Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009

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[[Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#Thema 1]]

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Seit wann ist biblis aus? Steht im abschnitt "die wahrscheinlichkeit eines schweren unfalls". --217.5.204.78 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-217.5.204.78-2009-06-29T09:58:00.000Z-Fehler11

Korrigiert durch Holger1974. Gruß -- Felix König ✉ ^Artikel _Portal Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Felix König-2009-07-01T20:04:00.000Z-217.5.204.78-2009-06-29T09:58:00.000Z11

Haltet ihr es für angebracht, im Artikel auch einen kurzen Abriss über Doppler-, Dichte- und Voidkoeffizienten zu geben, deren Rückwirkung auf die Reaktivität sowie das bauartbedingte Vorzeichen? Für meine Begriffe ist dies ein ganz wesentlicher Punkt bei der Sicherheit von Kernkraftwerken. Dampfblasenkoeffizient gibt es ja schon, ist aber im Artikel aber nur bei Tschernobyl kurz verlinkt. Dopplerkoeffizient und Dichtekoeffizient fehlen noch komplett. Zudem vermisse ich einen Teil, der sich auf die Betriebsvorschriften für KKWs bezieht, z.B: Vorschriften bzgl. Wiederanfahren (Zeiten und Restreaktivitäten), Wiederkehrende Prüfungen und ähnliches. Sollte zumindest erwähnt werden.--HarryB Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-HarryB-2009-08-14T12:54:00.000Z-Doppler- und Void-Koeffizienten11

Ich halte es für keine gute Idee, hier im Artikel die verschiedenen Koeffizienten zu erklären. Das sollte in sollte in eigenen Artikeln geschehen. Wohl aber sollte hier im Artikel der jeweilige Zusammenhang mit der Reaktorsicherheit dargestellt werden. Vorschriften für Wiederanfahren, Revisionen, etc. sollten in der Tat ergänzt werden. Zusätzlich fehlen noch die zumindest in Deutschland verbindlich vorgeschriebenen Einrichtungen zur Echtzeit-Übermittlung der Telemetriedaten an die überwachende Behörde.---<(kmk)>- Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-KaiMartin-2009-08-14T14:00:00.000Z-HarryB-2009-08-14T12:54:00.000Z11

Zustimmung. Nach kurzem Googeln vermisse ich die Einzelartikel.-- Kölscher Pitter Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Kölscher Pitter-2009-08-14T15:34:00.000Z-KaiMartin-2009-08-14T14:00:00.000Z11

Mir ist nicht klar, was v.a. das Ereignis in Harrisburg zu einem "herausragenden" macht, bzw. wie ein herausragendes Ereignis definiert ist. Eine objektive Bewertungsgrundlage liefert am ehesten die INES Skala, die klare Richtlinien bzw. Definitionen zur STärke von Unfällen hat. Dieser zu Folge ist ist Tschernobyl (nach INES eine 7) vor Chelyabinsk (Kerntechnische Anlage Majak) 1957 (INES 6) sowie Windscale/Sellafield (Großbritannien, 1957) sowie besagtem Unfall in Harrisburg (Three Mile Island, USA, 1979) (beide INES 5) einzustufen. Wesentlicher Unterschied ist sicherlich die bessere Dokumentation und mediale Aufbereitung der neueren Ereignisse gegenüber eines Vergessens älterer sowie eine gewisse Zurückhaltung von Informationen im Falle der in der Sowjetunion stattgefundenen Ereignisse. Vorschlag zur Verbesserung daher: "Harrisburg" streichen, nur Tschernobyl nennen, ansonsten Verweis auf die Artikel zu Unfällen im Zusammenhang mit Kernenergie bzw. den Artikel zur INES Skala. Schließlich sollten Artikel sich ja auch nicht inhaltlich zu sehr überschneiden. Alternativ dazu: Den Vorfall in Harrisburg begründen und belegen als herausragendes Ereignis und dann auch dazu ein paar Worte verlieren. mfG

Außerdem grade noch gesehen: Belege in diesem Abschnitt fehlen.FLink Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-FLink-2009-09-08T12:51:00.000Z-Herausragende Ereignisse "Tschernobyl und Harrisburg"11

Nein. Harrisburg war ein einschneidendes Ereigniss für die westliche Kernkraft. Besonders für ihre Sicherheit.

Kurz vor dem Unfall gab es die ersten größeren PSA welche versucht haben das Risoko zu quantifizieren. Es gab auch die ersten anfänglichen Störfallversuche. Langsam baute sich das Wissen in der Akademia auf, dass die bisherige Betrachtungsweise der Sicherheit von Kernkraftwerken sehr lückenhaft war. Bis Harrisburg waren die Sicherheitsanalysen essentiell auf 2F-LOCA und kritikalitäts-unfällen begrenzt.

Harrisburg war der Katalyst für weltweite Sicherheitsforschung welche eine KOMPLETTE Überarbeitung der Sicherheitssysteme, Betriebsweise und auch ihrer Bewertung bedeutete. Die heutigen Reaktoren haben deswegen fast nichts mehr mit denen zur Zeit von Harrisburg zu tun.

Leider sind die Erkenntnisse von Harrisburg immer noch nicht wesentlich in Deutschland umgesetzt worden. Harrisburg hat gezeigt, dass die Deterministik nicht so wichtig ist. Wichtiger ist es eine sog. "Risk informed" Sicherheitsbetrachtung zu verfolgen. Dies ist etwas was die Deutsche Anti-Atom Szene wie der Teufel das Weihwasser meidet. Schon seit mittlerweile zwei Jahrzehnten versucht das BMU mit allen Mitteln dies zu verhindern. --Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-09-09T15:56:00.000Z-FLink-2009-09-08T12:51:00.000Z11

Hier ist kein Platz für Verschwörungstheorien.---<(kmk)>- Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-KaiMartin-2009-09-10T09:28:00.000Z-Dio1982-2009-09-09T15:56:00.000Z11

Das ist keine Verschwörungstheorie sondern Fakt. Ich war in den entsprechenden KTA-Ausschüssen anwesend wo mit allen Händen und Füßen BMU-Seitig die Probabalistik versucht wird zu eleminieren. --153.100.131.14 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-153.100.131.14-2009-09-10T09:42:00.000Z-KaiMartin-2009-09-10T09:28:00.000Z11

Ich persönlich halte eine Veröffentlichung DIESES Dokuments durch die Wikipedia für hochgradig fahrlässig. Natürlich wird sich ein zu allem entschlossenes Individuum auch auf anderem Wege solche Informationen beschaffen können, aber muss man es ihm deshalb hier auf dem güldenen Tablett eine Anleitung servieren, in welches deutsche AKW er ein Flugzeug am besten steuern soll?? Nichts gegen Informationsfreiheit, aber das hier geht imho entschieden zu weit; Deshalb beantrage ich hiermit die sofortige Löschung des Links und aller auf ihn verweisenden Textstellen des Artikels. --Ibram Gaunt Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Ibram Gaunt-2009-08-10T23:34:00.000Z-Einzelnachweis Nr.111

