SimplyInfo.org Fukushima Daiichi Unit 2 Extended Report 2015 – German Translation

SimplyInfo.org Fukushima Daiichi Block 2 Bericht 2015  (deutsche Übersetzung)
Das SimplyInfo Research Team
Dean Wilkie – Autor
Edano San MD  – Autor
Peter Melzer PhD – Autor
Nancy Foust  – Editor

23. Februar 2015
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In der Anfangszeit der Ereignisse der Reaktorkatastrophe von Fukushima stand Block 2 des AKW Fukushima Daiichi zunächst nicht im Mittelpunkt des medialen Interesses, blieb er doch äußerlich fast intakt. Bisweilen wurde gar der Eindruck erweckt, dass die Geschehnisse in Block 2 kausal auf die Explosionen der anderen Blöcke zurück gingen oder unbekannter Ursache waren. Tatsächlich aber sind die Schäden an Block 2 autonom, potentiell gefährlicher und weiter fort geschritten als öffentlich zugegeben und für die Umwelt deutlich Folgen schwerer als die der anderen drei Blöcke, wenn auch weniger spektakulär. Wir haben viele hundert Quellen, Analysen und Berichte, Dokumentationen, Fotos, Zeugenaussagen und Chronologien zusammengetragen, um ein klareres Bild der Ereignisse und deren Auswirkungen zu erhalten. Wir fanden Verbindungen zwischen scheinbar unzusammenhängenden Phänomenen und deutliche Übereinstimmungen der Geschehnisse mit vorhandenen Reaktor-Katastrophenszenarien, Simulationen und Vorraussagen zum Verhalten von Kernschmelzen während eines Super-GAUs, so dass wir nun davon ausgehen hinreichend belegbare und konsistente Analysen und Theorien veröffentlichen zu können.

Wir begannen mit der Neubewertung der Ereignisse in Block 2, nachdem der Betreiber TEPCO Schwierigkeiten zugab, den Graben an Block 2 von kontaminiertem Wasser zu befreien und zu versiegeln. TEPCOs erste Vermutung war, dass Wasser aus dem Turbinenblock zurück zum Reaktorblock floss. Nach dem Zementieren dieser Verbindung stellte sich heraus, dass diese Annahme falsch war, denn der Graben füllte sich beim Auspumpen weiterhin mit radioaktivem Wasser. Dieses Problem konnte von TEPCO in den vergangenen vier Jahren nicht gelöst werden. In jüngeren Verlautbarungen der NRA, der japanischen Atomaufsichtsbehörde, geht man davon aus, dass immer noch hoch kontaminiertes Wasser unkontrolliert und in großen Mengen aus den Reaktorblöcken in den pazifischen Ozean fließt. Es wird angenommen, dass das Wasser die installierten Schutzwälle unter- und umfließt. In diesem Bericht wollen wir den Ablauf der Ereignisse in Block 2 erklären und das Verständnis der ursächlichen Mechanismen verbessern, um ein logischeres und realistischeres Bild des Zustands und der Konsequenzen zu erhalten. Der hier dargestellte Ablauf liest sich fast so spannend wie eine gute Kriminalgeschichte.

 

Eine interaktive Chronologie der Ereignisse in Block 2  finden Sie hier.

 

Fukushima 1 Block 2 Chronologie

Als das Erdbeben Block 2 traf, wurde die automatische Notfall-Schnellabschaltung (“SCRAM”) ausgelöst und der Reaktor fuhr störungsfrei herunter. Es gab zwar einen Verlust der Strom-Einspeiseleitung (“offsite power”), aber die Notfall-Diesel-Generatoren sprangen an. Das Reactor Core Isolation Cooling system (RCIC, „Kühlung des Reaktors im isolierten Betrieb“, ein dampfgetriebenes Notkühlsystem) wurde manuell gestartet. Das Main Steam Relief Valve System (MSRV, “Frischdampfsicherheitsventil”) funktionierte automatisch, um ggf. den Reaktorkerndruck zu entlasten. Das Residual Heat Removal system (RHR, “Nachzerfallswärme-Abfuhrsystem”), das die Kondensationskammer (“Torus”, “Suppression Chamber”) kühlt, sprang ebenfalls an. Das RCIC setzte mehrfach aus, konnte aber zu diesem Zeitpunkt immer wieder manuell aktiviert werden. Auch das RHR System stoppte, doch konnten die Arbeiter sekundäre Systeme zuschalten wie etwa den Kondensationskammer-Sprinklerkühler (“Suppression Chamber (SC) cooling spray system”). Bevor der Tsunami eintraf, waren die aller grundlegendsten Notsysteme zur Nachzerfallswärmekühlung also in Funktion und weitgehend unter Kontrolle.

