in: Environmental Health Perspectives (EHP) 1997.

Filme

Bereits zwei Wochen vor dem Unfall lief in den Vereinigten Staaten der Film "Das China-Syndrom" an. Dieser setzt sich kritisch mit der wirtschaftlichen Nutzung der Kernenergie auseinander, indem er einen fiktiven Vorfall in einem Kernkraftwerk beschreibt. Durch den tatsächlichen Vorfall im Kraftwerk Three Mile Island erhielt dieser Film ein großes Medienecho.

Musik

In ihrem Lied Radio-Aktivität nennt die deutsche Musikgruppe Kraftwerk unter anderem auch Harrisburg als Metonym für das havarierte Kernkraftwerk mit dem Aufruf Stop Radioaktivität.

Quellen

  1. Inside TMI—Minute By Minute unter Ablauf – Teil 1
  2. Bild des zerstörten Reaktorkerns auf der Website der Northern Illinois University
  3. Studie des United States National Institute of Environmental Health Sciences
  4. Power Reactor Information System der IAEA: „United States of America: Nuclear Power Reactors - Alphabetic“ (englisch)

Siehe auch

Weblinks


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