Ich halte eine Entfernung des Links und des damit belegten Textes ebenfalls für sinnvoll, aber aus einem anderen Grund. Ich sehe keine wirkliche Gefahr, dass das hier Terroristen anlocken könnte. Aber es legt dar, welche deutschen Kernkraftwerke nach der Ansicht irgendwelcher Personen durch einen eventuellen Flugzeugabsturz irgendwie gefährdet sein könnte. Wie es bei ausländischen Kernkraftwerke aussehen würde und dass es da meist schlimmer ausgehen würde, weil in Deutschland die höchsten Sicherheitsstandards herrschen, wird überhaupt nicht genannt. Entweder sollte man daher meiner Meinung nach die entsprechende Passage ergänzen oder aber den Artikel um jedes Kernkraftwerk der Welt ergänzen. Dass dies schon aufgrund der Quellenlage höchst kompliziert und zeitaufwändig werden und jeden enzyklopädischen Rahmen, insbesondere den dieses Artikels, sprengen würde, sollte klar sein. Daher würde ich für eine Entfernung plädieren. Gruß -- Felix König ✉ ^Artikel _Portal Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Felix König-2009-08-12T09:15:00.000Z-Ibram Gaunt-2009-08-10T23:34:00.000Z11

Was ist denn das für eine Begründung ein GAU in Deutschland hat nicht so schwerwiegende Auswirkung wie im Ausland? Hast du Quellen das die Sicherheitsstandards in Deutschland höher sind als in Frankreich? Diese Studie hat die hessische CDU, die bekanntlich für Atomstrom ist, in Auftrag gegeben. Es zeigt dass die Atomkraftwerke eben nicht sicher sind, außerdem gibt es im Artikel genug Studien die sich nur auf Deutschland beziehen. Sollen die auch gelöscht werden? Wikiabg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Wikiabg-2009-08-12T18:06:00.000Z-Felix König-2009-08-12T09:15:00.000Z11

Ok, nur weil die Studie von der CDU ist, ist sie natürlich reaktionär und vollkommen unglaubwürdig. Dem halte ich einfach mal die Frage entgegen, wieviele "richtige" Störfälle es in dt. AKW´s schon gegeben hat, also Störfälle mit Kühlmittelverlust und/oder Beeinträchtigung der Integrität des Kerns? Was hierzulande passiert und von den Medien bis ins Unendliche aufgebauscht wird, sind Störfälle im nichtnuklearen Teil der Anlage, an Transformatoren etc. Ich wohne Zeit meines Lebens 3 Kilometer vom KKW Mülheim-Kärlich entfernt und selbst nach Chernobyl hatte hier niemand Bedenken, dass so etwas hier passieren könnte. Wenn man sich etwas mit Reaktortechnik beschäftigt, merkt man ja auch schnell, dass dt. Kraftwerke ihr Kühlmittel als Moderator verwenden und ein durchgehen wie in Chernobyl so schon ausgeschlossen ist. Aber ich denke, auch das wird von dir sicherlich als unglaubwürdig dargestellt werden. Tztz, dabei bin ich noch nichtmal von der CDU bezahlt... Spaß beiseite, was ich dir sagen will ist, dass eine Studie, nur weil sie von einer dir nicht schmeckenden Partei angefertigt wurde, muss noch lange nicht unglaubwürdig sein. Im gegensatz zu ALLEN anderen Arten Energie zu erzeugen, ist Atomkraft mit sovielen Sicherheitseinrichtungen versehen, dass in Deutschland niemals etwas wie in Chernobyl passieren könnte, also ist deine Aussage, dass Atomkraftwerke "unsicher" sind (was ja eh mal definiert werden müsste) einfach nur pure Polemik. Überdenke bitte noch mal deine Meinung. Gruß --Ibram Gaunt Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Ibram Gaunt-2009-08-13T08:40:00.000Z-Wikiabg-2009-08-12T18:06:00.000Z11

Gerade weil die CDU diese Studie in Auftrag gegeben hat, ist die Studie so glaubwürdig. Außerdem weichst du vom Thema ab, ich hab hier nie mit Störfällen geredet, hier geht es um die Sicherheit eines Terrorangriffes und da sind die meisten deutschen Kernkraftwerke nicht sicher. Wikiabg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Wikiabg-2009-08-13T17:12:00.000Z-Einzelnachweis Nr.111

Sicher oder nicht sicher kann man so nicht sagen (POV). Aber dass sie sicherer und besser geschützt sind als ausländische (dickere Außenhülle, Containment etc.), sollte außer Frage stehen. -- Felix König ✉ ^Artikel _Portal Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Felix König-2009-08-13T18:08:00.000Z-Wikiabg-2009-08-13T17:12:00.000Z11

Es gibt einige Anlagen, die nicht sicherer sind als ausländische, deshalb wurde ja auch das Vernebelungs-Konzept eingeführt. --62.202.241.161 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.241.161-2009-10-12T04:08:00.000Z-Felix König-2009-08-13T18:08:00.000Z11

Das Folgende im Abschnitt "Wahrscheinlichkeit eines schweren Unfalls" ist kompletter Unsinn und muss entfernt werden:

"Allerdings bleiben in dieser Studie mehrere Aspekte unberücksichtigt. Sabotagemaßnahmen oder panikbedingte Fehlentscheidungen des Personals wie in Harrisburg fließen nicht in die Berechnungen ein. Auch bleiben unerwartete, da bis dahin übersehene physikalische Phänomene unberücksichtigt. Ein Beispiel dafür ist die massive Produktion von Wasserstoff aus einer chemischen Reaktion zwischen Wasserdampf und dem überhitzten Metall überhitzter Brennstäbe bei Kühlmittelverlust. Bis zum Unfall in Three Mile Island waren weltweit keine Einrichtungen vorgesehen, die die Vermischung dieses Wasserstoffs mit Umgebungsluft zu explosionsfähigem Knallgas verhindern."

Sabotagemaßnahmen werden durch Einzehlfehler abgedeckt und Fehlbedienung (sog. Handmaßnahmen) werden ebenso in einer PSA beachtet. Die GRS Studie welche 1989 veröffentlicht worden ist, gilt als völlig veraltet und nicht mehr relevant.

Im Gegensatz zum Zeitpunkt des Verfassens der GRS-Studie (Anfang 80er) gibt es heute ein gesichertes EXPERIMENTELLES Wissen zu sämtlichen möglichen Störfallabläufen und auch Kernschmelzszenarios. Es gibt keine übersehene Phänomene da man die Störfälle eins-zu-eins in Experimenten durchgeführt hat. Die Daraus gewonnen Erkenntnisse (und Nachrüstungen) haben dazu geführt dass die Kernschadenshäufigkeit in Deutschen Reaktoren bei 10^-7 /a liegt. --Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-10-09T09:19:00.000Z-Unsinn entfernt11

Hast Du eine Quelle für Deine Aussagen parat? Aus zwei Gründen: Erstens, weils mich selber interessiert, und zweitens, weil bei diesem sensiblen Thema unbelegte Aussagen ganz schnell revertiert werden (hast Du ja schon gemerkt ...). Die Aussage, dass in Tschernobyl bauartbedingt kein Americium und Curium gebrütet würde ist mutig / Quatsch und kann meiner Meinung nach ohne Beleg weg. Wo viel Plutonium ist und ausreichend thermische Neutronen rumfliegen, da ist nach einiger Zeit auch Americium und Curium.--HarryB Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-HarryB-2009-10-09T13:49:00.000Z-Dio1982-2009-10-09T09:19:00.000Z11

Es gibt den sog. PSA-Leitfaden, denn ich zum verrecken nicht online finden kann. Wurde im Bundesanzeiger Jahrgang 57 Ausgegeben am Donnerstag, dem 3. November, Nummer 207, Bekanntmachung des Leitfadens zur Durchführung der Sicherheitsüberprüfung gemäß §19a des Atomgesetzes - Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraffwerke in der Bundesrepublik Deutschland vom 30. August 2005. Das eine solche amtliche Veröffentlichung nicht online erhältlich ist ein Armutszeugnis für die BRD.