* “Reactor Vessel” = Reaktorkern, Brennelementekammer, Reaktordruckbehälter
* “Drywell” = Containment, Sicherheitsbehälter
* “Suppression Chamber” = “SC”, Torus, Kondensationskammer

Der folgende Tsunami (ca. 1 Stunde nach dem Beben) überflutete die Reaktorgebäude, zerstörte noch verbliebene Speisestromleitungen, die im Keller stationierten Generatoren samt Dieseltanks und große Teile der Stromverteilung des Blocks. Nunmehr gänzlich ohne Elektrizität fiel zunächst das High Pressure Coolant Injection system (HPCI, “Hochdruck-Kühlmittelinjektionssystem”)  aus, danach das RHR, das sowohl Elektrizität benötigt, als auch das Kühlwasser aus den inzwischen zerstörten Wassertanks nahe des Hafens. Ebenfalls fiel sämtliche elektrische Instrumentierung, Beleuchtung und Notbeleuchtung im Reaktor und Kontrollräumen aus und damit die Möglichkeit die Funktionalität des HPCI und RCIC zu überwachen. Die Arbeiter waren nun in völliger Dunkelheit und ohne Instrumente..

Trotzdem gelang es ihnen das RCIC manuell anzufahren, allerdings konnten sie den Erfolg mangels Anzeigeinstrumente und Monitore vom Kontrollraum aus nicht verifizieren. Am Abend des 11. März 2011 war mittels Autobatterien zumindest eine Notbeleuchtung im Kontrollraum wiederhergestellt, um 21:02 wurde ein Wasserstand von “0” (TOF = “Top of Fuel”) im Reaktorkern abgelesen, was bedeutet, dass die Brennstäbe im Begriff waren durch die Nachzerfallswärme zu schmelzen. Der normale Wasserstand beträgt +4000 mm (4 Meter über Brennelement). Ohne Wasserkühlung kommt es zur Kernschmelze.

Um 21:50 wurde dagegen ein Wasserstand von +3400 abgelesen. Um das Funktionieren des RCIC zu bestätigen, wurden Arbeiter in den Keller des Reaktorgebäudes geschickt.

Um 2:55 in dieser Nacht erreichten die Arbeiter den RCIC-Raum, konnten ihn jedoch wegen Überflutung nicht betreten. Sie berichteten von einem schwachen metallischen Geräusch, dem sie entnahmen, dass das RCIC funktionierte. Ein zweiter Trupp ermittelte, dass der Wasserstand im Raum noch gestiegen war. Diese Arbeiter fanden auch ein Druckventil, auf dem tatsächlich Druck an lag. Hieraus wurde geschlossen, dass das RCIC tatsächlich funktionierte.

* Lage der RHR-Pumpen in einer Ecke des Kellergeschosses neben dem Torus (Kondensationskammer / “SC”)
* Lage des RCIC und HPCI im Keller neben der Kondensationskammer

Am 12. März um 4:20 musste die Wassereinspeisung des RCIC vom fast leeren CST (“Condensate Storage Tank”, Kondensatvorratstank, ein externer, zylindrischer Wassertank) auf den Torus (SC, Kondensationskammer) umgeschaltet werden. Dies ist eine kritische und unumkehrbare Maßnahme. Das Wasser im Torus soll eigentlich den Wasserdampf aus dem Reaktorkern kühlen. Ohne dieses Wasser wäre kein Druckausgleich im Kern mehr möglich, da die Kondensationskammer zu schnell den Temperatur-Druck-Sättigungspunkt erreichen würde, an dem sie keinen Dampf aus dem Kern (über Sicherheitsdruckventile, “Safety Relieve Valves”, “SRV”) und der RCIC-Auslassturbine zum Kühlen mehr aufnehmen kann. Mit dem Ausfall des RHR (Nachzerfallswärme-Abfuhrsystem) stieg die Wassertemperatur im Torus rapide an. Durch den Überdruck würde abgelassenes überheißes Wasser (>100°C) sofort als Dampf aufsteigen. Das Wasser in der Kondensationskammer hat die zusätzliche Funktion eines Filters, durch den im Notfall der radioaktive Überdruck aus dem Reaktorkern herausgeleitet wird. Mit den Wasserdampf entweichen nämlich auch radioaktive Partikel aus der Brennkammer. Das Wasser im Torus sollte in einem BWR (Siedewasserreaktor) des Typs General Electric Mark I (Blöcke 1-5 in Fukushima Daiichi waren dieses Typs) etwa 80% der Radionuklide herausfiltern, sollte es zu einem Notfall-“Venting” (Entlüftung in die Umwelt) über den Abluftschornstein kommen. Ein Torus am Sättigungspunkt hätte keine Filterfunktion mehr, es käme zu einem ungehinderten Austritt von Radionukliden in die Umwelt, da auch der Abluftschornstein keinen Filter besaß. Wir kommen später auf die schweren Konsequenzen dieser technischen Gegebenheiten zurück.

