Das deutsche Fukushima-Desaster - AVES

KE Research
die Andersdenker
Grundlegende Sicherheitsarchitektur in Fukushima
Die Fukushima-Reaktoren beruhen auf Entwürfen der US-Firma
General Electric (GE) aus den 1960er Jahren. 29) Um das Unfallgeschehen
nachvollziehen zu können, betrachten wir kurz einige
besonders wichtige technische Einrichtungen:
Kern des Reaktors ist der Reaktordruckbehälter (RDB). Ihn umgibt
der Reaktorsicherheitsbehälter (engl.: „Containment“) dessen
Aufgabe darin besteht, eventuell aus dem Reaktor austretenden
Dampf aufzufangen und dadurch zu verhindern, daß solcher
ungefiltert nach außen entweicht. 30) Dieses Containment besteht
bei den GE-Baulinien aus der birnenförmigen Druckkammer und
der rettungsringförmigen, halb mit Wasser gefüllten Kondensationskammer
(„KoKa“) (Abb. 5, 31, 30). 31)
Diese Kondensationskammer spielt eine Schlüsselrolle im Sicherheitssystem
eines SWR. Steigt der Druck im RDB, öffnen Sicherheitsventile
und leiten Dampf über Rohre in den Wasservorrat der
KoKa. Die dort aufsteigenden Dampfblasen geben ihre Wärme an
das Wasser ab und kondensieren. Der Dampf verschwindet also,
und der Druck baut sich ab, nebenbei werden radioaktive Partikel
herausgefiltert. 32) Der Wasservorrat in der KoKa steigt, während
der im RDB zurückgeht.
Dabei heizt sich jedoch das Wasser in der KoKa auf. Die aufgenommene
Wärme muß daher laufend abgeführt werden. Dazu
dient das doppelt vorhandene Nachkühlsystem („RHR“ = „Residual
Heat Removal“, Abb. 6) 33) . Dieses entnimmt heißes Wasser
aus der KoKa (oder direkt aus dem RDB) und leitet es durch einen
mit Meerwasser gekühlten Wärmetauscher. Das abgekühlte
Wasser kann daraufhin auf mehrere Weise eingesetzt werden:
Brennelementebühne
(BE-Bühne)
2
RDB
1
Lagerbecken
Frischdampf
S
Abb. 5: Reaktor von GE
(schematisch)
Der Reaktordruckbehälter
(RDB) ruht in einer massiven
Stahlbetonkonstruktion
(grau). Um ihn herum
befindet sich der stählerne
Reaktorsicherheitsbehälter
(blau) mit der umlaufenden
Kondensationskammer
(„KoKa“) (1) und Druckkammer
(2) (vgl. Abb. 31).
Automatische Sicherheitsventile
(S) in der Frischdampfleitung
zur Turbine
(T), lassen bei Überdruck
Dampf in die KoKa ab. Dazu
benötigen sie allerdings
Strom sowie Preßluft aus
der Druckluftanlage des
T
K
Kraftwerks. 38) RDB
• Einspeisung in den RDB über Sprühanlage (Abb. 6, Detail 1)
• Besprühen des heißen RDB von außen (Druckkammer, Detail 2)
• Einspeisung in den RDB über Umwälzleitung (Detail 3) 34)
• Rückführung in die Kondensationskammer (Detail 4)
Das Nachkühlsystem ist also sehr flexibel. In den RDB einspeisen
kann es allerdings erst, nachdem der Druck dort stark abgesenkt
wurde. Im laufenden Betrieb beträgt der nämlich ca. 70 bar 35) .
Nach einer Abschaltung kommen daher zunächst Hochdruckeinspeisesysteme
zum Einsatz. Sie benutzen leistungsstarke Pumpen,
die von eigenen Turbinen mit Dampf aus dem Reaktor angetrieben
werden. Der Dampf strömt dann in die KoKa. (Abb. 33). 36)
Eine fundamentale Rolle für die Sicherheitstechnik spielt die
Stromversorgung: Die Fukushima-KKW benutzen Wechselstromnetze
von 6,9 kV (Betrieb der Pumpen), gespeist von dem
eigenen Generator, dem Hochspannungsnetz, oder dieselgetriebenen
Notstromgeneratoren (Abb. 3). Trafos speisen daraus 480-
V-Netze. Diese wiederum versorgen akkugepufferte 125-V-
Gleichstromnetze. Die Meßgeräte und viele kritische Ventile hingen
von diesem Gleichstromnetz ab, ebenso die Notbeleuchtung.
Die Akkus sollten 8 Stunden reichen. 37)
RDB
P
1
2
3
4
RHR
Abb. 6: Nachkühlsystem
(„RHR“), schematisch
P
Eine Pumpe drückt Heißwasser
(rot) aus RDB oder
KoKa durch einen Wärmetauscher.
Je nach Stellung
der Ventile fließt es dann
gekühlt in KoKa, Druckkammer
oder RDB weiter.
Notfalls können hier auch
andere Wasserquellen und
Pumpen der Feuerwehr angeschlossen
werden.
Originalgraphik: General Electric
Modifikation: ©KE Research, 2011
P
Oktober 2011 Seite 5 von 44
Das deutsche Fukushima-Desaster
© Klaus Ermecke GmbH, 2011 V. 1.2