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Kernenergie

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Kernenergie oder Atomenergie bezeichnet die Anwendung von Kernreaktionen sowohl im zivilen Bereich (meist Stromerzeugung) als auch bei Kernwaffen. Es wird die durch Spaltung des Atomkerns oder die Verschmelzung (Fusion) von Atomkernen frei werdende Energie genutzt. Bei der Stromerzeugung wir die Kernspaltung im Kernkraftwerk betrieben. Es werden aber auch Forschungen auf dem Gebiet der Kernfusion zur Entwicklung von Kernfusionsreaktoren durchgeführt.


Einleitung

Im Fall der Kernspaltung (Kernfission) wird Energie aus der Spaltung großer Atomkerne freigesetzt. Der entgegengesetzte Fall, nämlich die Verschmelzung von Atomkernen, die sogenannte Kernfusion, kann ebenfalls unter bestimmten Voraussetzungen Energie freisetzen. Der Begriff Kernenergie wird für beide Formen der Energiefreisetzung benutzt. Beim Spalten großer Atomkerne oder Verschmelzen kleiner Atomkerne wird Masse in Energie umgewandelt. Auch wenn der Massenverlust dabei relativ gering ist, wird dennoch, entsprechend der Einsteinschen Formel vergleichsweise viel Energie freigesetzt.

Man versteht unter Kernkraft bzw. Atomkraft die zivile Anwendung von Kernreaktionen zur Stromerzeugung, während Kernenergie sowohl die zivile Anwendung als auch Kernwaffen bezeichnet.

Kraftwerke zur Energieerzeugung durch Kernspaltung wurden zuerst von den Betreibern als Atomkraftwerke, abgekürzt AKW, bezeichnet. Der Begriff Kernkraft (oder Kernenergie) selber wurde in den 60er Jahren von Kernkraftwerksbetreibern eingeführt, die argumentierten, dass die Spaltung des Kerns den wesentlichen energieliefernden Prozess darstellt. Da der Begriff Atomkraftwerk aber Assoziationen mit Atombombe birgt und in der Öffentlichkeit auf die Gefahren der Atomkraft erst Ende der 60er hingewiesen wurde, wird vermutet, dass die Kernkraftwerksbetreiber den Begriff Kernenergie als eine werbewirksame Bezeichnung benutzten, und auch heute verwenden. Der Begriff Atomkraft wird von den Betreibern gemieden.

In der Wissenschaft wird meistens der Begriff Kernenergie verwandt, das deutsche Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit verwendet auf den Seiten seines Internetportals meist den Begriff Atomkraft (Stand 2005).

Anwendungsmöglichkeiten

Länder die Kernkraftwerke in Betrieb haben

Die wichtigste Anwendung der Kernenergie ist die Stromerzeugung in Kernkraftwerken, abgekürzt KKW. Es waren im Jahr 2004 439 AKW in 31 verschiedenen Ländern in Betrieb. Der Anteil der Atomenergie an der weltweiten Energieerzeugung betrug 1998 6,5% (UNDP). Der Atomstromanteil an der weltweiten Stromerzeugung betrug im Jahr 2002 16% (IAEA). Den höchsten Anteil an Atomstrom haben Litauen mit 80% (IAEA 2003) und Frankreich mit fast 78% (IAEA 2003). In der Schweiz waren 5 AKW in Betrieb und in Österreich ist weder ein AKW in Betrieb noch in Bau (stand 2004).

Daneben wird sie auch noch in Forschungsreaktoren zur Erzeugung künstlicher radioaktiver Isotope genutzt. Die radioaktiven Isotope werden in der Medizin bei bestimmten Krebserkrankungen genutzt. Auch in der Technik z.B. Messtechnik werden radioaktive Isotope eingesetzt.

Eine weitere Anwendung ist der Kernenergieantrieb von Schiffen, Fahrzeugen und Fluggeräten. Die Entwicklung der letzten beiden Anwendungen sind über Konzepte und Prototypen nicht herausgekommen.

Auch für Atombomben wurden zahlreiche nichtmilitärische Anwendungen im Rahmen des "Projekts Plowshare" untersucht, dann aber wegen der radioaktiven Verseuchung wieder verworfen. Die Sowjetunion hatte weniger Bedenken, und legte mit Hilfe von Atombomben Wasserspeicher an und nutzte unterirdische Atombombenexplosionen, um brennende Ölquellen zu löschen und um die Förderleistung von Erdgasfeldern zu steigern.

Eine weitere denkbare nichtmilitärische Anwendung von Atombomben ist die Abwehr großer Meteoriten, die auf die Erde zu stürzen drohen und die Bahnmanipulation kleinerer Asteroiden.

Anwendung in Deutschland

In Deutschland sind 17 AKW in Betrieb (Stand 2005). In den letzten jahren wurden bereits 2 AKW (Stade und Obrigheim) vom Netz genommen. Die nächsten Stilllegungen sollen nach dem Plan zum Atomausstieg 2008 erfolgen (Biblis A und Neckarwestheim 1). Die in Deutschland betriebenen Kernkraftwerke decken seit Ende der 80er Jahre knapp ein Drittel des Deutschen Stromverbrauchs (laut IAEA im Jahr 2003 28,1%). Im internationalen Vergleich belegen die deutschen Reaktoren seit Jahren stets mehrere Plätze unter den 10 weltweit produktivsten Anlagen (Strommenge pro Jahr).

