„Der Unfall in Tschernobyl –Erklärungen und Folgen“
K. Kugeler, I. Tragsdorf, N. Pöppe
Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und –technikder RWTH Aachen
Institut für Sicherheitsforschung und Reaktortechnik des Forschungszentrums
Vortrag bei der DPG, 15.03.06 Heidelberg
Inhalt des Vortrags• Überblick über den Unfall und seine Folgen
• Aufbau von RBMK-Anlagen
• Verläufe von Leistung, Reaktivität, Brennstofftemperatur
• Erklärungen zum neutronischen Geschehen
(positiver Voidkoeffizient, nukleare Exkursion)
• Erklärungen zum energetischen Geschehen
(Wärme aus der Exkursion, Wasserstoffreaktion, Grafitbrand)
• Zerstörungen an der Anlage
(Verbleib des Coriums, Spaltstoffverteilung, Sarkophag)
• Kontamination von Gebieten
• Verbesserungen bei laufenden RBMK-Anlagen
• Anforderungen an eine zukünftige katastrophenfreie Kerntechnik
2
Überblick über Unfall und Folgen• Bei einem Experiment kam es aufgrund eines positiven
Reaktivitätskoeffizienten zu einer starken nuklearen Exkursion.
• Der Reaktor wurde durch Kernschmelzen, Bildung großer Wasser-stoffmengen und anschließenden Grafitbrand vollständig zerstört.
• Große Mengen an Spaltprodukten und -stoffen wurden in die Umwelt freigesetzt. Durch den starken Auftrieb kam es zur Verteilung von Radioaktivität bis nach Westeuropa.
• Große Landflächen wurden kontaminiert.
• Viele Menschen mussten evakuiert und später umgesiedelt werden.
• Es gab Soforttote und Menschen, die an den Spätfolgen gestorben sind.
• Um die zerstörte Anlage wurde ein Sarkophag gebaut, der auch heute noch eine sehr unvollkommene Lösung darstellt.
• Der materielle Schaden und die Auswirkungen auf die Akzeptanz derKernenergie waren verheerend.
3
Brennelemente des RBMK-Reaktoren
3644
2036
4410
030 3644
Grafit UO2 H2O
4
Coreaufbau von RBMK-Reaktoren
Kühlmitteleintritt
Druckrohr(Zirkonium - Niob)
Brennelemente (2)
Grafitquader
Dampf/Wasser -Austritt
5
Reaktorgebäude von RBMK-Anlagen
BetonstrukturReaktorhalle Reaktor
Hauptkühl-mittel-pumpe
Dampf-abscheiderHauptkühl-
mittelsammler
Druck-kammern
Kondensations-kammern
Wasservorlage
6
Prinzipschaltung der RBMK-Anlagen
Hauptkühlmittelpumpe (4)
Druck-rohre(1693) Brenn-
elementGrafit-block
Dampfabscheider(je 2)
zurKondensations-
kammer
Turbine (2)Generator (2)
Kondensator
Kondensatpumpen
Speisewasserbehältermit Entgaser (4)
Speisewasserpumpen (5)
7
Ablauf des Unfallgeschehens
• Versuch: Weiterlauf eines Generators zur Eigenbedarfsdeckung
• Reduktion des Kühlwasserstroms (P0th ≈ 7%) führte zur erhöhten
Dampfbildung in Druckrohren
• Wegen des positiven Dampfblasenkoeffizienten erfolgte eine Leistungssteigerung → Faktor 100
• Reaktorschnellabschaltung von Hand war praktisch unwirksam für die Exkursion
• hohe Leistung erzeugte hohe Brennstofftemperaturen →Schmelzen
• durch Reaktion von Zirkaloy und Dampf wurde Wasserstoff erzeugte → Explosion
• Grafit wurde aufgeheizt, geriet in Brand → starker Auftrieb von radioaktiven Stoffen in die Atmosphäre
8
Kritikalität eines Reaktors
1Peff
LA
P LA
RkR R
R R R
= =+
= +
verzögerteNeutronen0,65%, (β)
prompteNeutronen99,35%, (1-β) Bremsung Diffusion
Zerfall von Isotopen mit n-Emission
RP
RPRL
RA
Reaktor
RA
RL
10 s-12 10 s-5 10 s-4
~10 s
~ ~
9
Reaktorverhalten bei Reaktivitätsänderungen
eff
eff
k -1=
kρ
P/P0
t
1
ρ > 0, ρ > βprompt überkritisch(verzögerte Neutoren sindnicht mehr wirksam)
ρ = 0 stationärer Betrieb
ρ > 0, ρ < βLaständerungen, Anfahren
ρ < 0 Abschalten
β = 0,65% für 235U (0,22% für 239Pu)
0 exp , , Neutronenlebensdauert P llρφ φ φ⎛ ⎞
⎜ ⎟⎝ ⎠
≈ ⋅ ⋅ ≈ =10
prompte nukleare Transiente (mit neg. Rückkop.)