Der Wasserstand im Reaktorkern blieb unterdessen über den Brennstäben, aber Kern- und Containment- (Drywell) Druck stiegen weiter bedrohlich an.

Um 17:30 am 12. März wurde die Entlüftung des Torus angeordnet. Es musste aber zunächst der Abschluss der  Evakuierung der Anwohner abgewartet werden.

Am 13. März um 11:20 wurden zwei Entlüftungsventile geöffnet (MO-271 und AO-205) und das Venting begonnen. Dieses erste Venting war wahrscheinlich erfolglos, da der Druck in Containment und Torus weiter an stieg.

* Vent Tower = Entlüftungsschornstein
* CST Tank = Kondensatvorratstank
* Vent Pipe = Entlüftungrohr zum Schornstein
* Der CST enthielt das Wasser für das RCIC, bis er leer war. Dann wurde auf den Torus umgeschaltet.
* Das Entlüftungrohr verbindet den Torus mit dem Entlüftungsschornstein.

* Entlüftungsventile MO271 und AO205
* Beide wurden beim ersten Venting-Versuch geöffnet
Um 0:05 am 14. März wurde die Einspeisung von Meerwasser zur Kühlung in den Reaktor angeordnet, eine verzweifelte Maßnahme, denn das schmutzige Salzwasser würde alle metallischen Komponenten ruinieren und unvorhersehbare chemische Reaktionen auslösen. Tatsächlich stellte sich diese Operation als weitaus komplizierter dar als gedacht. Ausreichend dimensionierte Hochleistungs-Feuerwehrpumpen und lange Hochdruck-Schläuche wurden benötigt, um das Meerwasser gegen den Reaktordruck aus dem Hafen zu pumpen. Der Druck in allen Reaktorkomponenten stieg inzwischen weiter an. Dann explodierte Block 3 um 11:15 des 14. März.

* 14. März: Meerwassereinspeisung über Feuerwehrpumpen angeordnet
* 30 Tonnen Meerwasser pro Stunde wurden über die Löschwassereinspeisung (!) eingeleitet. Nur 1 Tonne pro Stunde erreichte den Reaktorkern. Dies entspricht etwa einem
* Haushaltseimer dieser Art pro Minute.
* Das meiste Wasser floss wegen des Gegendrucks rückwärts in den Kondensattank des Turbinengebäudes.

Die Explosion des 3. Blocks zerstörte die Feuerwehrschläuche, die Block 2 bewässern sollten, aber auch das Torus-Entlüftungsventil AO205, und verletzte etliche Feuerwehrmänner teilweise schwer. Der Kernkühlwasserstand sank auf 2950 mm. Gegen Mittag führte der verzweifelte Kraftwerksleiter Masado Yoshida mit der TEPCO- Hauptzentrale eine bizarre Diskussion über die Optionen ein Loch in das Reaktorgebäude zu schlagen, damit der Wasserstoff austreten konnte, der bereits Block 1 und 3 explodieren ließ. Yoshida war offensichtlich entgangen, dass sich “wie durch ein Wunder” bereits eine eigentlich zugeschweißte und damit deaktivierte quadratische Berstplatte (“Blow Out Panel”) im Reaktormantel (eine Sollbruchstelle) deutlich sichtbar gelöst hatte. Möglicherweise bereits durch die Erschütterungen der Explosion des 1. Blockes, möglicherweise aber auch durch die beherzte Manipulation mutiger Arbeiter. Jedenfalls beweisen Satellitenaufnahmen, dass die Platte schon vor der Explosion von Block 3 fehlte. Somit bestand keine Gefahr einer dritten (bzw. vierten) Wasserstoffexplosion mehr. Trotzdem sei darauf hingewiesen, dass das Brechplattenleck einen Bruch der 4. Schutzbarriere eines AKW für die Umwelt darstellt.

* Block 2 Berstplatte auf dem Boden außerhalb der Hülle
* Diese Satellitenaufnahme des zerstörten 1. Blocks (oben), intakten 3. Blocks und ohne Berstplatte an Block 2 ermöglicht eine ungefähre Datierung des Verlustes der Berstplatte.