Brennstoff und Transport

Die Verwendung des Begriffes "Brennen", im Zusammenhang mit der Kernenergie ('Brennstab', 'Brennelement' usw.), ist irreführend. Keines der hierbei verwendeten Materialien unterliegt einem Verbrennungsprozess (Oxidation) im eigentlichen Sinne oder unterstützt einen solchen.

Bei der Kernspaltung wird meist Uran in einigen Fällen aber auch Plutonium genutzt. Uran besteht in der Natur aus 2 Isotopen: Zu 0,7 % aus U-235 und zu 99,3 % aus U-238. In thermischen Reaktoren ist im Wesentlichen nur das U-235 ausnutzbar. Beschränkt man sich auf sie, ist der Energieinhalt der weltweiten abbauwürdigen Uranvorkommen etwa gleich groß wie der der Erdölvorkommen.

In Schnellen Brütern kann (im Wesentlichen über die Umwandlung in Plutonium) aber auch das U-238 ausgenutzt werden. Setzt man diese ein, reichen die Kernbrennstoffvorräte für Jahrtausende (die wesentlich bessere Ausnutzung des Urans erhöht nicht nur dessen nutzbaren Energieinhalt, sondern erlaubt auch die Nutzung von Uranvorkommen mit wesentlich höheren Gewinnungskosten).

Für abgenutzte (umgangssprachlich auch 'abgebrannte'), hoch radioaktive Brennelemente gibt es in (West-) Europa spezielle Transport- und Lagerbehälter, beispielsweise die Castor-Behälter oder die TN-Behälter für die Transporte in die Wiederaufarbeitungsanlagen in Sellafield (Großbritannien) und La Hague (Frankreich).

Reaktortypen

Die bei einer Kernspaltung entstehenden Neutronen haben eine hohe Geschwindigkeit. Werden diese direkt zum Auslösen weiterer Spaltungen herangezogen, spricht man von einem „schnellen Reaktor“ (z. B. einem „Schnellen Brüter“). Werden die Neutronen vorher abgebremst (wodurch die Wahrscheinlichkeit, einen Atomkern des Kernbrennstoffes zu spalten, erhöht wird), spricht man von einem „thermischen Reaktor“ (weil die Abbremsung der Neutronen bis ins Gleichgewicht mit der Temperaturbewegung der Atomkerne erfolgt). Das zum Abbremsen der Neutronen verwendete Material heißt „Moderator“.

  • Leichtwasserreaktor (LWR): Als Reaktorkühlmittel wird hier leichtes Wasser verwendet, welches das in der Natur am häufigsten vorkommende Wasser ist, gebildet mit dem leichten Wasserstoff-Isotop 1H. Das leichte Wasser dient gleichzeitig als Moderator. Als Brennstoff geeignet ist angereichertes Uran mit einem U-235-Massenanteil zwischen etwa 1,5 und 6 Prozent. Der LWR wird ausgeführt als
    • Druckwasserreaktor (DWR): Das Reaktorkühlmittel transportiert die Kernspaltungswärme in einem geschlossenen Kreislauf, dem Primärkreislauf, zu einem Dampferzeuger, mit dem der Dampf zum Antrieb der Turbinen in einem sekundären Kreislauf erzeugt wird. Dieser Sekundärkreislauf ist nicht mehr Teil des Kontrollbereichs. Der EPR (European Pressurized Reactor), der derzeit in Finnland gebaut wird, ist ein solcher Druckwasserreaktor.
    • Siedewasserreaktor (SWR): Das Reaktorkühlmittel wird im Reaktordruckbehälter verdampft und direkt den Turbinen zugeführt. Der gesamte Wasser-Dampfkreislauf ist damit Teil des Kontrollbereichs.

Im störungsfreien Betrieb verlässt das Reaktorkühlmittel das Containment, eine druckdichte Stahlkugel, des DWR nicht, im SWR dagegen gelangt es bis in die Turbinen und Kondensatoren des Wasser-Dampfkreislaufs.

  • Schwerwasserreaktor (HWR): Schweres Wasser (D2O) als Reaktorkühlmittel wird mit schwerem Wasserstoff, dem Deuterium, gebildet, das Neutronen schlechter absorbiert. Deshalb kann als Brennstoff Natur-Uran mit einem Massenanteil an U-235 von etwa 0,7 Prozent verwendet werden.
  • Flüssigmetall gekühlter Brutreaktor (Schneller Brüter): Der Brutreaktor erzeugt während des Betriebs spaltbares Plutonium aus dem Uran und ermöglicht dadurch eine um 60 Prozent höhere Brennstoffausnutzung. Flüssiges Metall (z.B. Natrium), das Neutronen nicht abbremst ("moderiert"), wird als Reaktorkühlmittel eingesetzt und erzeugt über einen Wärmetauscher den Dampf für die Turbinen.