11
Pmax
t
T(t)ρ(t)
P(t)
∆Tmax
( )
0 0
0
0 0
1,
1 ,
i i
ti i
xdn ndt l T l
dP P P P t dt bdt T l M c l M c
ρ ρ± Γ ⋅ ∆= ⋅ =
Γ Γ′ ′= ⋅ ± ⋅ ⋅ ⋅ =⋅ ⋅ ⋅ ⋅∫
max 20
max0
1 1
1 1
PT b
TT b M
≈ ⋅
∆ ≈ ⋅⋅
Leistung vor und während des Unfallsth
erm
ische
Lei
stun
g
Zeit
0.00 6.00 12.00 18.00 0.0025.4.86
200
1000
1600
30003200
2000
MW
26.4.86
ther
misc
he L
eist
ung
Zeit
1.23 1.23:15 1.23:30 1.23:4526.4.86
200
1000
3000
2000
MW
Turbinen-schnell-abschaltung
Reaktor-schnell-abschaltungvon Hand
150 000 MW
12
Prompte nukleare Exkursionen
ρ
t
ρ0
Reaktivität des Cores
eingebrachteReaktivität
ρ
t
ρ0
eingebrachteReaktivität
t
1
t
1
t
TSchmelz
t
TBmax
PP0
PP0
TB
TB
TB0
TB0neg.
Feedback
ohne bzw. mit positiver Rückkopplung
mit negativer Rückkopplung13
Voideffekt – Erklärung
2( ) ( ) ( )
*( ) ( )
Normalbetrieb
Störfall Kühlmittelverlust
1
1Peff
A A A L
Peff
A A L
P f A a
Rk
R H O R C R B R
Rk
R C R B R
R dE dV R dE dVν φ φ
=+ + +
=+ +
= ⋅Σ ⋅ ⋅ ⋅ = Σ ⋅ ⋅ ⋅
=
>
∫∫ ∫∫
H2O UO2 C
2,4% Anreicherung2% Anreicherung
0 5 10 15 20 25 30Abbrand [MWd/kg]
0,8
1,2
1,6
2,0
2,4
2,8
3,2
Vol
lrea
ktiv
itäts
koef
fizie
nt x
102
Vol
.-%
14
Voideffekt bei DWR und RBMK-Reaktoren
DWR
UO2
VH2O
VH2O/VUO2
VUO2
H2O
RBMK
H2O
C
k∞
VH2O/VUO2
k∞
positiver Voideffektbei Kühlmittelverlust
negativer Voideffektbei Kühlmittelverlust
UO2
15
16
Simulation des UnfallablaufsReaktivität und Leistung
Zeit (s)
Lei
stun
g (in
% d
er A
usle
gung
slei
stun
g)
Rea
ktiv
ität (
10-3
%) 6000
4000
2000
1000
0
2000
1600
1200
800
400
0
-400
-800
--6 -4 -2 0 1 2 3 4 5 6 7
0
20
40
60
80
100
Notabschaltungausgelöst
Leistung
Leistung
Reaktivität
Lei
stun
g (in
% d
er A
usle
gung
slei
stun
g)
Überblick über Phasen beim Unfallablauf
1
1 s
P/P0
t
60
1 s
TB
TS
TB0
t 100 s
mH2 mC
5.104
m3
104 st t
∆mBeton
105 s t
NukleareExkursion
Brennstoff-aufheizung
+Schmelzen
Wasser-stoff-
bildung+
Explosion
Grafit-auf-
heizung+
Abbrand
Coriumheizungdurch
Nachwärme+
Durchschmelzendurch Anlage
1 2 3 4
17
18Nukleare Exkursion und Schmelzen des Brennstoffs
Energiefreisetzung beim Unfall (1. Phase)
ZrUO2
t > 1s
t = 0
11
71
0
7 51
Zeitdauer: 1
Energie: ( ) 30 3000 1 9 10
Folge: /( ) 9 10 /(10 0, 35 )
2600 , 2850
Brennstoff geschmolzen
B
B
s
E P t dt MW s kJ
kJT E M c kJ kgkgK
T K Ts C
ττ ≈
