(openPR) Die Ökologisch-Demokratische Partei (ÖDP) Nordrhein-Westfalen fordert die Stilllegung des beschädigten Kernkraftwerks Tihange 2. Grund sind die unkalkulierbaren technischen Risiken für die Menschen.
Im Stahl der Reaktordruckbehälter der Atomkraftwerke Tihange 2 und Doel 3 wurden tausende Risse entdeckt. Die Betreiberin gibt an, diese seien schon immer vorhanden gewesen. Sie kann aber die genaue Herkunft der Risse nicht nachweisen.
Die Festigkeit der Stähle in einem Reaktordruckbehälter ist im Falle einer Notabschaltung von besonderer Bedeutung. Hierbei entstehen erhebliche Drücke, die zum Bersten des Reaktordruckbehälters und damit zu einer unkontrollierten Freisetzung radioaktiven Material führen können. Je länger der Stahl der radioaktiven Strahlung ausgesetzt war, desto geringer seine Festigkeit.
Die Festigkeit der Stähle in Tihange 2 und Doel 3 sind vermutlich grenzwertig. Für eine empirische Untersuchung fehlen die Teststähle in den Reaktordruckbehältern der beiden AKWs. Daher ist eine materialwissenschaftliche Untersuchung nicht möglich. Dies hat aber die Betreiberin zu verantworten, die solche Teststähle zur Untersuchung der Auswirkungen der Strahlung auf die Stähle nicht in den Reaktordruckbehälter eingebracht hat. Im AKW Beznau in der Schweiz, in dessen Reaktordruckbehälter Teststähle eingebracht wurden, konnte die Materialermüdung durch die Radioaktivität nachgewiesen werden.
Eine Studie der Schweizerischen Energie-Stiftung SES führt dazu aus (Quelle: http://www.greenpeace.org/switzerland/Global/switzerland/de/stromzukunft_schweiz/atom/ageing2014/ses14_studie_risiko_altreaktoren_schweiz_internet.pdf ):
„Der Reaktordruckbehälter ist das für die Sicherheit eines Kernkraftwerkes wichtigste Bauteil. Er wird während des Betriebes ununterbrochen einer hochenergetischen Neutronenstrahlung ausgesetzt, was eine kontinuierliche Materialversprödung und damit einen kontinuierlichen Verlust der Zähigkeit des Metalls zur Folge hat. Die mechanische Belastbarkeit des Reaktordruckbehälters nimmt im Laufe der Zeit ab. Ähnlich wie Glas, kann ein versprödeter Reaktordruckbehälter unter normalen Betriebsbedingungen aber insbesondere unter Störfalleinwirkungen, z. B. bei einer Notkühlung aufgrund eines Bruches einer Hauptkühlmittelleitung, bei denen der Reaktordruckbehälter einem er höhten Druck und einer erhöhten Temperatur und starken Temperaturschwankungen (Thermoschock) ausgesetzt sein kann, bersten. Da ein Leck im Reaktordruckbehälter ab einer bestimmten Grösse unbeherrschbar ist, kommt es in diesem Fall unweigerlich zu großen Freisetzungen radioaktiver Stoffe.