Derzeit wird ein neuer Reaktortyp, das Rubbiatron, entwickelt, mit dem langlebige radioaktive Stoffe in kurzlebige Isotope (Halbwertszeiten: maximal einige Jahre) umgewandelt werden sollen.

Beim Rubbiatron handelt es sich um einen passiven Reaktor-Typ, der von Außen angeregt (gepulst) wird. Man benötigt dazu einen Teilchen-Beschleuniger (Zyklotron).

Zwischen- und Endlager

Derzeit (stand 2005) gibt es weltweit, kein genehmigtes Endlager für hoch radioaktive Abfälle. Zurzeit (stand 2005) gibt es in Deutschland 5 genehmigte Zwischenlager für hoch radioaktive Abfälle. Zudem sind ab Mitte 2005 alle Transporte von abgebrannten Brennelementen zur Wiederaufarbeitung verboten. Aus diesen Gründen werden für die deutschen Kernkraftwerke derzeit neue Zwischenlager gebaut, in die ab Mitte 2005 die abgebrannten Brennelemente eingelagert werden. Die schwach und mittel radioaktiven Abfälle werden derzeit in verschiedenen anderen Zwischenlagern in ganz Deutschland gelagert.

Als Endlager werden insbesondere Salzstöcke (beispielsweise Gorleben) erwogen, wo hunderte Meter Salz und Deckgestein für einen sicheren Einschluss sorgen könnten. Die tatsächliche Stabilität solcher geologischen Formationen für den notwendigen jahrhundertelangen Einschluss ist allerdings unter Geologen umstritten. Von Befürwortern wird eingewandt, das Beispiel eines natürlichen Kernreaktors in Oklo (Gabun, Westafrika) zeige, dass die Migration der Spaltstoffe über Jahrmillionen zu vernachlässigen sei und keine Bedrohung für die Menschheit darstelle.


Die Sicherheit von Kernkraftwerken

Problem und Lösungsansatz

Beim Betrieb von Kernkraftwerken entstehen große Mengen radioaktiver Stoffe, ganz überwiegend als Spaltprodukte im Inneren der Brennelemente. Das Risiko von Kernkraftwerken besteht im Wesentlichen im möglichen Austritt dieser radioaktiven Stoffe in die Umgebung. Einen solchen Austritt möglichst zu verhindern, war von Anfang an das Ziel der sicherheitstechnischen Entwicklung von Kernkraftwerken. Dabei geht man von der Erkenntnis aus, dass ein gravierendes Versagen von technischen Einrichtungen nicht rein zufällig eintritt, sondern aufgrund einer Kette von Ursachen und Wirkungen. Sind diese Wirkungsketten bekannt, können sie gezielt unterbrochen werden. Wird ein solches Unterbrechen mehrfach und mit voneinander unabhängigen Maßnahmen vorgesehen, kann man insgesamt eine sehr hohe Sicherheit erreichen, da Fehler in einzelnen Schritten durch Funktionieren der anderen Schritte aufgefangen werden können. Dabei ist es gleichgültig, ob diese Fehler auf ein Versagen von Komponenten oder Systemen („technische Fehler“) oder auf Fehlhandlungen von Menschen („Bedienungsfehler“, „menschliche Fehler“) zurückzuführen sind. Man spricht von einem „mehrstufigen, fehlerverzeihenden Sicherheitskonzept“.

Dieser Ansatz wird bei Kernkraftwerken grundsätzlich weltweit verfolgt. Wie erfolgreich er ist, hängt allerdings ganz wesentlich davon ab, wie er umgesetzt wird. Im Folgenden wird das systematische Vorgehen bei modernen, westlichen Leichtwasserreaktoren beschrieben. Vor allem bei Reaktoren aus dem früheren Ostblock liegen zum Teil deutlich andere Verhältnisse vor.

Mehrstufiges, fehlerverzeihendes Sicherheitskonzept

Ausgangspunkt des Sicherheitskonzeptes der westlichen Leichtwasserreaktoren ist der Einschluss der radioaktiven Materialien in mehrfachen, ineinander geschachtelten Barrieren (Mehrbarrierenkonzept) und die Gewährleistung der ausreichenden Integrität und Funktion der Barrieren durch ein System gestaffelter Maßnahmen (Konzept der Sicherheitsebenen). Dabei kommt immer wieder der gleiche Grundgedanke zum Tragen: Versagen die Schutzmaßnahmen in einer Ebene, soll dieses Versagen durch Schutzmaßnahmen auf der nächsten Ebene aufgefangen werden. Nur wenn die Maßnahmen auf allen Ebenen versagen, wird eine Barriere zerstört oder umgangen. Und wenn eine Barriere versagt, aus welchem Grund auch immer, soll die Störung durch die anderen Barrieren aufgefangen werden. Nur wenn alle Barrieren versagen, kann es zum Austritt größerer Mengen radioaktiver Stoffe kommen.