= ⋅ ⋅ ≈ ⋅
∆ = ⋅ ≈ ⋅ ⋅
∆ ≈ = °
∫
Ts= 2850°C
TB0
t1 s
TB
19Bildung von Wasserstoff und Explosion
Energiefreisetzung beim Unfall (2. Phase)
TZr mH2
t100 s
2
2
*2 2
82
2
2 2 2
32
2
5 10 )
Zeitdauer: 100
Reaktion bei H -Bildung: 2 2 586
(1 0,5 , 1,5 /Explosion des H -Luft-Gemisches(Explosion: 4...75%, Detonation:13...60%)
( ) 3,
ZrZr
u H
m H kJ
skJZr H O ZrO Hmol
E kgZr m H kWh kg
E H H m
τ
+
= ⋅∆ = ⋅
≈
+ → +
→
= ⋅ = 34 3 854 5 10 6,4 10kWh
m m kJ⋅ ⋅ = ⋅
0 exp Cr rk T
⎛ ⎞= ⋅ −⎜ ⎟⋅⎝ ⎠
Aufheizung des Grafits und Grafitbrand
Energiefreisetzung beim Unfall (3. Phase)
Grafit
O2 TZTB
mH2∆mc
t1 s 100 s 104 s
'2 2
8 6
103
Zeitdauer: Tage3Grafitaufheizung: ( ) /( )
Annahme: 6 10 10 0, 6 1000
Reaktionsrate mit Luft bei 1000°C: 1% /Verbrennungsenergie: ( ) 3 10Folge des Brandes: s
C C C
C
u C
T E E M ckJT kJ kg KkgKh
E H C M kJ
τ
ε
≈
∆ ≈ + ⋅ ⋅
⎛ ⎞∆ ≈ ⋅ ⋅ ≈⎜ ⎟⎝ ⎠
≈
= ⋅ ≈ ⋅
tarker Auftrieb
0 exp Cr rk T
′⎛ ⎞= ⋅ −⎜ ⎟⋅⎝ ⎠
20
21
( )
( ) ( )
0,2
84
0
Zeitdauer: TageNachwärme: ( ) 0,06
Energiebilanz für Corium: ( )
Energiebilanz für Beton: * ,
Energie: ( ) 1,5 10u
N th
COCO CO N CO Beton
BB B B u CO B
N
P t P tdT
m c P t A T Tdt
dTm C q A T T q k T T
dt
E P t dt kJτ
α
α
−= ⋅ ⋅
⋅ ⋅ = − ⋅ ⋅ −
′′ ′′⋅ ⋅ = − ⋅ ⋅ − ≈ −
= ≈ ⋅∫
& &
Betonzerstörung: / 1 / Tags t m∆ ∆ ≈
Nachwärmeproduktion im geschmolzenen UO2 und Durch-schmelzen des Coriums durch Bodenstrukturen der Anlage
Energiefreisetzung beim Unfall (4. Phase)
Corium
Beton TBeton
TCorium
t
T
Übersicht über Energiefreisetzung
Phase Kennzeichungder Phase
Energie-menge Ei
(kJ)
charakt. Zeitdauer Folgen
1 Nukleare Exkursion 108 1 s
Schmelzen des Brennstoffs und des
Zirkaloy
2Zirkaloy/Dampf-reaktion + H2-
Explosion109 100 s
Wasserstoffbildung aus Zirkaloy
Explosionsenergie
3Grafit/LuftReaktion
3·1010 105 s Grafitaufheizung Abbrand
4 Wechselwirkung Corium Beton
1,5·108 105 sDurchschmelzen des
Coriums durch Strukturen
22
Unfallfolgen
23
• vollkommene Zerstörung der Anlage – Bau eines Einschlusses (Sarkophag): Einsatz von 200 000 Menschen
• Freisetzung großer Mengen an Radioaktivität: 100% Edelgase, 50% 131Jod, 33% 137Cäsium, 5% Uran + Plutonium
• Soforttote: offizielle Angabe 32Spättote (z. B. unter Liquidatoren): Schätzung 2000 - 5000Evakuierung von ≈ 300 000 Menschen