Es wurde weiterhin versucht eine Meerwassereinspeisung in den Reaktor über den Löschwasserzugang zu installieren. Berichte warnten, dass dem RCIC in Kürze kein Wasser mehr zur Verfügung stand. Am 14. März um 13:25 versagte das RCIC letztendlich. Der Wasserstand im Reaktorkern (RPV, “Reactor Pressure Vessel”) sank auf 2400 mm über TOF, der Containment-Druck stieg weiter an. Um 14:00 war der Sättigungspunkt in der Kondensationskammer erreicht. Es gab nun keinen Kühlwasservorrat mehr, und auch ein Druckausgleich aus dem Kern war nicht mehr möglich. TEPCO vermerkte zwar das Versagen des RCIC, spekulierte  aber über andere Ursachen.

Um 16:34 gelang es endlich ein Sicherheitsventil zu öffnen um Meerwasser einzuspeisen. Das nächste Problem trat auf, da die Löschschläuche über keine Rückschlagventile verfügten. Sie waren einfach nicht für einen so hohen Gegendruck vorgesehen. Deshalb erreichte kaum Wasser das Containment oder den Reaktorkern, sondern floss zurück in das Turbinengebäude. Yoshida informierte das Hauptquartier, dass ein Kernventing nun unumgänglich sei um eine Kernschmelze noch zu verhindern. Nur eine Druckentlastung könnte die Wassereinspeisung ermöglichen.  Da die Kondensationskammer aber gesättigt war, war dieses Venting sehr problematisch.

* Die SRV-Rohre verbinden den Reaktorkern über das Haupt-Dampfisolierungsventil (“MSRV”) mit dem Torus
* Referenzbild eines US Sicherheitsventils.
* Meerwasser floss direkt zurück in das Turbinengebäude statt in den Reaktor.

 

Um 17:17 des 14. März sank das Kernkühlwasser erneut auf “0” (TOF). Die Kernschmelze begann.

Zwischen 18:02 und 18:06 wurden mit Hilfe von Autobatterien zwei Sicherheitsventile geöffnet, die normalerweise mit Druckluft betrieben werden.  Da die Kondensationskammer keine Kühlfähigkeit mehr besaß, hatte diese Aktion keinen Effekt.

* Das SRV entlüftet den Reaktordruckbehälter in die Kondensationskammer.
* Batteriereihe, mit der das Ventil geöffnet wurde, als die Brennstäbe frei lagen.

 

Um 18:22 des 14. März hatte das Kernkühlwasser die Brennstäbe komplett freigelegt. Das TEPCO Hauptquartier begann Evakuierungpläne für die Arbeiter vom Gelände vorzubereiten und mit den SDF (“Self Defense Forces”, japanisches Militär) zu koordinieren. Zu diesem Zeitpunkt gab es keine anderen Ereignisse, die solch drastische Maßnahmen erfordert hätten.

Die Situation des 2. Blocks wurde vom TEPCO Hauptquartier als sehr ernst eingestuft. Man schätzte die Zeit von der Kernschmelze bis zum Durchbrennen des Reaktorbodens (Bruch des Containments) auf 2 Stunden ein. Verzweifelt und erfolglos wurde weiterhin versucht Meerwasser in den Block einzuspeisen. Unsere eigenen Berechnungen ergeben, dass der Boden des metallenen Reaktorkerns um 19:22 geschmolzen ist. Ohne einen einzigen Tropfen Kühlwasser hätte die Kernschmelze (Corium) um 19:32 begonnen, mit dem Stahlbetonboden des Containments aggressiv und stark exotherm zu reagieren. Der Stahlbetonboden (Fundament) wäre bis um 19:55 unweigerlich vollständig durchgebrannt (TEPCOs Einschätzung: 20:22) und hätte damit den Reaktor verlassen (“Ex-Vessel”).

* Die Kernschmelze wird letztendlich den runden Boden des stählernen Containments durchbrennen.
* Sie wird sich im Sockelraum des Druckbehälters sammeln und durch den Betonboden brennen.
* Bild des Sockelraums in Block 5. Er enthält u.a. die Kontroll- und Steuerstäbe für den Reaktorkern und deren Motoren.

 

Um 20:31 wurde am Haupttor des Daiichi Geländes (1 km vom Block 2 entfernt) eine Gamma-Dosisleistung von 8.217 µSv/h gemessen. Trotz der bereits bestehenden Kernschmelze und ohne Filterwasser im Torus wurde noch immer eine Entlüftung des Druckbehälters über den Torus vorbereitet, also quasi ein ungefiltertes, direktes Entlüften des Reaktorkerns in die Umwelt. Der verbliebene Dampf in der Kondensationskammer würde die gasförmigen, aber auch feste Brennelementreste mit sich herausreißen. Aber der Druck musste reduziert werden, um überhaupt noch Kühlwasser einleiten zu können.