Ergänzt wird dieses Konzept noch durch vier weitere Grundsätze bzw. Maßnahmen:

  • Den Grundsatz, bei der Qualität von Barrieren und deren Schutzmaßnahmen keine Kompromisse infolge des Vorhandenseins weiterer Barrieren und Sicherheitsebenen einzugehen. Erreicht wird dieses unter anderem durch Einhalten der „Auslegungsprinzipien für Sicherheitseinrichtungen“.
  • Den Grundsatz, trotz hoher Qualität ein (technisches oder menschliches) Versagen grundsätzlich zu unterstellen und entsprechende Auffangmaßnahmen vorzusehen.
  • Die Konstruktion des Reaktorkernes so, dass sich ein selbststabilisierendes Verhalten der Kettgenreaktion und damit der Leistungserzeugung ergibt (negative Rückkopplung, „inhärente Stabilität“; diese dient insbesondere auch zur Entkopplung der einzelnen Sicherheitsebenen).
  • Schließlich wird das gesamte Sicherheitskonzept noch durch probabilistische Sicherheitsanalysen auf Wirksamkeit und Ausgewogenheit überprüft.

In westlichen Kernkraftwerken wurden in bisher rund 10 000 Reaktorbetriebsjahren insgesamt über 40 000 Milliarden kWh Strom erzeugt. Dabei ist es zu keinem einzigen Unfall mit gravierenden radiologischen Auswirkungen auf die Bevölkerung in der (nähern und weiteren) Umgebung gekommen. Das zugrunde gelegte Sicherheitskonzept hat sich als äußerst robust erwiesen.

Das Barrierenkonzept

In westlichen Leichtwasserreaktoren gibt es sechs Barrieren zum Zurückhalten der radioaktiven Stoffe:

  • Das Kristallgitter des Brennstoffes
Bei den Kernspaltungen in einem Reaktor entstehen die Spaltprodukte gewissermaßen als Fremdatome im Kristallgitter des Urandioxids. Solange dieses intakt bleibt, werden sie (außer den gasförmigen Spaltprodukten, das sind aber nur ca. 5 %) sehr zuverlässig im Kristallgitter zurückgehalten.
Das Urandioxid wird zu Tabletten gepresst, in etwa fingerdicke Rohre aus Zircaloy (Festigkeitseigenschaften ähnlich wie Stahl) eingefüllt und diese Rohre werden dann oben und unten gasdicht verschweißt. Solange alle Schweißnähte dicht sind und auch sonst kein Loch in einem Hüllrohr auftritt, halten die Hüllrohre alle Spaltprodukte in ihrem Inneren sicher zurück.
Der Reaktordruckbehälter besteht aus einem ca. 20 bis 25 cm dicken Spezialstahl. Zusammen mit den anschließenden Rohrleitungen bildet er ein geschlossenes Kühlsystem, in dem auch eventuell aus den Hüllrohren austretende Spaltprodukte eingeschlossen sind.
Dieser dient vor allem der Abschirmung von Direktstrahlung aus dem Reaktorkern. Da er keine vollkommen geschlossene Konstruktion aufweist, kann er Spaltprodukte nur teilweise zurückhalten.
Dieses gasdichte und druckfeste „Containment“ aus ca. 4 cm dickem Stahl (manchmal auch aus Spannbeton) ist so ausgelegt, dass es im Falle eines Lecks im Reaktorkühlkreis das gesamte austretende Wasser/Dampf-Gemisch mit allen darin eventuell enthaltenen Spaltprodukten sicher aufnehmen kann.
  • Die umschließende Stahlbetonhülle
Der gesamte Sicherheitsbehälter wird von einer etwa 1,5 bis 2 m dicken Stahlbetonhülle umgeben, die vor allem Einwirkungen von außen – wie z. B. Zerstörungen durch einen Flugzeugabsturz – verhindern soll, aber natürlich auch radioaktive Materialien in seinem Inneren zurückhalten kann.

In anderen Reaktoren, insbesondere in solchen des ehemaligen Ostblockes, sind z. T. weniger und qualitativ schlechtere Barrieren vorhanden.

Nachwärmeabfuhr

Ein möglicher Mechanismus, der zum Versagen mehrerer Barrieren führen kann, ist eine Überhitzung des Reaktorkerns bis zum Schmelzen der Brennelemente (Kernschmelzunfall). Dadurch würden die vier erstgenannten Barrieren zerstört und längerfristig möglicherweise auch die beiden restlichen Barrieren. Gegen eine solche Überhitzung sind entsprechende Kühleinrichtungen erforderlich. Da ein Kernkraftwerk auch nach dem Abschalten durch den Zerfall der angesammelten radioaktiven Spaltprodukte noch Wärme produziert (sgn. Nachzerfallswärme, unmittelbar nach dem Abschalten sind das noch etwa 5 % der Nennleistung, nach 10 Stunden sind es noch ca. 0,5 % der Nennleistung, auch nach Monaten sind es noch nennenswerte Wärmemengen), müssen diese Kühleinrichtungen langfristig sicher funktionieren (Nachwärmeabfuhr). Auch diese Kühleinrichtungen sind mehrfach vorhanden und nur wenn hinreichend viele von ihnen versagen (und auch nicht durch Notfallmaßnahmen ersetzt werden können), kann es zu einer Kernschmelze kommen. Ein größerer radiologischer Unfall ist nur im Falle einer Kernschmelze möglich. Anderenfalls können höchstens relativ kleine Mengen radioaktiver Substanzen in die Umgebung entweichen.