• dauerhafte Umsiedlung von ~350 000 Menschen
• Verteilung der Radioaktivität bis nach Westeuropa (<1% Erhöhung der Belastung)
• Hoher materieller Schaden durch Landverlust, Verlust an Infrastruktur, Industrie, Privateigentum (einige 100 Mrd. €)
• weitgehender Verlust der Akzeptanz der Kernenergie in mehreren Ländern, so auch in Deutschland, obwohl RBMK nicht vergleichbar mit LWR
Langzeitkontamination von Ländern
• Jahresdosis (Direktbestrahlung)
• 3000 km2
• 10 000 km2
• hinzu kommen Dosen durch Ingestion und Inhalation sowie Beiträge anderer Isotope:90Sr (28 a), 239Pu (24400 a) usw.
• Umsiedlung notwendig
00 10 20 km
> 110 kBq/m2
40 - 110 kBq/m2
Ukrain
30-km-Zone
Polesskoje
OvruchPaseka
KievReservoir
Antonov
Elsk
Weißrußland
R. Pripiat
R. Dnieper
Bragin
Hoiniki
Tolstey LesPripiat
1 /D mSV a>
Beispiel: 137Cs, Eγ = 0,6 MeV, T1/2 = 30 a
21 /
180Zerfall Sv a
cmµ
2 ,110 kBqm
σ >
2 ,40 kBqm
σ >
3 /0,D mSV a>
24
Übersicht über den Sarkophag
UO2-Inventar:Kleindispergierter Staub, Bruchstücke, erstarrte Lava, gelöstes Uran in Wasser
Gesamtmasse UO2: 190 t
Schätzwerte zum Verbleibdes Brennstoffes:
• Bereich unter Reaktor≈ 75 t U
• Abklingbecken ≈ 20 t U
• Korridor für Dampfverteiler≈ 25 t U
• Kondensationsbecken ≈ 10 t U
• freigesetzt in die Umwelt: ≈ 10 t U + PuO2
25
Ausbreitung von geschmolzenem Material
Elefantenfuß26
Ausbreitung von geschmolzenem Material
ElefantenfußLava in Räumen unterhalb des zerstörten Reaktors27
Heutiger Zustand der Anlage (Sarkophag)
ElefantenfußLava in Räumen unterhalb des zerstörten Reaktors
Instabiler Reaktordeckel(ca.1000 t) drohtReaktorwände und -boden zuzerschlagen
Zur Eindämmung der Katastropheaufgeschüttete Betonschicht hatRisse
Geschmolzener Reaktorkern:Hitze (200°C) und Strahlungmachen Betonwände spröde
Boden unter demReaktorkern ist brüchig
Betonschutzhülle = "Sarkophag"Dachkonstruktion nicht regendicht
28
Verbesserungen bei RBMK-Anlagen • Verringerung des Wertes des positiven Voideffekts→ Zusätzliche feste Absorberstäbe im Kern (80 Stück), dadurch bedingt Erhöhung der Anreicherung von 2 auf 2,4%;jetzt statt + 5 β nur noch ~ + 1 β für Voidkoeffizient
• Beseitigung des „positiven Abschalteffektes (Reduktion der Wassermenge im unteren Kernbereich durch geänderte Stabkonstruktion)
