Als Kühlmittelverluststörfall (englisch loss of coolant accident, LOCA) wird in der Kerntechnik ein Störfall bezeichnet, bei dem durch ein Leck Kühlmittel aus dem Kühlkreislauf des Kernreaktors austritt.
Auslegungsstörfall
Ein angenommener großer Kühlmittelverluststörfall ist in der Regel Basis für die Auslegung der Nachwärmeabfuhr- und Notkühlsysteme sowie des Sicherheitsbehälters eines Kernreaktors. Dabei wird der Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung unterstellt, und zwar in der gefährlichsten denkbaren Weise, nämlich so, dass beide Bruchenden vollständig offen sind und dem Kühlmittel damit das Doppelte des Leitungsquerschnitts zum Austritt zur Verfügung steht.
Der Auslegungsstörfall wird im allgemeinen Sprachgebrauch als Größter Anzunehmender Unfall (GAU) bezeichnet, also als der schwerste Unfall, dessen Eintrittswahrscheinlichkeit hoch genug ist, dass gegen ihn Vorkehrungen getroffen werden müssen.
Super-GAU bezeichnet einen noch schwereren Unfall, dessen Eintrittswahrscheinlichkeit aber so klein ist, dass Vorkehrungen nicht nötig erscheinen und nicht getroffen werden. Dazu gibt es in den Genehmigungsverfahren keine Vorgaben und somit auch keine Modellannahmen. Tritt ein Super-GAU ein, liegen nur Einschätzungen zum Systemverhalten und Erfahrungswerte aus bisherigen Ereignissen vor.
Neueres Konzept
Eine neuere Sicherheits-„Philosophie“ betrachtet die bisherigen Annahmen aus mehreren Gründen als überholt:
- zum einen als unzureichend wegen der größeren Eintrittswahrscheinlichkeiten kleinerer LOCAs, die sich – wie beim Three Mile Island-Unfall – bis hin zu Kernschmelz-Unfällen weiterentwickeln;
- zum anderen als überhöht gegenüber dem Konzept der sogenannten Basissicherheit von Hauptkühlmittel-Leitungen (HKL). Diese werden wegen verbesserter Prüfmöglichkeiten sowie aufgrund des Leck-vor-Bruch-Prinzips als basissicher angesehen, d. h. die Wahrscheinlichkeit eines Hauptkühlmittelleitungsbruchs wird als äußerst gering eingestuft.
- Zweifel an diesem für den Errichter neuer und den Betreiber bestehender Kernkraftwerke günstigeren Konzept kamen allerdings 2008 auf, als im Kernkraftwerk Wolf Creek (USA) Risse an sog. Mischnähten entdeckt wurden, die laut Berechnungen binnen 1,9 bis 2,6 Jahren zu einem Leck und praktisch gleichzeitig zum Abriss der Hauptkühlmittelleitung führen würden (ENSI (ehem. HSK), Erfahrungs- und Forschungsbericht 2008);
- zum dritten als unzureichend wegen der Eintrittswahrscheinlichkeit von Störungen in der Energiezufuhr,
Beherrschung von Kühlmittelverluststörfällen
Zur Beherrschung von Kühlmittelverluststörfällen haben Kernkraftwerke verschiedene konstruktive Eigenschaften und Einrichtungen. Am Beispiel eines Druckwasserreaktors, wie er in vielen deutschen Kernkraftwerken in Betrieb ist, lässt sich der Ablauf der Gegenmaßnahmen bei einem solchen Störfall durch die folgenden vier Phasen beschreiben. Diese werden der Reihe nach eingeleitet, falls das Austreten des Kühlmittels nicht schon bis zum jeweiligen Zeitpunkt beendet ist. Das aus dem Leck austretende Wasser sammelt sich am Boden des Sicherheitsbehälters und bildet unter dem Druckbehälter im Containment den so genannten Sumpf.
- Druckentlastung: Durch das Leck strömt das Kühlmittel als Wasser-Dampf-Gemisch in den Sicherheitsbehälter. Der Druck im Primärkreislauf fällt ab. Der Reaktor wird durch das Sicherheitssystem automatisch abgeschaltet.
- Druckspeichereinspeisung: Der Druck im Primärkreislauf ist hinreichend abgesunken. Unter Vordruck stehende Wasserspeicher fluten dann automatisch den Reaktorkern. Die heißen Brennelemente (siehe Nachzerfallswärme) werden dadurch weiterhin gekühlt.
- Kernflutung: Bevor die Druckspeicher leer sind, beginnt die weitere Kühlung des Reaktorkerns aus den Flutbehältern. Hoher Wasserdruck ist bei erfolgreich verringerter Temperatur der Brennelemente nicht mehr nötig. Wegen eintretender Verdampfung muss jedoch nicht nur das Kühlmittel umgewälzt, sondern auch ergänzt werden.
- Sumpfkreislauf: Wenn die Flutbehälter entleert sind, wird automatisch auf Umwälzbetrieb umgeschaltet. Nachkühlpumpen fördern das Wasser fortdauernd aus dem Sumpf über Nachwärmekühler in den Primärkreislauf zurück.
Siehe auch
- Auslegungsstörfall
- Brennelement
- Dampfblasenkoeffizient
- Katastrophenschutz
- Kühlmittel
- Liste der Unfälle in kerntechnischen Anlagen
- Moderator
- Sicherheit von Kernkraftwerken
- Stratifikation (Medizin)
- Triage