* Sicherheitsventile entlüften den Kern in die Kondensationskammer. Die Kondensationskammer entlüftet im Notfall in den Schornstein. Der Torus war gesättigt (trocken) und konnte den Dampf nicht filtern.
* Die Kernschmelze hat vermutlich den Druckbehälter bereits verlassen.

Um 21:00 am 14. März wurde die entscheidende Entlüftung über ein noch funktionierendes Sicherheitsventil (SRV) und das Torusentlüftungsventil zum Schornstein vorgenommen, diesmal erfolgreich. Die Ortsdosisleistung am Haupttor sprang auf 11.930 µSv/h und Neutronenstrahlung wurde registriert, was bei einer Wasserfilterung nicht hätte auftreten können. Dampf entwich aus dem Schornstein. Das SRV (vom Reaktorkern zum Torus) wurde ungefähr 1 Stunde 45 Minuten offen gelassen, eine ungewöhnlich lange Zeit.

Um 21:20 konnte wieder ein geringer Wasserspiegel im Reaktorkern gemessen werden. Allerdings stieg die Strahlung im Containment um 21:55 wieder an und der Druck überschritt die maximale Belastungsgrenze. Über die Durchbrennzeit einer Kernschmelze durch einen Stahlbetonboden in die Umwelt (Super-GAU) gibt es nur sehr spekulative Abschätzungen. Die schnellste Durchbrennzeit basiert auf dem WASH-1400 Bericht und würde den Zeitpunkt auf 22:22 datieren. Die Corium-Beton-Reaktionen sind noch nicht vollständig aufgeklärt und verschiedene Computermodelle und Experimente variieren zwischen 3 Stunden und 2,7 Tagen für ein Block 2 Durchbrennszenario.

* Kernschmelze brennt durch das Betonfundament des Reaktors (Super-GAU).
* Wenn dies geschieht, gibt es keine Möglichkeit mehr um das Erreichen des Grundwassers unter dem Reaktor zu verhindern (“China Syndrom”).

Das Torusentlüftungsventil wurde schließlich um 23:35 wieder geschlossen. Ganze 2,5 Stunden bestand eine offene ungefilterte Verbindung zwischen dem Sicherheitsbehälter und der Umwelt, davon außerdem auch noch 1,75 Stunden bei geöffnetem Reaktorkern. Augenblicklich stieg der Containment-Druck wieder über die Belastungsgrenze. Der Druckbehälter glich einem zu stark befüllten Luftballon. Der Druck in der Kondensationskammer dagegen war beträchtlich geringer, was schwer zu erklären ist, da beide über sechs Fallrohre mit je 1,20 m Durchmesser verbunden sind. Eine Verstopfung aller Rohre erscheint unwahrscheinlich. Eine mögliche Erklärung wäre, dass innerhalb des Sicherheitsbehälters ein derart starker Druck erzeugt wurde, dass er den Druckausgleich überforderte. Wir wissen, dass die Kernschmelze spektakulär mit Beton reagiert und sich unter starker Gasentwicklung hindurchbrennt. Diese spezifischen Gase wurden auch außerhalb des Reaktors nachgewiesen.

Um 0:02 am 15. März schlug ein weiterer Entlüftungsversuch fehl. Diesmal versagte ein Entlastungsventil direkt am Sicherheitsbehälter. Die Strahlung in Containment und Torus stieg ebenfalls an.

Um 2:47 wurde das Evakuierungshandbuch noch einmal aktualisiert. Druck- und Strahlungswerte stiegen weiter an, ohne dass noch etwas getan werden konnte. Die Möglichkeiten waren erschöpft.

Zwischen 6:00 und 6:10 des 15. März wurde ein sehr lautes Explosionsgeräusch unterhalb des Reaktors registriert. Ein Schichtleiter beschrieb das Geräusch als “Duun Duun”. In einem späteren Interview interpretierte er das Ereignis als “China Syndrom”, also das explosive Auftreffen der Kernschmelze auf das Grundwasser, was vorher noch nie geschehen, also reine Theorie war. INPO registrierte, anders als bei den Wasserstoff-Detonationen an Block 1, 3 und 4, keine seismische Signatur zum Zeitpunkt der Explosion. TEPCO nahm sofort an, dass die Kondensationskammer durch den Druck geplatzt wäre. Diese Theorie wurde aufrecht erhalten, obwohl keine der späteren Untersuchungen einen Schaden am Torus finden konnte und auch keine Explosionsspuren im Inneren. Der sofortige Druckverlust des Torus wurde von INPO etwas hilflos als Instrumentenfehler interpretiert. Auch die Ortsdosisleistung am Haupttor stieg unverzüglich wieder an. Fast gleichzeitig ereignete sich auch die Wasserstoff-Explosion im Block 4, bei der zwei Arbeiter ums Leben kamen. GRS verzeichnet in ihrer Chronologie noch eine weitere Explosion in Block 2 um 10:00.