Kühlmittelverlust

Ein Fehler, der jedenfalls prinzipiell zur Beeinträchtigung der Nachwärmeabfuhr und damit zu einer Kernschmelze führen kann, ist ein Wasserverlust durch Austreten von Wasser aus einem Leck, z. B. durch Bruch einer Rohrleitung. Durch ausreichende Nachspeisung muss ein solches Leck sicher beherrscht werden. In der Frühzeit der Kernenergienutzung ging man davon aus, dass das schlimmste mögliche Ereignis zur Gefährdung der Nachwärmeabfuhr der doppelendige Bruch der größten Rohrleitung sei. Ein solches Leck musste unterstellt werden (größter anzunehmender Unfall, GAU) und dagegen musste das Kernkraftwerk ausgelegt werden (Auslegungsstörfall). Ein GAU war also definitionsgemäß ein Ereignis, das (gerade noch) beherrscht wird, sodass bei seinem Eintritt keine Auswirkungen auf die Umgebung entstehen. Erst ein darüber hinausgehender Unfall, ein Super-GAU, würde die Umgebung beeinträchtigen.

Auslegungsstörfälle und Auslegungsprinzipien für Sicherheitseinrichtungen

Wenn dieser GAU beherrscht wird, so meinte man damals, würden auch alle anderen Störfälle sicher beherrscht werden. Heute weiß man, dass das nicht immer so sein muss und an Stelle des einen Auslegungsstörfalles ist ein ganzes Spektrum von Auslegungsstörfällen getreten, deren Beherrschung einzeln nachgewiesen werden muss. In Deutschland sind die Anforderungen in den sgn. Sicherheitskriterien und Störfall-Leitlinien detailliert geregelt. Dabei ist auch festgelegt, dass die Beherrschung stets auch dann gewährleistet sein muss, wenn eine Störfallbeherrschungsteileinrichtung durch einen zusätzlichen, vom auslösenden Störereignis unabhängigen (technischen oder menschlichen) Fehler funktionsunfähig sein sollte (Einzelfehlerkriterium) und wenn eine zweite Störfallbeherrschungsteileinrichtung gerade in Reparatur sein sollte (Reparaturkriterium). Diese beiden Kriterien stellen eine Präzisierung des Redundanzprinzips dar, demzufolge stets mehr Einrichtungen zur Störfallbeherrschung vorhanden sein müssen, als eigentlich benötigt werden. Damit sollen Funktionsausfälle abgedeckt werden. Außerdem müssen die Störfallbeherrschungseinrichtungen von den Betriebseinrichtungen getrennt und untereinander entmascht sein, d. h. sie müssen voneinander unabhängig (ohne gemeinsame Komponenten) und räumlich oder baulich getrennt angeordnet sein. Und, um mögliche Ausfälle aus gleicher Ursache zu vermeiden, müssen sie möglichst diversitär ausgeführt sein (Diversitätsprinzip). Zusammen mit anderen Anforderungen, wie Fail Safe Prinzip (ein Fehler wirkt sich möglichst in die sichere Richtung aus) und Automatisierung (Vermeiden von Personalhandlungen unter Zeitdruck), wird insgesamt ein sehr hohes Maß an Zuverlässigkeit der Störfallbeherrschung erreicht.

Das Restrisiko

All diese Maßnahmen dienen zur Aufrechterhaltung des Aktivitätseinschlusses auf Basis des Mehrbarrierenkonzeptes. Insgesamt ergibt sich nach Meinung der einschlägig tätigen Experten eine sehr hohe Sicherheit sowohl gegen technisches Versagen als auch gegen menschliche Fehler. Mit normalem Maßstab gemessen, kann man schwere Unfälle ausschließen. Theoretisch sind sie aber natürlich trotzdem möglich, da ein gleichzeitiges Versagen aller Sicherheitsvorkehrungen niemals ganz ausgeschlossen werden kann. Dies bezeichnet man dann als das Restrisiko. In seiner Entscheidung zum Kernkraftwerk Kalkar hat das Bundesverfassungsgericht 1978 die Zulässigkeit eines Restrisikos ausdrücklich bestätigt. Ein solches ist von den Bürgern als "sozialadäquate Last" zu tragen. Bei modernen westlichen Kernkraftwerken ist es sehr viel kleiner, als zahlreiche andere Risiken des täglichen Lebens. Insbesondere ist es sehr viel kleiner, als das Risiko der meisten anderen Stromerzeugungsmöglichkeiten und – vielleicht am Wichtigsten – es ist sehr viel kleiner als das Klimarisiko, das bei einem Verzicht auf Kernenergie jedenfalls prinzipiell erhöht ist. Diese Risikobewertung wird in der Öffentlichkeit häufig anders vorgenommen, wird aber von den meisten Fachleuten getragen. Hier weicht die überwiegende wissenschaftliche Ansicht deutlich von der veröffentlichten Meinung ab.