Der Leitfaden ist SEHR generell und oberflächlich, schreibt aber schon dort klar, dass Personenhandlungen genauso mittels Fehlerbäumen behandelt werden müssen. Ein Relevanter Ausschnitt aus dem Leitfaden:

4,7,7 Personalhandlungen

Die im Zuge eines Ereignisablaufes angeforderten Funktionen können auf verschiedene Weise von Personalhandlungen abhängen. Die Analyse von Personalhandlungen beinhaltet die ldentifizierung, Modellierung und probabilistische Bewertung von Handlungen des Betriebspersonals, die Auswirkungen auf Ereignisabläufe haben. Zur Bestimmung des Beitrag von Personalhandlungen in den Ereignisabläufen ist eine Analyse mit eigenständiger Methodik erforderlich. Für die Durchführung einer derartigen Analyse stehen zahlreiche Methoden zur Verfügung. Grundsätzlich sind Methoden zu bevorzugen, rlie bereits in atomrechtlichen Verfahren eingesetzt und begutachtet wurden, sofern diese dem geltenden Stand von Wissenschaft und Technik genügen. Die Wahl der leweiligen Methodik ist nachvollziehbar zu begründen. Dies gilt insbesondere für die Personalhandlungen, die sich in der Importanz- und Sensitivitätsanalyse als ergebnisbestimmend erwiesen haben.

Mehr Details gibt es im 300 Seiten starken "Methoden zur probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke"(BfS-SCHR-37/05) und die mehrere tausend Seiten Starke "Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke" (BfS-SCHR-38/05). Diese Texte sind leider nicht Online verfügbar und müssen beim BfS bestellt werden. Wieviel sowas kostet ... keine Ahnung. --Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-10-09T16:09:00.000Z-HarryB-2009-10-09T13:49:00.000Z11

Die Behauptung, es gäbe keine übersehenen Phänomene da man die Störfälle eins-zu-eins in Experimenten durchgeführt habe, ist doppelt falsch. Weder wurden Atomkraftwerke solchen Tests unterzogen, noch ist es erkenntnistheoretisch möglich, auszuschließen, dass man etwas übersehen hat. Schon gar nicht ist dies möglich, wenn man lediglich Teilsysteme einzeln experimentell untersucht. Die Wasserstoff erzeugende, exotherme Reaktion mit Zirkonium ist kein Unsinn, sondern ein reales Beispiel, wie gravierend sich übersehene Details auswirken können. Diesen Vorgang hätte man experimentell nur entdecken können, wenn man versuchsweise eine Kernschmelze herbei geführt hätte. Anders als bei Autos, die reihenweise den bekannten Crashtests unterzogen werden, gibt es solche Experimente im vollen Maßstab bei Kraftwerken nicht. Leider gibt es noch nicht einmal zu allen relevanten Teilaspekten realistische Experimente. So wurde beispielsweise nie mit realistischer Geometrie und Materieflüssen erprobt, ob das Abfackeln des Knallgases mit Hilfe der nachgerüststen Zündkerzen den gewünschten Erfolg hat. Anders als oben unterstellt, wird in den Unterlagen die Grundlage der Genehmigung des aktuellen Betriebs sind, nicht nachgewiesen dass falsche Bedienung keine Sicherheitsrisiken birgt. Es wird im Gegenteil, bei bestimmten Abläufen davon ausgegangen, dass das Personal zeitnah die laut Betriebsbuch vorgesehenen "anlageninternen Notfallmaßnahmen" ergreift. Ein Anlas, den genennten Abschnitt aus dem Artikel zu entfernen, besteht nicht.---<(kmk)>- Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-KaiMartin-2009-10-10T22:30:00.000Z-Unsinn entfernt11

Völlig richtig, kmk! Die kürzlichen kleinmassstäblichen (und dann hochgerechneten) französ. "Phébus"-Experimente zum Kernschmelzen haben zwar auch neue Erkenntnisse erbracht, aber im Sinne einer pessimistischeren Einschätzung als zuvor: Mehr volatiles Radio-Jod (d.h. weniger lösliches Cäsiumjodid), mehr explosiver Wasserstoff und eine niedrigere Schmelztemperatur des Kerns als zuvor angenommen waren etwa die Ergebnisse. Ausserdem ist die Aussage ganz oben völlig richtig, dass es vor TMI keinerlei Einrichtungen zur H2-Kontrolle gab, selbst nachher wurde (bis Tschernobyl) nur sehr zögerlich agiert! Das Personal hatte falsch gehandelt, allerdings nicht primär aus Panik, sondern weil sie schlecht ausgebildet waren und weil die technischen Hilfsmittel im Kontrollraum ungenügend waren >> "Unsinn" ist keiner und soll mit kleinen Korrekturen drin bleiben! --62.202.235.11 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.235.11-2009-10-11T18:19:00.000Z-KaiMartin-2009-10-10T22:30:00.000Z11

Sorry, aber ihr Beide redet einfach nur Unsinn:

http://www.nea.fr/html/general/press/96-15.html

Es gab in Russland eine ganze Reihe von repräsentativen Versuchen mit kompletten Reaktorgeometrien welche geschmolzen wurden. Die Phebus Experimente (und VIEEEEEELE andere) decken nur extreme Randbereiche dieser Experimente ab. Es geht aber bei dieser Diskussion um viel mehr als nur Kernschmelzen. Es gibt unzählige Experimente bzgl. Containment Strömungen während Störfallbedingungen (z.B. THAI und Vorläufer). Es gibt ettliche hunderte, wenn nicht sogar tausende Experimente bzgl. dem gesammten thermodynamischem System eines Reaktors unter Störfallbedingungen (UPTF, PKL, LOBI, LSTF etc...). Es gibt zehntausende Qualifikationstests und Experimente für Einzelkomponenten.

Dies ist alles Wissen was NICHT VORHANDEN WAR bei TMI.

Im Gegensatz zu TMI, wo man dachte: "Hah, ein GAU ist das schlimmste was passieren kann, und wir beherrschen dass. Eine Kernschmelze ist nur ein theoretisches Hirngespinnst", ist es heute Möglich bis runter auf die Minute genau vorherzusagen bei welchen Randbedingungen Kernschäden auftreten können und auch werden. Und mit einer Unsicherheit von +-15% kann man auch im Vorraus sagen wie schlimm der Schaden sein wird im Verlauf eines Kernschadens je nach Aktionen des Personals/Ausfall von Komponenten. Man hat auch genug Versuche, unter anderem in Lebensgröße, gefahren um genau zu wissen was alles passieren kann. Es gibt keine versteckten großen Phänomene mehr. Es gibt sogar schon heute in jedem Kraftwerk Systemsimulatoren welche die Schichtleiter im Falle eines Extremstörfalles benutzen können um Entscheidungen im Vorraus abschätzen zu können.