Die Ursache für die Versprödung sind Veränderungen im Kristallgitter des Materials. Treffen Neutronen auf Eisenatome, stossen sie diese von ihren angestammten Gitterplätzen fort. Die verdrängten Eisenatome verdrängen nun ihrerseits andere Eisenatome von ihren angestammten Plätzen, so dass es im Sinne einer «Kettenreaktion» zu grösseren Defekten und im schlimmsten Fall zu Rissen kommt, die vorherzusagen ausserordentlich schwierig ist. Diese feinen Risse können, wie allgemein bekannt, Ausgangspunkt für weiteres Risswachstum sein. Die Forschung bemüht sich zwar intensiv, quantitative Antworten über das Materialverhalten unter Neutronenbestrahlung zu geben, die bisherigen Ergebnisse sind aber nicht so eindeutig, dass eine wirklich belastbare Aussage über das Materialverhalten des Reaktordruckbehälters nach vielen Betriebsjahren unter dem Einfluss der Neutronenbestrahlung an jeder Stelle des Materials gemacht werden kann. Üblicherweise erfolgt die Kontrolle des Materialzustandes mit sogenannten Voreilproben, die aus dem gleichen Stahl wie das Reaktordruckgefäss bestehen. Man glaubt nun, man könne durch werkstofftechnische Untersuchungen dieser Voreilproben Aussagen über das Alterungsverhalten des gesamten Reaktordruckbehältermaterials machen. Dies ist aus verschiedenen Gründen fragwürdig. Zum einen ist der Neutronenfluss im Reaktordruckbehälter sehr unterschiedlich, die Voreilproben können aber nur an bestimmten Stellen angebracht werden, zum anderen hängt die Art der Defektstellen im Material nicht nur von der kumulierten Neutronenstrahlung sondern auch von der zeitlichen Verteilung der Neutronenstrahlung ab. Mit anderen Worten, es macht einen Unterschied aus, ob dieselbe Menge an Neutronen in einer relativ kurzen Zeit oder in einem grösseren Zeitraum verteilt auf das Material einwirkt. Ungeklärt ist auch, ob der Schädigungsmechanismus kontinuierlich fortschreitet, oder ob es oberhalb einer bestimmten Neutronenbestrahlung, wenn also ein bestimmter Schwellenwert überschritten ist, es zu einem plötzlichen massiven Anstieg der Versprödung kommt. Dieser Effekt ist unter Forschern unter dem Begriff «Late-Blooming-Effekt» bekannt. Insgesamt ist festzustellen, dass die Materialeigenschaften von längerer Zeit bestrahlten Reaktordruckbehältern nur begrenzt beurteilt werden können. Zu dieser Versprödung als Ursache für reduzierte Festigkeitseigenschaften des Reaktordruckbehälters kommt die Ermüdung des Materials durch das An- und Abfahren des Kernkraftwerkes. Reaktorschnellabschaltungen verstärken diesen Effekt noch.
Besonders betroffen von diesen negativen Alterungswirkungen sind ältere Reaktordruckbehälter die durch eine grosse Anzahl von Schweissnähten gekennzeichnet sind und größere Mengen an Kupfer und Nickel in den Schweissnähten enthalten.
(…)
Das Thema Alterung von Komponenten stellt auch die Ergebnisse von sogenannten probabilistischen Analysen in Frage. Probabilistische Analysen dienen dazu, die Eintrittshäufigkeit von Kernschmelzen mit Hilfe von Modellen zu berechnen. Wichtige Modellgrössen sind die Versagenswahrscheinlichkeiten von Komponenten. Dabei extrapoliert man die Erfahrungen aus der Vergangenheit –mit teilweise weniger gealterten Komponenten- auf die Zukunft. Da das Alterungsverhalten praktisch nicht quantifizierbar ist, sind auch die probabilistischen Ergebnisse unter dem Alterungsaspekt sehr fragwürdig. Die Kernschmelzhäufigkeit wird wegen der nicht hinreichend berücksichtigten Alterungseffekte
in der Regel unterschätzt. Einzelne unerkannte und deshalb nicht beseitigte Alterungseffekte können zwar unmittelbar zu schweren Unfällen führen, sie können aber auch Ursache von Störfällen sein, für deren Beherrschung Sicherheitssysteme angefordert werden. Nach den Gesetzen der Ausfallwahrscheinlichkeit von Sicherheitssystemen hängt die absolute Zahl von Ausfällen von der Zahl der Anforderungen ab. Je höher die Zahl der Anforderungen, umso höher auch die Anzahl der Ausfälle. Mit anderen Worten, jedes Versagen eines Bauteils aus Alterungsgründen führt zu einer grösseren Wahrscheinlichkeit eines schweren Unfalles.“
Das Wiederanfahren der beiden Atomkraftwerke setzt die Bevölkerung nach Meinung der ÖDP einem unkalkulierbaren Risiko aus. Auch macht der atomare Fallout eines GAUs nicht an der Landesgrenze hat. Die Konsequenzen wären nicht auf die grenznahen Gebiete beschränkt. Nach einer Simulation von GREENPEACE wäre nicht nur ganz NRW betroffen. Die Evakuierungszone eines GAUs von Tihange 2 oder Doel 3 würde auch die Städte Frankfurt und München und sogar Salzburg umfassen, je nach Wind- und Wetterverhältnissen zum Zeitpunkt des Störfalls.