Einwirkungen von außen

Natürlich bezieht sich Sicherheit nicht nur auf Ereignisse, die innerhalb der Anlage verursacht werden, sondern auch auf mögliche Einwirkungen von außen. Moderne deutsche Kernkraftwerke sind z. B. unter anderem gegen Erdbeben, Explosionsdruckwellen, Hochwasser, Flugzeugabsturz und terroristische Angriffe geschützt. Nach dem Terroranschlag auf das World Trade Center hat sich natürlich die Frage gestellt, ob die vorhandene Auslegung gegen abstürzende Militärmaschinen auch ausreichend gegen absichtlich zum Absturz gebrachte Großraumflugzeuge ist. Zwischenzeitlich durchgeführte Nachrechnungen haben das bestätigt.

Betriebliche Störungen

Kernkraftwerke sind komplexe und große Anlagen. Ein modernes Kernkraftwerk z. B. versorgt etwa eine Million Menschen mit dem benötigten Strom. Wie in jeder Technik, ist es auch hier unvermeidbar, dass beim Betrieb immer wieder Störungen auftreten. Anfänglich waren es noch sehr viele Störungen, durch den Lerneffekt wurden es dann immer weniger, aber auch heute noch treten sie auf und auch in der Zukunft werden sie unvermeidbar sein. Aus ihrem Auftreten alleine kann man noch nichts über die Sicherheit einer Anlage aussagen. Das kann man erst aus einer sorgfältigen Analyse der Störungen und ihrer Begleitumstände. Diese sorgfältige Analyse zu betreiben, ist ein wesentlicher Teil der laufenden Überwachung und Verbesserung der Sicherheit. Die Kernenergie unterscheidet sich diesbezüglich grundsätzlich nicht von anderen risikobehafteten Techniken.

Harrisburg und Tschernobyl

In der Geschichte der Kernenergienutzung ragen die beiden Ereignisse von Three Mile Island (Harrisburg) und Tschernobyl heraus. Dabei hat Three Mile Island die Richtigkeit des Konzeptes mit gestaffelten und voneinander unabhängigen Barrieren und mehrfachen Einrichtungen zum Schutz dieser Barrieren bestätigt: Das Ereignis war so nicht vorgedacht gewesen. Durch eine Verkettung mehrerer unglücklicher Umstände wurden die ersten vier Barrieren zerstört. Die restliche beiden (Sicherheitsbehälter und Stahlbetonhülle) aber hielten Stand und verhinderten schwerwiegende Auswirkungen nach außen. Relativ geringe Mengen Radioaktivität sind trotzdem in die Umgebung gelangt: Eine Rohrleitung des Wasserreinigungssystems aus dem Sicherheitsbehälter heraus ist – vom Betriebspersonal zunächst unbemerkt - von einer Automatik geöffnet worden. Seitdem werden solche Rohrleitungen nicht mehr automatisch aufgesteuert.

Tschernobyl verlief nicht nur ganz anders, sondern in Tschernobyl waren auch die Voraussetzungen ganz andere:

  • Die Konstruktion des Reaktors (Typ RBMK) wies gravierende Mängel auf
  • Die Barrieren gegen den Austritt radioaktiver Substanzen waren viel weniger und qualitativ schlechter, insbesondere aber fehlten die beiden letztgenannten Barrieren Sicherheitsbehälter und Stahlbetonhülle praktisch vollkommen
  • Es gab viel weniger Sicherheitseinrichtungen, diese waren qualitativ viel schlechter und nicht ausreichend voneinander unabhängig
  • Die Betriebsvorschriften waren schlecht und wurden vom Betriebspersonal weder verstanden noch eingehalten und
  • Die Sicherheitskultur in der Anlage entsprach einer kommunistischen Planwirtschaft und keiner demokratisch verfassten Gesellschaft.

Ein Unfall wie in Tschernobyl kann in einem westlichen Kernkraftwerk sicher ausgeschlossen werden. Was in einem westlichen Kernkraftwerk passieren kann, wird durch dessen Konstruktion und die übrigen Randbedingungen bestimmt, nicht durch das Ereignis von Tschernobyl.

Sicherheitstechnische Weiterentwicklung

Die Sicherheit von Kernkraftwerken ist keine Naturkonstante. Sie ist abhängig davon, wie ein Kernkraftwerk konstruiert, gebaut und betrieben wird. Weltweit ist die Sicherheit von Kernkraftwerken seit ihrer Einführung 1956 durch Erfahrungszuwachs und Nachrüstungen deutlich gestiegen und diese Entwicklung hält noch weiter an. Seit 1994 wird in Deutschland darüber hinaus durch das geänderte Atomgesetz auch gefordert, dass bei neu zu errichtenden Kernkraftwerken auch über die Auslegung hinausgehende Störfälle (Kernschmelzunfälle) soweit eingedämmt werden müssen, dass sich ihre Auswirkungen im Wesentlichen auf das Kraftwerksgelände beschränken und in der Umgebung keine gravierenden Maßnahmen zur Risikobegrenzung (Evakuierungen) notwendig sind. Die neue deutsch/französische Gemeinschaftsentwicklung „European Pressurized Water Reactor“ (EPR) erfüllt diese Bedingungen. Ein solches Kraftwerk wird zur Zeit in Finnland gebaut und in Frankreich ist ein Bau beschlossen worden.