Im kleinen, wenn man also Störfallabläufe EXAKT modellieren will, gibt es immernoch Unsicherheiten. So gibt es z.B. besonders im Bereich der Containment-Strömungen einige Störfallbedingungen bei denen man sich nicht sicher ist wie es im sich Detail verhalten wird (Stichwort: Überhitzung der Kombinatoren möglich? Kondensation von Dampf und Erzeugung von Entzündbaren Gemischen in der Spätphase? Manche Aerosol Interaktionen der Störfallatmosphäre). Aber dies sind alles Unsicherheiten die heute Negativ in einer PSA berücksichtigt werden und eigentlich nur relevant sind für extreme Auslegungsüberschreitende Störfälle.

Der Absatz mit dem Unwissen ist zwar Fachlich richtig zum Zeitpunkt von TMI. Es ist aber in der Rubrik "Wahrscheinlichkeit eines Störfalles" völlig deplaziert und dient nur dem Schüren von Ängsten und dem Diskreditieren von 30 Jahren INTENSIVER Forschung. Es geht um den Aktuellen Stand von Forschung und Technik, nicht um den vor 30 Jahren. Vor 30 Jahren gab es ja neben dem Rassmussen Report (Der im Vergleich zu heute ein Stochern im Nebel war) noch nichtmal eine einzige PSA für ein Kernkraftwerk, was also TMI mit PSA's zu tun haben soll, soll mir mal einer erklären.--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-10-12T17:12:00.000Z-62.202.235.11-2009-10-11T18:19:00.000Z11

Nochwas an kmk:

Es wird im Gegenteil, bei bestimmten Abläufen davon ausgegangen, dass das Personal zeitnah die laut Betriebsbuch vorgesehenen "anlageninternen Notfallmaßnahmen" ergreift. Ein Anlas, den genennten Abschnitt aus dem Artikel zu entfernen, besteht nicht

Notfallmaßnahmen aus dem NHB (Notfallhandbuch) werden per Definition erst benötigt bei Störfällen der Sicherheitsebene 4. Dies sind Störfälle mit einer Eintrittwahrscheinlichkeit von weniger als 10-6. Bei den Störfällen der Sicherheitsebene 3 (Auslösendes Ereignis plus Systemfehler plus Systemreparaturfall) übernimmt der Reaktorschutz automatisch alle Schutzfunktionen in Deutschen Kernkraftwerken und die Schichtleiter gehen nur ihren Checklisten im BHB (Betriebshandbuch) nach ob denn der Reaktorschutz alles richtig auslößt. Wenn der Reaktor nach einer oder zwei Stunden in einen stabilen Zustand gebracht worden ist, übernimmt das Personal beim Überwachen des stabilen Zustandes.

Bei manchen ausländischen Anlagen muss das Personal während eines Störfalls der Sicherheitsebene 3 per Hand eingreifen. Bei Fehlbedienungen landet man automatisch in den Bereich der Sicherheitebene 4: Auslösendes Ereignis plus Systemfehler plus Systemreparaturfall plus sehr unwahrscheinliche Fehlbedienungen (Diese Handeingriffe werden in Simulatoren gedrillt). Sollte dies passiert sein, werden die Checklisten des BHB das Personal auf die Symtombedingte Notfallmaßmahme hinweisen um den Fehler zu korrigieren. Sollte dies nicht passieren hat man also schon den folgenden Stöfall: Auslösendes Ereignis plus Systemfehler plus Systemreparaturfall plus sehr unwahrscheinliche Fehlbedienungen plus unwahrscheinliche Fehlbedienung. Mit deiner Argumentation führst du selbst ins Absurde.

Im Gegensatz zu TMI, wo es nur ein weißes Blatt gab, gibt es heute symtombedingte Checklisten und Entscheidungsbäume welche alle Eventualitäten bis weit jenseits einer Kernschemlze abdecken. Irgendwo und irgendwie in der HEUTIGEN Sicherheitsdiskussion mit TMI zu kommen ist eine Demonstration des eigenen Unwissens.--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z-KaiMartin-2009-10-10T22:30:00.000Z11

Du scheinst ein Insider des Nuklear-Kuchens zu sein. Sieht ja in der Theorie alles wunderprächtig sicher aus. Aber du beweist mit deinen komplex verschlungenen Ausführungen gerade selber das, was kmk ebenfalls betonte: Ein Heer von Spezialisten hat in kleinen und kleinsten Teilbereichen Experimente durchgeführt, der Durchblick aufs Ganze ist damit umso unübersichtlicher geworden. Wie sollen das Schichtleiter, die in der Regel eine Fachhochschul-Ausbildung und on the job-Training sowie ganz überwiegend Erfahrung für den Normalbetrieb aufweisen, überblicken? Auch für die Unfall-Spezialisten des Meilers ist das Ueberraschungs-Moment und die Konfrontation mit der Unfall-Situation psychisch und v.a. kognitiv gewöhnungsbedürftig, es kann zu viel Zeit verstreichen. Noch problematischer wirds, wenn wie in Forsmark oder 2000 im Kernkraftwerk Indian Point (sofern mein Eintrag nicht gelöscht wurde), also in Störfall-Situationen, wo die neusten Erkenntnisse zugrundelagen (sic!), Kontrollraum-Anzeigen nicht zur Verfügung stehen. Der automatische Ablauf während 30 Minuten in deutschen Meilern ist ja gut und recht, ich sehe aber durchaus auch Vorteile, wenn Eingriffs-Möglichkeiten bestehen: Was bitte, wenn es Versager bei der Automatik gibt und das Personal nicht eingreifen kann??! P.S.: Von den ganannten russischen Versuchen hab ich noch nie was gehört, da verlass ich mich doch lieber auf die westlichen Phébus-Experimente! Zudem muss ich deine vieeeeeeelen Experimente klar relativieren. Es gab um Faktoren mehr Simulations-Berechnungen (denen ich ziemlich wenig Glaubwürdigkeit beimesse), weil nämlich die finanziellen Ressourcen für grössere Experimente klar begrenzt waren und sind --62.202.225.86 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.225.86-2009-10-13T10:31:00.000Z-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z11

Ergänzung:

* Zur HRA: Im Jahresbericht 1998 der HSK (heute ENSI) - er ist m.W. im Web abrufbar - ist eine HRA-Studie beschrieben, welche bezügl. Operateur-Handlungen von einer "Fehlerwahrscheinlichkeit zwei bis sechzehnnmal höher als die ursprünglichen Werte" spricht!

* Zu den Experimenten: Unter www.sciencedirect.com findest du das Vorwort zu einer Studie von B.R. Sehgal (KTH Stockholm), einem der bekanntesten AKW-Unfallforscher, wo er die Experimenten-Erfolge abfeiert, aber gleichzeitig relativiert: "However, some of the safety issues remain as chalenges, while some new ones have arisen". In praktisch jeder Studie bis heute ist zudem von verbleibenden beträchtlichen Unsicherheits-Margen die Rede!

Ferner noch folgendes zu den Experimenten: Viele Experimentatoren sind - ähnlich wie du auch - nicht unvoreingenommene Analysten. Weshalb sonst hat wohl der erwähnte Sehgal bei seinem kleinmassstäblichen Durchschmelz-Experiment eines Reaktorbehälters einen ohne untere Durchführungen genommen? Dies obwohl von der Metallurgie her klar ist, dass RDB, welche unten Durchführungen, etwa für Messkanäle, aufweisen, viel empfindlicher sind und wesentlich schneller durchgeschmolzen sind und obwohl diese Art von RDB weltweit bei Leichtwasser-Reaktoren deutlich am weitesten verbreitet sind!! Von einem ähnlich kümmerlichen Experiment-Ansatz habe ich kürzlich gelesen: Die Japaner haben an einem kleinen Forschungs-Reaktörchen wiederholt und schnell die Steuerstäbe ein- und ausgefahren und wollen doch damit tatsächlich belastbare Aussagen zu einer Kritikalitäts-Transiente ohne Schnellabschaltung (ATWS) bei einem Leistungs-AKW gewonnen haben....

