GRS forscht zu Reaktorunglück in Fukushima

17.10.2011

Am 11. März 2011 ereigneten sich vor der japanischen Hauptinsel Honshu ein schweres Erdbeben und dadurch ausgelöst ein Tsunami. Sie verursachten am Kernkraftwerksstandort Fukushima Daiichi schwere Schäden und es kam zu einem katastrophalen Unfall der INES-Stufe 7 – dem schwersten Unfall seit Tschernobyl.                      

In mehreren Forschungsvorhaben, die vom Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) und vom Bundesministerium für Wirtschaft und Technologie (BMWi) gefördert werden, befasst sich die GRS mit den Ereignissen in Fukushima.

Das BMU-Vorhaben: Unfallverlauf und Übertragbarkeit auf deutsche Anlagen
Die Auswertung von Betriebserfahrung und Analysen von Stör- und Unfällen ist eine der zentralen Aufgaben, mit denen die GRS vom BMU beauftragt ist. Auch im Nachgang zu den Ereignissen in Fukushima wird die GRS den zeitlichen Unfallverlauf detailliert auswerten. Diese Zusammenstellung dient dann als Grundlage für weitere Analysen zur Übertragbarkeit auf deutsche Anlagen.

Mit Bekanntwerden des Unfalls richtete die GRS ein Notfallzentrum ein, in dem zahlreiche Informationen zum Unfallhergang gesammelt  und bewertet wurden. Druckentwicklung im Reaktordruckbehälter von Block 1

Um nun im Rahmen des Forschungsvorhabens vertiefte Analysen zum Unfallhergang durchführen zu können, müssen weitere Informationen zu den  betroffenen Anlagen ermittelt  werden (z. B. über den verwendeten Kernbrennstoff). Dazu werden in erster Linie Daten der Nachuntersuchungen japanischer Betreiber, Behörden und Forschungsinstitute ausgewertet.
Alle Ereignisse, die auf den Unfallverlauf einwirkten, werden in die darauf folgende ganzheitliche Analyse mit einbezogen.  Dazu zählen neben dem Erdbeben und der Überflutung der Anlage, auch die Zuverlässigkeit der Energieversorgung, die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters, die Wasserstoffexplosionen und die eingeleiteten Gegenmaßnahmen. So  werden zum Beispiel auch Daten darüber ausgewertet, welche Systeme zu welchem Zeitpunkt nicht verfügbar waren und was die Ursache für ihren Ausfall war. Darüber hinaus werden die  Entscheidungs- und Kommunikationsprozesse während des Unfalls (z. B. zwischen Betreiber und Aufsichtsbehörde) analysiert.

Liegt der Unfallverlauf detailliert vor und ergibt sich aus der Analyse, dass Erkenntnisse auch für deutsche Anlagen relevant sind bzw. zeigt sich ein Handlungsbedarf, formuliert die GRS entsprechende Empfehlungen.

Die BMWi-Vorhaben: Überprüfung von Simulationsprogrammen anhand realer Ereignisse

Übersicht CodesEine der Hauptaufgaben der GRS im Bereich Reaktorsicherheitsforschung ist es,  Simulationsprogramme zu entwickeln, mit denen schwere Stör- und Unfälle in kerntechnischen Anlagen simuliert bzw. berechnet werden können. Mit diesen Programmen, auch Codes genannt, untersucht die GRS das Verhalten einer Anlage, wenn es zum Beispiel zu einem Stromausfall oder zu einem Leck im Kühlkreislauf kommt. Auf Grundlage der Ergebnisse aus diesen Berechnungen lassen sich die Abläufe in der Anlage sicherer prognostizieren und können zu deren besseren Verständnis  beitragen. Auch notwendige Weiterentwicklungen können so identifiziert werden.

Diese Simulationsprogramme  werden nun im Rahmen der Forschungsvorhaben des BMWi mit den Randbedingungen, basierend auf den Werten aus Fukushima, gestartet und ihre Ergebnisse auf Gültigkeit hin überprüft. Liefern die entwickelten Codes valide (d. h. gültige) Werte, so wie die, die unter realen Bedingungen in Fukushima gemessen wurden? Oder erfordern die Ergebnisse eine weitere Validierung (Anpassung) der Berechnung bzw. der Simulationsprogramme selbst?

In weiteren Vorhaben wendet die GRS diese Simulationsprogramme an, um Phänomene mit Bezug zu den Ereignissen in Fukushima zu untersuchen. So hat der Reaktorunfall in Japan eindrücklich gezeigt, dass mehrere Erdstöße nacheinander in der Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke mit berücksichtigt werden müssen. Vor diesem Hintergrund wird die GRS die verfügbaren Analysemethoden und Simulationsprogramme für ausgewählte deutsche Anlagentypen anpassen, um so die Grenzen der Tragfähigkeit der Bauteile und die Materialermüdung durch die Beanspruchung mehrfacher Erdbeben zu überprüfen.

Des Weiteren werden die Simulationsprogramme auf die Analyse eines ähnlichen Unfallszenariums in einem Siedewasserreaktor deutscher Bauart angewendet. Dabei wird zum Beispiel untersucht, ob die wesentlichen Abläufe und aufgetretenen Phänomene (z. B. der Ausfall der Kühlsysteme) unter Berücksichtigung anlagenspezifischer Notfallmaßnahmen quantitativ und qualitativ gut wiedergegeben werden können.

Ein weiteres Vorhaben beinhaltet u. a. die Anwendung und Entwicklung von Rechenmethoden, mit denen das radioaktive Inventar in Reaktorkern und Abklingbecken von Siedewasserreaktoren berechnet werden kann. Damit sind zum Beispiel Aussagen darüber möglich, wie groß die Nachzerfallswärme der abgebrannten Brennelemente ist. Das ist die Wärmeenergie, die nach Beenden der Kettenreaktion durch den Zerfall radioaktiver Spaltprodukte noch über einen langen Zeitraum freigesetzt wird.

Auch die Unfallabläufe in den Brennelementbecken der Anlagen in Japan werden hinsichtlich ihrer Übertragbarkeit auf deutsche Anlagen untersucht. Die von den Codes dazu simulierten Annahmen reichen von einem zerstörten Lagerbecken bis hin zu fehlendem Kühlwasser. Die Analysen sollen Aussagen zur Freisetzung radioaktiven Materials an die Umgebung ermöglichen.