Absolute Sicherheit im mathematischen Sinn kann aber grundsätzlich nirgends, also auch nicht bei Kernkraftwerken erreicht werden. Es kann nur das Risiko als Produkt aus Wahrscheinlichkeit eines Unfalls und Folgen im Eintrittsfalle immer weiter gesenkt werden. Das ist bisher geschehen und wird auch weiter geschehen. Dabei wird sowohl die Sicherheit vorhandener Kernkraftwerke laufend verbessert, als auch werden verbesserte Konstruktionen für neue Kernkraftwerke entwickelt. An Konzepten zur Vierten Generation von Kernkraftwerken wird zur Zeit in vielen Ländern der Welt gearbeitet. Diese dürften in ein oder zwei Jahrzehnten fertig sein und werden nochmals eine weitere Verbesserung der Sicherheit mit sich bringen. Aber auch sie werden das Risiko nicht auf Null reduzieren. Sie werden nur nochmals deutlicher machen, dass das Gesamtrisiko für die Menschheit mit friedlicher Nutzung der Kernenergie kleiner ist als bei einem Verzicht auf sie.

Probabilistische Sicherheitsanalysen

In so genannten Probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) wird versucht, das Risiko von Kernkraftwerken zu quantifizieren. Dabei wird mit sehr großem Aufwand ermittelt, mit welcher Zuverlässigkeit sich angenommene Störungen („auslösende Ereignisse“) mit den vorhandenen Sicherheitseinrichtungen „planmäßig beherrschen“ lassen. Für Absolutaussagen zur Sicherheit insgesamt sind die Ergebnisse wenig geeignet, da ein Überschreiten des „planmäßigen Beherrschens“ noch nichts über die dann eintretenden Folgen aussagt. Durch vorhandene Auslegungsreserven (unter anderem entsprechend den Sicherheitszuschlägen in der konventionellen Technik) werden bei geringfügigen Überschreitungen meist gar keine Folgen auftreten, doch wird dieser Bereich in den üblichen PSA nicht untersucht, er kann daher auch nicht quantifiziert werden. Eine PSA liefert insofern stets nur eine obere Grenze für das verbleibende Risiko, beziffert aber nicht das Risiko selbst. Das muss bei einer Bewertung der Ergebnisse stets mit bedacht werden. Wofür sich PSA aber sehr gut bewährt haben, sind vergleichende Sicherheitsbetrachtungen im Sinne vom Erkennen von möglichen Schwachstellen und Bewerten von geplanten Änderungen. Dadurch haben PSA zu vielen kleinen Verbesserungsschritten beigetragen und sind heute ein unverzichtbares Instrument der Weiterentwicklung der Sicherheit.


Rückstellungen und Versicherungen

Da der Rückbau eines Kernkraftwerks sehr teuer ist (~500 Millionen Euro je Kraftwerk), müssen die Betreiber für den Rückbau steuerfreie Rückstellungen anlegen. Dieses Geld wird in der Schweiz von einem unabhängigen Fonds verwaltet, in Deutschland kann der Stromerzeuger die Rückstellungen eigenständig verwalten. Das führt dazu, dass z.B. Investitionen auf dem Kapitalmarkt in Aktien oder ähnliches getätigt werden können, etwaige Kursschwankungen sind auszugleichen. Dies wird durch unabhängige Wirtschaftsprüfer überprüft und testiert.

Haftungsfall in Deutschland und Folgen eines großen Unfalls

Für das Risiko eines Unfalls müssen die Betreiber eine Deckungsvorsorge von 2,5 Milliarden Euro vorhalten. Auch diese kann in Form von Aktien vorgelegt werden; wobei die Deckungsvorsorge stets den genannten Betrag haben muß. Die Unternehmen müssen eine Haftpflichtversicherung über 256 Mio. Euro abschließen. Weitere 2,244 Mrd. Euro werden über eine Solidarvereinbarung der Muttergesellschaften der Betreiber von KKW aufgebracht.

Für Schäden, die auf nuklearen Ereignissen beruhen, die unmittelbar auf Handlungen eines bewaffneten Konfliktes, von Feindseligkeiten, eines Bürgerkrieges, eines Aufstandes oder auf eine schwere Naturkatastrophe außergewöhnlicher Art zurückzuführen sind, haften die Betreiber mit höchstens 2,5 Milliarden Euro.

Bei Schäden durch nuklearen Ereignissen, die nicht auf die gerade erwähnten Urachen zurückzuführen sind, und über 2,5 Milliarden Euro betragen, haften die jeweiligen Muttergesellschaften mit ihrem gesamten Vermögen.