Ich werde eventuell den Artikel vorne bei Gelegenheit einer Ueberarbeitung unterziehen --62.202.240.156 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.240.156-2009-10-15T10:36:00.000Z-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z11

Sorry, aber was sie betreiben ist schlicht und ergreifend astroturfing. Sie reißen Einzelaussaugen aus dem Kontext herraus und verstehen die wissenschaftliche Formulierungen nicht und interpretieren diese falsch. Natürlich gibt es immer Unsicherheiten solange nicht jeder Reaktor mit allen theoretisch möglichen Störfällen gefahren (und zerstört) wird. Diese wird es immer geben. Es geht darum wie groß diese Unsicherheiten sind, und diese sind heutzutages extrem gering, eben wegen der extrem guten experimentellen Basis.

Der Störfall in Fosmark von 2000 ist da z.B. ein wunderbares Beispiel. Der Reaktorschutz hat die Aufgabe der Sicherheit des Reaktors übernommen und deswegen hatten die Schichtleiter die Hände frei um ihre graue Zellen zu bemühen um den Störfall zu beenden. Sie konnten die Situation analysieren und den Fehler finden (Schutzschalter wurden fehlerhafterweise ausgelöst) und den Fehler beheben. Durch das entriegeln der Schutzschalter konnten dann die verbleibenden Notdiesel vom Reaktorschutz gestartet werden und der Störfall war damit beendet.

Ich muss mal wirklich diese Seite komplett überarbeiten, sie ist ein komplett konfuses Durcheinander--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-10-20T12:47:00.000Z-62.202.240.156-2009-10-15T10:36:00.000Z11

Die experimentelle Basis ist nicht "extrem gut", ich bleibe da beharrlich auf meinem Standpunkt, der auf langjährigen intensiven Recherchen beruht und auch von kmk überzeugend dargelegt wird. Weshalb wohl werden keine PSA im Detail veröffentlicht? Wegen der riesigen Unsicherheit darin und auch vieler methodischer Fehlerhaftigkeiten, die man verbergen will. Diese Zahlen sind schlicht falsch und deutlich verharmlosend, das wurde auch schon von bekannten Fach-Persönlichkeiten formuliert (siehe z.B. [1], eine auch von der NRC anerkannte wiss.-kritische Fachorg., die auf S. 12/13 die PSA kritisiert, etwa die starke Abhängigkeit der NRC von den Resultaten der tendenziell interessen-orientierten Betreiber-PSA). Für die noch rechtzeitig beherrschten, bald unzähligen sog. Vorläufer-Störfälle (die zu Unfällen hätten führen können), war zum einen zwar die Redundanz-Konzeption der Anlagen, zum anderen aber auch einiges an Glück erforderlich. Zudem würde mich noch ein bisschen konkreter interessieren, welche Zusammenhänge ich falsch verstehe oder interpretiere. Ich hab mich nicht so sehr um Einzelbegriffe gekümmert, wie sie ja wohl auch "astrosurfing" schreiben wollten und "2006" bei Forsmark... "Metallurgie" ist vielleicht nicht hochpräzise, aber es verstehen alle, was gemeint ist; mit "psychisch" in Abgrenzung zu "kognitiv" ist selbstverständlich "emotional" gemeint. Bei der HRA ist überhaupt nichts aus dem Kontext gerissen, es ging um die "Neubewertung der Fehlerwahrscheinlichkeiten ausgewählter Operateurhandlungen im Rahmen einer PSA eines Schweizer KKW". Aber mit diesen Disqualifizierungen meiner Person lenken sie ja ohnehin nur vom Wesentlichen ab! --62.202.233.94 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.233.94-2009-10-25T10:08:00.000Z-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z11

Ergänzung zur PSA:

Kernschadens-Wahrscheinlichkeit für US-AKW Sequoyah: 1984 9E-5; 1987 1E-4

Kernschadens-Wahrscheinlichkeit für US-AKW Grand Gulf: 1984 8,3E-6; 1987 2,8E-5

Woher stammen wohl diese plötzlichen Häufigkeits-Erhöhungen? Aus tiefschürfenden wissenschaftlichen Analysen oder vom Tschernobyl-Schockeffekt 1986....?

--62.202.226.14 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.226.14-2009-10-28T06:33:00.000Z-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z11

Und noch ein - kürzlich gefundenes - Beispiel:

W. Kölzer (oder ev. Koelzer), Hof-Physiker des Forschungszentrums Karlsruhe (FZK), schreibt in Knol Google über die Strahlen-Folgen von Hiroshima und Nagasaki. Er betrachtet dabei sämtliche Krebs-Todesfälle der durch die zwei Bomben bestrahlten Opfer bis ins Jahr 2000 und kommt dabei zum Schluss, dass es (nur!) rund 500 mehr (auf etwas mehr als 10'000 Krebs-Tote) waren als in einer nicht künstlich bestrahlten, gleich grossen Vergleichs-Population. Er unterschlägt dabei - wohl ganz bewusst - die Lebenserwartung der beiden Populationen, wo bei korrekt gewählten Parametern wohl mit Sicherheit ein deutlich tieferer Durchschnitt bei den Bomben-Opfern resultiert! Auch so kann man AKW-Unfallfolgen verharmlosen...--62.202.229.137 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.229.137-2009-11-09T10:56:00.000Z-Dio1982-2009-10-12T17:38:00.000Z11

Mister 62.202.233.94, Sie erzählen einfach nur unhaltsamen unwissenschaftlichen Unsinn.

Zu den US-PSA Werten. Eine PSA zu erstellen dauert ca. 3-4 Jahre. Die von ihnen Zitierten PSA Werte stammen übrigends von was völlig anderem ab, nämlich der Risiko-informierten Aufsicht durch die NRC, welche sog. "precurser-events" auf ihre Relevanz für Kernschäden bewertet. Wenn Sie wollen, können Sie alles bei der NRC bis ins kleinste Detail nachlesen. Sowas kennt die geistig zurückgebliebene Deutsche "Atomaufsicht" garnicht.

Es werden keine PSA in Deutschland veröffentlicht weil die Deutschen Aufsichtsbehörden das Uhrheberrecht darüber verfügen. Ebenso befinden sich oft darin Betrachtungen welche relevant wären für terroristische Angriffe, und diese unterliegen leider der Geheimhaltung. Und eine Quantifizierung des Risikos ist das letzte was diese rein politische Organisationen wollen. Ein diffuses Gefährdungspotenzial herbeizubeschwören ist wesentlich effektiver politisch auszunutzen als langweilige Wahrheiten. Betreiber wie auch TÜV wollen veröffentlichen, dürfen aber nicht. Die Aufsichtsböhrden dürften, wollen aber nicht aus politischen Gründen.