Um 7:25 wurde die Arbeiter wegen der unklaren Entwicklung und der hohen Strahlung kurzzeitig evakuiert.

Spätestens um 8:25, bei Tageslicht, bemerkten Arbeiter massive Dampfemissionen (weißen Rauch) aus dem quadratischen Loch der besagten Berstplatte aufsteigen. Es ist nicht auszuschließen, dass diese Emissionen schon länger andauerten, aber in der Dunkelheit (es gab immer noch keine Beleuchtung) und wegen des strahlungsbedingt limitierten Aufenthalts im Freien sowie der zeitweisen Evakuierung der Arbeiter erst später erkannt wurde.

Gegen 10:15 erreichte die Strahlung 8.837 µSv/h und sank dann im Laufe des Tages wieder.

Um 11:25 wurden Strahlungswerte für den Sicherheitsbehälter von 45,6 Sv/h und den Torus von 5,79 Sv/h ermittelt.

* Dampf entweicht durch die Öffnung der Berstplatte (Foto vom März 2011)
* Das untere Foto von 2012, aufgenommen von einem Roboter im obersten Stockwerk des Block 2, zeigt die Öffnung von innen. Man sieht noch immer Dampf unter Druck aus dem Reaktorschaft unter der Abdeckung entweichen. Man beachte auch die Leitern und die Arbeitsbühne an der Berstplattenöffnung.

Um 14:00 wurde SRV 2 abermals manuell geöffnet um den Druck im Reaktorkern zu reduzieren.

Um 15:25 wurde festgestellt, dass der Druck im Containment höher war als im Reaktorkern. Ein untrügliches Zeichen, dass die Kernschmelze heftig mit dem Betonboden des Containment reagierte. TEPCO vermutete hingegen ein Versagen des Sicherheitsventils.

Um 19:50 wurde wieder versucht mit Bor angereichertes Meerwasser über die Löschwassereinspeisung in den Kernsprinkler einzuleiten. Bor wird verwendet um freie Neutronen zu absorbieren, die bei einer Kettenreaktion freigesetzt werden und diese unterhalten. Erst im letzten Jahr musste TEPCO eingestehen, dass nur ein Bruchteil den Reaktor erreicht hat. NHK ermittelte daraufhin, dass pro Stunde von 30 Tonnen eingespeisten Wassers nur 1 Tonne im Kern ankam. Dies entspricht in etwa einem 20 Liter Wassereimer pro Minute. NHK zeigte in einem Experiment, dass diese kleine Menge Wasser die Situation noch verschlechterte, da es sofort verdampfte und als radioaktiver Dampf in die Umwelt entwich. Das Eingeständnis TEPCOs, von der Öffentlichkeit kaum wahrgenommen, musste zu einer völligen Neubewertung der Situation führen, wurde doch bis dahin der Eindruck vermittelt, dass es eine kontinuierliche Meerwasserkühlung gab und sich die Kernschmelze abgeschirmt unter Wasser befand. Tatsächlich gab es zu keiner Zeit eine nennenswerte Kühlung oder Abschirmung der Kernschmelze, zudem war der Reaktor in einem absolut “trockenen” Zustand, was definitiv einem “Worst Case Szenario” entspricht. Schon lange wurde gerätselt, warum Block 2 so viel mehr Radioaktivität abgab als die anderen Blöcke. Mit den neuen Tatsachen ergeben sich relativ zwanglos Abfolgen, Zeitberechnungen, Erklärungen und Konsequenzen.

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Um 21:30 war die Radioaktivität am Haupttor auf 282,6 µSv/h gesunken, sprang jedoch um 23:10 auf 6.960 µSv/h zurück. Um 23:30 erreichte sie wieder 8.080 µSv/h. Die Werte begannen um 4:00 des 16. März wieder zu sinken. Um 6:55 stieg die Radioaktivität im Containment auf 97,2 Sv/h und blieb konstant über den Tag.

