Harrisburg, USA – 1979

Categories: Leseempfehlungen, Stufe 5 - Ernster Unfall
Written By: Stephan
Harrisburg, USA – 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 Website 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 schlossen. 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 (Power operated relief valve) 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 jedoch nicht an, dass das Ventil noch offen war, 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.

Während der Druck im Primärsystem aufgrund des offenen PORV-Ventils weiter sank, bildeten sich Dampfblasen außerhalb des Druckhalters. Aufgrund dessen verteilte sich das Wasser im System anders und der Druckhalter füllte sich mit Wasser. Der Füllstandsanzeiger, von dem der Bediener ablesen kann, wieviel Wasser zum Kühlen vorhanden ist, zeigte an, dass das System voll Wasser sei. Da der Füllstandsanzeiger 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 der Dampf im System der Rohrleitungen blockierte 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 geringere 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. Ein weiterer, angeblich weniger wichtiger Freisetzungspfad war ein kleines Leck in einem Dampferzeuger-Heizrohr, das nach einer gewissen Zeit angeblich isoliert werden konnte.

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.

Den Bedienern im Kontrollraum war lange 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.

(Quelle: Wikipedia)

2 Responses to “Harrisburg, USA – 1979”

  1. vonai Says:

    Hat mir sehr geholfen suoer informationen. danke

  2. anexes Says:

    zu ausführlich, aber totzdem gut

Kommentiere diesen Artikel:

Willkommen bei AKW-Unfälle.de

AKW-Unfälle.de sammelt eine Liste kleiner und großer nuklearer Stör- und Unfälle – sortiert nach INES-Kategorie und Datum. Hinweise auf fehlende Störfälle bitte einfach an stephan (at) akw-unfaelle.de senden, ich arbeite sie dann sofort ein.

Leseempfehlungen

Videotipps