Zu den Zusammenhängen: Sie kapieren noch nicht mal IM ANSATZ was Sicherheit in Kernkraftwerken bedeutet und wie diese erreicht wird. Sie kapieren noch nichtmal IM ANSATZ den wissenschaftlichen Hintergrund und Sie können noch nichtmal im IM ANSATZ das wissenschaftliche Netz dahinter verstehen.

Sie faseln irgendwas von Unsicherheiten von extremen Detailfragen bei Kernschmelzszenarios und wollen dies plötzlich auf alles Andere extrapolieren, wo Sie noch nichtmal ansatzweise wissen was das alles ist!!? Kernschmelzszenarien sind abartig extreme Ergeignisse wo viel schiefgehen muss bevor diese passieren. In einer üblichen ca. 1600 Seiten starken PSÜ (Periodische Sicherheitsüberprüfung) werden nur ca. 10 Seiten überhaupt diesen bedacht. Eben weil die Unsicherheiten sehr groß sind. Alle anderen 1590 Seiten sind ihr Unwissen. Die Kernschmelzen stellen einen irrelevant kleinen Beitrag zur Sicherheitsbetrachtung eines Kernkraftwerkes dar. Deswegen ist z.B. der EPR oder AP1000 nicht erheblich viel besser als eine moderne Konvoi-Anlage in den PSA-Werten.

Weiterhin, wo gibt es denn bitte Unsicherheiten bei einer Stufe I PSA (Der Pfad bis zum erreichen einer Kernschmelze)? Nennen Sie doch bitte nur EINE! Selbst wenn man NICHTS über Krenschmelzen wissen würde, höher als dieser Wert kann es nicht werden! Die ganze Kernschmelzdiskussion dient nur dazu diesen PSA Wert realistischen Betrachtungen und Kernschmelzprogessionen zu unterwerfen. Sowas nennt man eine Stufe II PSA. Damit fängt man mit heutigem Wissen nochmals ca. 50-70% der Kernschmelzszenarios auf.

Zu den Hiroschima/Nagasaki Unfallopfern. Ich kenne mich mit der Thematik nicht wahnsinnig gut aus, aber auch hier gibt es eine Wahnsinnige Differez zwischen der öffentlichen Wahrnehmung und der objektiven wissenschaftlichen Wahrheit. Dumme Öko-Aktivisten kapieren noch nicht mal im Ansatz Epidemologische Betrachtungen und das wissenschaftliche Prinzip. Die von Experten prognostizierten Opferzahlen stellen immer das theoretische Maximum der Opferzahlen dar. Zu erwarten wären eigentlich wesentlich weniger, meist ein hunderstel der Fälle, aber wegen des wissenschaftlichen Anspruchs kann man nur das theoretische Maximum ansetzen.--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2009-11-12T16:37:00.000Z-KaiMartin-2009-10-10T22:30:00.000Z11

a) Ich kenne mich in der NRC-Dokumentation bestens aus, ferner auch bei OSTI-DOE, OECD-NEA, usf.

b) Die von mir genannten US-Beispiele aus den 80er Jahren beziehen sich klar auf TEILrevidierte PSA (in den USA PRA oder "Probabilistic Risk Assessment" genannt), wie aus meinen Angaben klar ersichtlich ist (die sind rel. schnell bearbeitet). Ich habe jedenfalls noch NIE gesehen, dass in PSA der Sicherheits-Level zurückbuchstabiert wurde, mit zwei Ausnahmen: nach TMI und nach Tschernnobyl...!!

c) Lächerlich ist ihre Behauptung, es gebe in den PSA-Sufe-1-Analysen keine Unsicherheiten: Für die Wahrscheinlichkeit des Ausfalles eines bestimmten Pumpen-Typs etwa werden empirische Hochfahr- und Dauerbetriebs-Versuche unternommen und der statistische Ausfall-Mittelwert wird in die PSA eingetragen. Das heisst aber IN KEINSTER WEISE, dass diese Pumpe im Ernstfall nicht im statistischen Streubereich, d.h. GANZ ERHEBLICH FRüHER, versagen kann!

d) Zudem finde ich v.a. eine ihrer im übrigen ziemlich theoretischen Bemerkungen äusserst interessant: "EBEN WEIL DIE UNSICHERHEITEN SEHR GROSS SIND". Damit bekräftigen sie also eindrücklich meine frühere Argumentation und widerlegen ihre eigene....

e) Ferner mache ich sie darauf aufmerksam, dass ich diese Diskussion bei der nächsten persönlichen Beleidigung ihrerseits sofort abbreche. Solche Aeusserungen dokumentieren ausser ihrer eigenen Verunsicherung überhaupt nichts!

--62.202.227.34 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.227.34-2009-11-15T14:55:00.000Z-Dio1982-2009-11-12T16:37:00.000Z11

Im Abschnitt "Wasserstoffabbau" ist dargestellt, daß aus Wasser und Zirkonium bei hohen Temperaturen H2 entsteht. Bei welchem Unfallszenario tritt diese Reaktion ein? Ist ein Bruch im Primärkreislauf Voraussetzung? Kann sich H2 im Reaktordruckbehälter ansammeln und zu einer Explosion führen? Weitere Ausführungen dazu wären hilfreich--Borishollas Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Borishollas-2009-12-16T23:04:00.000Z-Wasserstoffabbau11.

Ist bei allen Unfallszenarien mit Kernschaden ein Problem; also auch beim Station Blackout, wie er beinahe zum Beispiel in Forsmark (sehr bekannt, dank eines Insider-Whistleblowers), Dampierre, Maanshan, Indian Point (alle sehr unbekannt, und alle nach dem Jahr 1999!) eingetreten ist. Sogar beim GAU mit funktionierender Notkühlung, dem limitierender Unfall, der noch als innerhalb der Auslegung gesehen wird, wird eine gewisse, i.d.R. noch beherrschbare Menge frei. Das Problem ist nicht die Ansammlung im Reaktorbehälter, sondern im Containment, das durch eine H2-Explosion ein Leck in die Umgebung erhalten könnte. Gruss --62.202.236.63 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.236.63-2009-12-20T12:50:00.000Z-Borishollas-2009-12-16T23:04:00.000Z11

Warum ist die Ansammlung im Reaktorbehälter nicht das Problem, wäre eine H2-Explosion im Reaktorbehälter beherrschbar? Befinden sich die Töpfer-Kerzen im Druckbehälter oder im Containment?--Borishollas Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z-Wasserstoffabbau11

Bei einer massiven H2-Bildung ist davon auszugehen, dass der Reaktor-Druckbehälter seine Integrität verloren hat. Daher sind die Rekombinatoren (es gibt auch andere als die "Töpfer-Kerzen") im Containment angeordnet. Gruss --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2010-01-07T15:18:00.000Z-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z11

Und deshalb sind Kernkraftwerke heute mit Wasserstoffrekombinatoren (katalytische Verbrennung) ausgestattet, damit dieses Szenario nicht zum Super-GAU führt. Gruss --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2009-12-21T12:59:00.000Z-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z11

Steht schon alles im Artikel unter Töpfer-Kerze. Gruß -- Dr.cueppers - Disk. Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dr.cueppers-2009-12-21T13:04:00.000Z-E-Zwerg-2009-12-21T12:59:00.000Z11