Um 10:20 am 16. März stand die Ortsdosisleistung am Haupttor wieder auf 2.399 µSv/h. Sie stieg bis um 12:30 auf 10.850 µSv/h. Die WECHSL-Computersimulation berechnet die Durchbrennung des Fundaments auf 1:22 am 17. März. Das markiert den spätest möglichen (konservativsten) Zeitpunkt 2,5 bis 2,7 Tage nach Erreichen des Betonbodens.

Um 10:50 am 17. März waren die Haupttor-Dosiswerte wieder auf 3.742 µSv/h gestiegen, nachdem sie in der Nacht abgenommen hatten. Die Containment-Strahlung blieb konstant um 80 Sv/h. Am 18 März um 2:35 wurde weißer Rauch aus dem Block 2 protokolliert. Hierbei bleibt unklar, ob es sich um ein neues Phänomen handelte, oder nur um eine Bestätigung des alten. In den nächsten drei Tagen sanken die Containmentwerte auf 60-70 Sv/h. Am 21. März wurde wieder weißer Rauch festgestellt.

Am 26. März wurde Wasser mit 1 Sv/h im Keller des Turbinengebäudes entdeckt. Am selben Tag wurde die Beleuchtung des Turbinengebäudes und des Kontrollraums wiederhergestellt. Am 27. März wurde wieder Wasser mit 1 Sv/h in einem Kabelkanal entdeckt. Das Wasser strömte durch einen Riss im Beton dort ein.

* Hoch radioaktives Wasser (mehr als 1 Sv/h) strömt in den Schacht eines Kabelkanals.
* Die Kabelkanäle liegen unterhalb des Fundaments des Turbinengebäudes und führen zum Meer.

 

Die Chronologie zeigt, wie diverse Entwicklungen in Fukushima Daiichi mit der Kernschmelze im Block zwei zusammenhängen. Viele isolierte Phänomene wurden zunächst anderen Blöcken zugeschrieben oder blieben unklarer Ursache. Unser Report zeigt, wie sie sich ganz zwanglos in die Chronologie des Block 2 einpassen.

 

Zusammenfassung der kritischen Ereignisse in Block 2

Der Zeitpunkt wichtiger bekannter oder sicher angenommener Ereignisse zeigen ein klares logisches Muster und  die Phasen der Kernschmelze passen in diese vorgegebenen Zeitfenster. Frühe Vorfälle wie die Sättigung des Torus und das letztendliche Versagen des RCIC Kühlsystems verursachten die Kernschmelze. Ohne Kühlung war das weitere Durchbrennen der Kernschmelze vorhersehbar und unvermeidbar. Der größte anzunehmende Unfall trat ein. Alle weiteren Entwicklungen sind unter diesem Gesichtspunkt zu betrachten.

Um 17:17 des 14. März erreichte das Kernkühlwasser die Spitze der Brennstäbe (TOF). Dies markiert den Beginn der Kernschmelze. Um 18:22 lagen alle Brennstäbe gänzlich frei, da kein zusätzliches Wasser verfügbar war. Es sind weitere Tatsachen hinzuzufügen, Es gab nur einen gemeinsamen Kontrollraum für Block 1 und 2. TEPCO war voll und ganz mit den Folgen der Explosion des 1. Blockes beschäftigt. Die verbliebenen Wasserstandsanzeigen funktionierten nicht richtig und ließen die Arbeiter in der falschen Annahme, dass die Meerwassereinspeisung gelang. Block 2 schien zunächst kein Grund zur Besorgnis. Es blieb unerkannt, dass die Kondensationskammer nicht mehr ihre Aufgabe erfüllte. Das Entlüften des Reaktors hatte dadurch nicht den gewünschten Erfolg und war außerdem ungefiltert. Als TEPCO sich der Situation bewusst wurde, griff Panik um sich und in Erwartung des bisher rein theoretischen China Syndroms wurde die Evakuierung des Personals vorbereitet. Masado Yoshida rechnete nicht damit die Katastrophe zu überleben. Natürlich dachte jeder an das Schicksal der Liquidatoren in Tschernobyl.

Um 19:22 des 14. März brach die Kernschmelze durch den Boden des Reaktorkerns und sammelte sich auf dem Betonboden des Reaktorkernsockelraums. Innerhalb von 10 Minuten begann das Durchschmelzen des Betonbodens. Wir schätzen den Bruch des Containments auf 19:55, TEPCO auf 20:22. Der Containmentbruch kann auf verschiedene Arten und Kombinationen erfolgen. Dazu gehören das Versagen der Kopfdichtungen am oberen Druckbehälter, verschiedener Versiegelungen von Rohr- oder Kabeldurchbrüchen, oder ein struktureller Bruch. Um 20:31 stieg die Ortsdosisleistung am Haupttor an, um 21:00, mit der Kernschmelze am Boden des Sicherheitsbehälters, wurde der Reaktor 2,5 Stunden lang ungefiltert entlüftet. In dieser Zeit wurde Neutronenstrahlung am Haupttor registriert und einen Gamma-Rekordwert von 11.930 μSv/h.