Die Schäden eines Unfalls mit erheblicher Freisetzung von Radioaktivität bezifferte eine Studie der Prognos AG 1992 mit bis zu 10,7 Billionen DM, dem drei- bis vierfachen des damaligem jährlichen deutschen Bruttosozialproduktes. In der ersten "Deutschen Risikostudie" aus dem Jahr 1979 erstellt durch die Gesellschaft für Reaktorsicherheit werden mögliche Unfallfolgen von bis zu 14 500 Soforttoten und 104 000 späteren Todesfällen angegeben. Auch könnte laut Gesellschaft für Reaktorsicherheit eine Fläche bis zu 5600 Quadratkilometern so stark kontaminiert werden, daß 2,9 Millionen Menschen evakuiert werden müßten.

Vergleich mit fossilen Brennstoffen (Treibhauseffekt)

Die Stromerzeugung mittels Atomkraft setzt im Vergleich zur Stromerzeugung durch fossile Brennstoffe nur geringe Mengen an Kohlendioxid frei. Damit ist z. B. der Beitrag zum anthropogenen Treibhauseffekt geringer als beim äquivalenten Betrieb eines Öl- Gas- oder Kohlekraftwerks.

Atomkraftwerke werden aus sicherheitstechnischen Überlegungen meist nicht in unmittelbarer Nähe zu Orten mit einer großen Bevölkerungszahl gebaut. Aus wirtschaftlichen Gründen wurden Atomkraftwerke meist in einer Größenordnung von mehr als 1000 MW gebaut. Dies bedeutet eine zentrale Stromversorgung und im Falle einer Kraft-Wärme-Kopplung entsprechend längere Wege für die (Fern)Heizungsrohre als in einem dezentralen Konzept. Das Kernkraftwerk Stade hatte z.B. eine Dampfauskopplung für den Betrieb einer Saline auf dem benachbarten Gelände, das AKW Stade wurde aber im November 2003 "stillgelegt". Zur Zeit (Stand 2005) hat kein Atomkraftwerk in der BRD eine Kraft-Wärme-Kopplung

Da die Kosten für den "nuklearen Brennstoff" gegenüber den Anlagekosten z. Z. (Stand 2005) sehr gering sind und die Reaktionszeiten bei der Steuerung im Vergleich zu Wasser, Gas oder Ölkraftwerken länger sind, werden Atomkraftwerke meist zur Versorgung der Grundlast betrieben.

Die Bergbauschäden des Uranabbaus sind geringer als die des Kohletagebaus.

Dagegen werden beim Uranbergbau radioaktive Stäube freigesetzt.

Bedenken allgemeiner Art

Es könne etwa nicht ausgeschlossen werden, dass durch kriminelle Machenschaften radioaktive Stoffe in die Hände von Terroristen gelangen könnten.

Bestimmte Typen von Kernkraftwerken (graphit- oder schwerwasser-moderierte (D2O)) lassen sich zur Gewinnung von Ausgangsmaterial für Atomwaffen nutzen. Bei Leichtwasser-moderierten-Reaktoren (DWR, SWR) ist dies allerdings nur mit einer speziell gekoppelten Wiederaufarbeitung, die im Wochenzyklus erfolgen muss, möglich, was daher technologisch sehr aufwendig ist. Aufgrund von etwaigen (IAEA-Überwachungen) auch schwierig ist. Bisher ist noch kein Fall bekannt geworden, durch den auf diese Weise eine Atomwaffe hergestellt wurde. Siehe auch Anreicherung und Plutoniumbombe. Eine Reihe von Staaten hat die Nutzung der zivilen Kernkraft zur parallelen Entwicklung von Kernwaffen genutzt: Indien (Atomwaffensperrvertrag nicht unterzeichnet), Pakistan (Atomwaffensperrvertrag nicht unterzeichnet), Südafrika (1990 eingestellt, Atomwaffensperrvertrag unterzeichnet), Nordkorea (Ende 2002 aus Atomwaffensperrvertrag ausgetreten).

Die Debatte um die Kernkraft ist auch von Misstrauen gegenüber den Betreibern kerntechnischer Anlagen gekennzeichnet. Es wird argumentiert, dass Kernkraftwerke aufgrund ihrer potentiellen Gefährlichkeit besonderer Kontrolle bedürfen ("Störfall-Kommission und Technischer Ausschuss für Anlagensicherheit" in Deutschland), die Betreiber aus Angst vor Imageschäden aber versuchten, Störfälle nicht publik werden zu lassen, wodurch eine effektive Kontrolle nur schwer möglich sei.

Ein weiterer Einwand von Gegnern ist, dass Betrieb und Kontrolle von Kernkraftwerken in Händen einer kleinen Anzahl von Personen liegen. Auch die finanziellen Einnahmen fließen einer geringen Zahl von Eignern zu, während das Risiko von der breiten Masse und ihren Nachkommen getragen wird.

Hinzu kommt, dass die zu lagernden Stoffe zum Teil über 100.000 Jahre radioaktive Strahlung emittieren.

Siehe auch

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