Die Reks wirken nur sehr langsam, ausgerechnet kürzerfristig (kurze Evakuations-Möglichkeit für die Bevölkerung!) besteht trotzdem ein Risiko. Zudem kann die Ueberhitzung eines Reks als Zünder für eine Explosion wirken. Einmal abgesehen davon, dass noch längst nicht alle KKW weltweit Anti-H2-Massnahmen besitzen... --62.202.234.154 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.234.154-2009-12-23T01:20:00.000Z-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z11

Letztere Aussage kann bezweifelt werden, da die IAEA in ihren Standard Sicherheits Dokumenten immer auf die Vermeidung von zündfähigen H2-Ansammlungen hinweist: [2] Gruss--E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2009-12-23T08:22:00.000Z-62.202.234.154-2009-12-23T01:20:00.000Z11

Wenn du dich dokumentierst (z.B. nrc.gov), siehst du, dass es so ist. In den USA etwa hat fast kein einziger DWR (Ausnahme: 8 von rund 70 DWR mit einem sehr schwachen "Ice Condenser"-Containment) eine H2-Vorsorge, weil vor allem aufgrund der beherrschten Explosion bei TMI (einziges existierendes 1:1-'Experiment'...) pauschal davon ausgegangen wird, dass das immer so klappt. Gruss --62.202.227.44 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.227.44-2009-12-24T00:43:00.000Z-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z11

Du unterscheidest hier nicht zwischen Volldruck-Containment und Containment mit Druckabbau, mit sogenannten Eis-Kondensatoren oder anderen Kondensatoren. TMI war zwar ein Volldruck-Containment, leider aber nicht für eine Wasserstoff-Explosion ausgelegt. --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2010-01-07T15:22:00.000Z-62.202.227.44-2009-12-24T00:43:00.000Z11

Also: Bei den Ice Condensers haben die Amis aufgrund deren schwacher Konzeption H2-Massnahmen installiert. Bei den anderen ca 60 DWR haben sie keinerlei H2-Vorsorge. Das wollte ich sagen und das ist auch Fakt. Die deutschen DWR haben Volldruck-Containments, sind also mit den 60 zu vergleichen. Volldruck-Containments beziehen sich aber sowieso nur auf den GAU und bieten keine Gewähr für Beherrschung von H2-Detonationen; bei TMI war die explodierte H2-Menge deutlich nicht die max. mögliche --62.202.223.65 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.223.65-2010-01-10T11:05:00.000Z-Borishollas-2009-12-29T20:20:00.000Z11

Ich sehe hier, wie immer wenn es um Kernkraft in Deutschland geht, mehrere Falschaussagen.

H2 entsteht im Reaktorkern aufgrund der exothermischen Wasser-Zirkonoxidation. Diese tritt auf bei Hüllrohrtemperaturen (gemeint ist die äußere Oberfläche der Brennstäbe) oberhalb von 700°C. Diese Temperaturen können bei extrem schweren Störfällen auftreten.

Es gibt mehrere theoretische Möglichkeiten, dass dies Auftritt, aber bei allen ist gemeinsam dass das Schutzziel "Ausreichende Kühlung der Brennelemente" verletzt wird. Dies kann nur passieren wenn der Wasserstand im Reaktorkern so niedrig ist, dass die Brennelemente zu mehr als 70% freigelegt sind (Beim SWR sogar 90%). Der sog. 2F-Bruch ist der einzige Auslegungsstörfall bei dem geringe Mengen an H2 entstehen könnten. Damit größere Mengen H2 entstehen können, braucht man, wie schon gesagt, einen extremen Auslegungs- überschreitenden Störfall der unweigerlich in eine Kernschmelze mündet.

Da es quasi unendlich viele Möglichkeiten für den Ort eines Primärlecks gibt (ohne diesen könnte der Wasserstand nicht so niedrig sein), wie auch unendlich viele Möglichkeiten wie schnell der Kern Wasser verliert und welche Sicherheitssysteme funktionieren oder nicht, und welche Notfallmaßnahmen funktionieren oder nicht, ist es wissenschaftlich unmöglich einen Nachweiß des Beherrschens einer H2 Freisetzung zu erbringen. Dazu müsste man jede der unendlich vielen möglichen Konfigurationen einzeln nachrechnen.

Fakt ist, dass wenn man den zur Verfügung stehenden Zirkon als Bemessungsgrundlage benutzt, es ohne weiteres möglich ist eine entzündbare Wasserdampf/Luft/H2 Konzentration zu erreichen. Fakt ist aber auch wiederum, dass dies kein zwingendes Ereignis ist eines Auslegungs-Überschreitenden Störfalles ist. Fakt ist aber auch, dass bei den meisten Katastrophen der Ebene 4c nur ein kleiner Prozentsatz des Zirkons überhaupt oxidieren wird. Fakt ist auch, dass bei den meisten Störfällen wo große Mengen an H2 entstehen, dass H2 in sofort entzündlichen Konzentrationen austritt. Es würde nur harmlos abfackeln.

Ähnlich verhält es sich mit einem langsamen ansteigen der LOKALEN H2 Konzentration in entzündungsfähige Gemische. Wenn ein kleiner Bereich des Containments dies erreicht, dann findet ein Entzünden des H2s dort lokal statt und das meiste H2 im Containment wird verbrannt. Ähnlich zu TMI. Dies stellt den "Normalfall" ohne Rekombinatoren dar. Das Überhitzen eines Reks und eine verfrühte Entzündung des H2 Gemisches ist übrigens hier im Normalfall förderlich.

Es gibt nun einige Sonderfälle, z.B. wenn über eine sehr lange Zeit der Wasserdampfanteil im Containment sich so verändert dass die Wasserdampf/Luft/H2 Konzentration in einen entzündungsfähigen Zustand wandert, dann könnte unter gewissen Szenarios (Bei denen man gar nicht weiß ob sie realistisch sind) eine ausreichend starke Explosion erfolgen, dass das manche Containments zerstören könnte.

Es gibt ansonsten noch weitere schwelende Streiterei ob denn die Platzierung und/oder Anzahl der Rekombinatoren ausreichend ist. Neben der grundsätzlichen Frage "Ausreichend für was?" gibt es hier einiges an internationaler Aktivität in der Forschung.

Die NRC befolgt, zu Recht, den Ansatz dass die meisten theoretisch möglichen H2 Gemische die in einem Störfall entstehen können frühzeitig abfackeln (Deflagration) werden und nicht das Containment in Frage stellen. So was nennt man eine Risiko-Informierte Aufsicht, etwas was im Rückständigen Deutschland mit allen Mitteln von den politischen Lagern versucht wird zu verhindern. Die Meisten US Containments für DWRs sind für Überdrücke von ungefähr 5bar konzipiert worden. In Deutschland sind diese vom Volumen her WESENTLICH größer und für 7+bar konzipiert. Konvois können sogar die Detonation eines stoichiometrischen H2 Gemisches mit ausreichender Sicherheit standhalten.--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2010-02-08T17:10:00.000Z-Wasserstoffabbau11

Ich bin mit dem oberen Teil der Ausführungen weitgehend einverstanden. Du umgehst aber den Umstand, dass bei TMI eine stattliche Detonation stattfand, und dies bei nur telweise runtergeschmolzenem Kern. Offen bleibt, welche Kräfte dort bei einem vollständigen Meltdown auf den SB gewirkt hätten! Für deutsche DWR tabuisiert du natürlich, dass diese viel stärker kompartementiert, also in kleinere Räume unterteilt sind als bei den Amis. Das begünstigt die gefährlichen verdämmten Explosionen! Ausserdem haben Experimente ergeben, dass Stahlcontainments schneller versagen als die drüben üblichen Spannbeton-Konstruktionen. Die RSK war sich schon im klaren, weshalb sie Rekombinatoren fordert... (die im übrigen bei einem frühen H2-Aufbau etwa bei Station Blackout v.a. wieder wegen möglicher verdämmter Detonationen in Kompartementen zu träge reagieren könnten!) --62.202.235.77 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.235.77-2010-02-14T09:18:00.000Z-Dio1982-2010-02-08T17:10:00.000Z11

In TMI oxidierte ungefähr 50% des Zirkons, bei einer maximal möglichen Kernschmelze wäre das theoretische Limit so bei 70% (Werte aus der Hüfte geschossen, ich könnte die genaueren Werte ausgraben, aber das würde etliche Stunden in Anspruch nehmen).