• Begrenzung des Reaktivitätszufuhr bei Kühlmittelverlust im Kühlkreislauf für die Steuerstäbe (Steuerstäbe sind wassergefüllt: Kühlmittelverlust bedeutet positive Reaktivität; Reduktion des Wasserinventars)
• Einbau eines schnellen Abschaltsystems (Verkürzung der Einfahrzeit bei einem Teil der Stäbe auf ≈ 2 s)
• Verbesserungen bei der Kernüberwachung und im Reaktorschutzsystem
29
Anforderungen an kerntechnische Anlagen
• positive Reaktivitätskoeffizienten müssen unbedingt vermieden werden: Ausschluss prompter Exkursion sicherstellen
• ausgeprägte Sicherheitskultur notwendig, Unabhängigkeit von Genehmigern, Gutachtern und Betreibern gewährleisten
• Vorkehrungen gegen Unfälle und Unfallfolgen treffen Interventionssysteme vorhalten, Evakuierungen üben
• zukünftig: katastrophenfreie Kerntechnik realisieren →keine katastrophalen Freisetzungen möglich bei inhärent sicheren Systemen
30
Konzepte der Katastrophenfreien Kerntechnik
innere
absehbareäussere
nichtabsehbare
äussere
es werdenkeine Stör-falleignisseausgeschlossen
Brennelementeund Reaktorsystembleiben intakt
keine Kernschmelzedurch Versagen derNachwärmeabfuhr
keine Kernzerstörungdurch nukleareExkursionen
keine Kernzerstörungdurch Korrosionseffekte
keine schnelle Druck-entlastung desPrimärkreises
praktischkeine
Freisetzungaus den BE und
aus derAnlage
keineKatastrophalenFreisetzungmöglich
keineunzulässigeBelastung derUmwelt
Störfallursachen Folgen für Anlage
keine Soforttoten
keine Evakuierungen
keine Spättoten
keine unzul. Land-kontamination
keine Einschrän-kung der Produktionvon Lebensmitteln
UnfallfolgenradiologischeFolgen
31
Konzept der katastrophenfreien Kerntechnik Betriebsabfälleaus Reaktoren
WAA usw.
RadioaktiveReststoffe
Struktur-materialien
(Zr, C, Stahl)
Spaltstoffe235U, 239Pu
(T1/2 > 24 000 a)
Aktiniden(Np, Cm, Am)
SpaltprodukteCs, J, Zr, Tc
(T1/2 ≈ 106 a)
~4 kg/ t U~10 kg/ t U∼10 kg/ t U
Spaltprodukte137Cs, 90Sr(T1/2 ≈ 30 a)
heute:MOX
im LWR
Verpackenfür t →∞ in
keramischenSystemen
Verpackenfür 1000 ain Stahl-behältern
Zukunft:Spalten ininhärentsicherenRektoren
Kondition.+ Endlagerfür 1000 a
Abtrennen,transmutieren
+ Reste ver-packen in
keramischenSystemen
Reinigen, (C) + verpacken
für 1000 a
~9 kg/ t U
32