Ja, es stimmt dass in Deutschen Anlagen sämtliche Primärkreis-Großkomponenten von einem Splitterschutz plus Biologischem Schild umgeben sind. Dieser Splitterschutz ist gegen die direkten Strahlkräfte eines 150bar Lecks oder gegen frei-schlagende Leitungen (durch die reaktiven Strahlkräfte des Lecks) ausgelegt. Eine stoichiometrische H2 Detonation ist ein laues Lüftchen dagegen. Die Zerstörungsgewalt von einem mit 150bar Druckunterschied herauskatapultiertem Wasser/Dampf Leckstrahl sind für einen normalen Menschen einfach nicht vorstellbar. Das H2 kann ohne Probleme innerhalb dieser Räume detonieren, notfalls werden halt die Türen (Auslegungsgemäß!) aus den Bolzen geschert. Der Splitterschutz ist gegen viel, viel schlimmeres ausgelegt.

Die RSK hat den Einbau der Reks vorgeschrieben da sie offensichtlich sicherheitsgerichtet sind. Für die meisten Fälle verhindern diese ein Überschreiten der Entzündungskonzentration im SICHERHEITSBEHÄLTER (aka Containment). Detonationen innerhalb der Splitterschutzkompartments spielen keine Rolle. Und für den Fall dass diese nicht ausreichen, reduzieren sie erheblich die Menge des freigesetzten H2, und dadurch wird die potenziell zur Verfügung stehende Energie für eine Explosion erheblich reduziert. In 99,9% der Fälle reduzieren die Reks die Wahrscheinlichkeit von einem Bersten des Sicherheitsbehälters erheblich. In den Fällen wo sie nicht helfen, ist eh schon alles zu spät und sie machen die Situation nicht merklich schlimmer.--Dio1982 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-Dio1982-2010-02-19T14:27:00.000Z-62.202.235.77-2010-02-14T09:18:00.000Z11

TMI: "etliche Stunden" ist nicht korrekt, sofern - gem. offiziellem Konzept - eine nachträgliche Schmelze-Kühlung durchgeführt wird. Und von nur 70 % habe ich noch nie was gehört

D: Ich meine nicht den Bioschild- oder PKL-Bereich (Splitterschutz), welcher selbstredend der damaligen Basis-Auslegung für GAU entspricht. Es erstaunt mich, dass du den Begriff Kompartemente nicht zu kennen scheinst: Das sind sämtliche räumliche Unteteilungen des SB ausserhalb des Bioschilds und ausserhalb des Bereichs der Primärleitungen. Die sind in den meisten Fällen nicht mit Türen abgeschlossen, sond. durch Oeffnungen vonein. getrennt, sodass H2 ungehindert einströmen kann und in SB-nahen Bereichen drin blockiert werden kann. Im übrigen erinnere ich an andere Phänomene wie etwa der Verwirbelung an Hindernissen (z.B. Druckspeicher), welche ebenfalls die Zünd-Wahrscheinlichkeit auch in frühen Phasen trotz Reks heraufsetzt oder an DDT ("Deflagration-to-Detonation-Transition"). Dass die ganze H2-Problematik (inkl. Verdämmung) innerhalb der GAU-Auslegung abgedeckt sei, hab ich noch in keinem offiziellen Dokument dazu gesehen. "99,9 %": Nö,nö... --62.202.228.103 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.228.103-2010-02-21T10:44:00.000Z-Dio1982-2010-02-08T17:10:00.000Z11

Sorry, aber der Begriff Kompartimente kommt beim Kernreaktor-Bau wirklich nicht vor! Bitte mal eine verlässliche Quelle angeben. Gruss --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2010-03-17T11:00:00.000Z-62.202.228.103-2010-02-21T10:44:00.000Z11

Die beschriebenen technischen Parameter in der Patentschrift [3] zu den Rekombinatoren lesen sich plausibel zu dem von 62.202.228.103 aufgezeigten Störfall-Szenario. Gruss --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2010-03-17T11:12:00.000Z-62.202.228.103-2010-02-21T10:44:00.000Z11

Danke für Aeusserung 2. Aeusserung 1: Ich spreche von KompartEmenten, mehr findest du in englischsprachigen Dokus, da auch z.B. GRS-Studien primär so daherkommen, als compartments, die gibts nach meinem Wissensstand, den ich mir in vorherigen Jahren aneignete, zu Hauf. Gruss --62.202.236.97 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.236.97-2010-03-21T09:34:00.000Z-Dio1982-2010-02-08T17:10:00.000Z11

Habe zur Wasserstoff-Problematik eine sehr umfassende europäische Studie gefunden, leider nur in Englisch: [4]

Das Wort Compartments habe ich in der englischsprachigen Fachliteratur jetzt auch gefunden. Leider lassen die Textstellen keinen eindeutigen Befund über die Bedeutung dieser Einbauten für die Wasserstoff-Problematik zu, da sowohl komplette U-Boot-Sektionen incl. Reaktor, die auch bei Forschungsreaktoren im Einsatz sind, so bezeichnet werden, als auch die Einbauten in einem RBMK-Reaktor, der ja bekanntlich kein Containment besitzt. Ich denke, in einem Containment sollten diese Einbauten zur Wasserstoffsammlung keine Bedeutung haben. Gruss --E-Zwerg Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-E-Zwerg-2010-04-09T14:22:00.000Z-62.202.236.97-2010-03-21T09:34:00.000Z11

Frag mal bei der GRS an, es ist 100 % so, dass beim KWU-DWR vor allen Dingen wegen den K. und wegen Verwirbelung an Hindernissen mit mögl. Selbstzündung Reks installiert wurden. Die werden dir zwar sagen, das sei mit den Reks im Griff. Ich verfüge aber über Infos, dass durch verdämmte Detonationen in K. Drücke gösser 50 bar entstehen, und (andere Studie) dass dies wegen zu langsamer Funktion im Anfangsstadium ins Auge gehen könnte. Zudem sagt selbst die GRS, dass es Unsicherheiten bzgl. Zündwahrscheinlichkeit gibt. Die Quellen verrat ich nicht, da ich derzeit an einem Buch über AKW-Risiken arbeite (wer mitverlegen möchte, kann gern hier seine Mail-Adresse - oder Spam-/Hacker-frei: Tel.-Nr. - hinterlassen). Gruss --62.202.223.125 Diskussion:Sicherheit von Kernkraftwerken/Archiv/2009#c-62.202.223.125-2010-04-11T07:50:00.000Z-Dio1982-2010-02-08T17:10:00.000Z11