* Reaktorkernschmelze und Containmentbruch ereigneten sich vor dem 2,5 Stunden Venting. Die Illustration zeigt den Bruch der oberen Reaktorkopfdichtungen und den Weg des Dampfes durch die Reaktorabdeckung zur Berstplattenöffnung.
* Das Venting war ungefiltert und emittierte Brennstabreste in die Umwelt.
* Die Karte zeigt die Lage des Haupttors und des 2. Blocks (1 km Distanz).

20 Minuten später wurde über das SRV 2 ein Druckausgleich zwischen Reaktorkern und Kondensationskammer vorgenommen, während die Entlüftungslinie über den Schornstein noch offen war. Containment- und Torusdruck stiegen trotzdem weiter. Um 22:22 erfolgte nach der WASH-1400 Simulation das Durchschmelzen des Fundaments. Um 23:35 überstieg der Druck im Containment den des Torus, es gab also eine exzessive Druck erzeugende Reaktion im Containment, vermutlich die Reaktion der Kernschmelze mit dem Betonboden. Weitere Entlüftungsversuche schlugen fehl, da die Ventile versagten, so z.B. um 0:02 des 15. März. Um 2:47 wurde das Evakuierungshandbuch bearbeitet, da ein schwerwiegendes Ereignis befürchtet wurde.

Etwa um 6:10 am 15. März bezeugten Arbeiter übereinstimmend ein unterirdisches Explosionsgeräusch unter Block 2. Yoshida bewertete die Druckanzeigen und das Geräusch als Containmentbruch und rief den Reaktornotstand aus. Die Arbeiter wurden in ein Bunkergebäude beordert und mussten Kohlefiltermasken aufsetzen. Ein Großteil der Arbeiter floh, eventuell missverständlich, in Bussen zum Reaktor Fukushima Daini, 10 km entfernt.

Um 8:25 wurde erstmalig weißer Dampf aus der Berstplattenöffnung bemerkt und die Strahlungsmesswerte auf dem Gelände und im Reaktorgebäude stiegen massiv an. Der schwere weiße Rauch oder Dampf wurde während des ganzen Morgens registriert. Die Vorgänge zeigen, dass nach dem Verlust der Kühlung eine schnelle, ungehinderte Kernschmelze erfolgte. Theoretische Kernschmelzmodelle stimmen mit kritischen Ereignissen in Block 2 überein. Als wir Daten und Ereignisse in einer Zeitleiste auftrugen, fielen bestimmte isolierte Ereignisse als zusammenhängend auf. Die lange ungefilterte Entlüftung fiel mit dem Auftreten der Radioaktivitätsspitzen und der Neutronenstrahlung am Haupttor zusammen. Die ungewöhnlichen Druckdifferenzen und das Explosionsgeräusch passen zeitlich in die Vorhersagemodelle über Reaktorkernversagen und Fundamentdurchschmelzung. Wir müssen von einem “China Syndrom” ausgehen, einer Explosion der Kernschmelze im Grundwasser und der Verdampfung des Grundwassers durch die defekten Kopfdichtungen und die Berstplattenöffnung.

Block 1 und 2 haben nicht nur einen gemeinsamen Kontrollraum, sondern auch einen gemeinsamen Schornstein. An der Basis auf der Außenseite dieses Schornsteins, in etwa 1 Meter Entfernung, wurde ein unerklärlich hoher Wert von mindestens 10 Sv/h (Instrumentenobergrenze, leider veröffentlichte TEPCO nie den genauen Wert) gemessen. Lange wurde Block 1 für die hohe Kontamination verantwortlich gemacht, da auch Teile der Abluftrohre innerhalb des 1. Blocks erhöhte (jedoch deutlich geringere) Strahlungswerte aufwiesen. Ähnliche Messungen in Block 2 veröffentlichte TEPCO nicht. Insbesondere das 2,5 Stunden lange ungefilterte Entlüften des 2. Blocks machen Neubewertungen erforderlich, auch im Hinblick auf vorherrschende Windrichtungen und Kontaminationen, auch durch Neutronenstrahlung. Wir mahnen derartige Neubewertungen dringend an.

* vereinfachte Chronologie / Abfolge der wichtigsten Ereignisse

 

Kernschmelzeprogression

Die Progression der Kernschmelzmasse außerhab des Reaktorkerns ist von zentraler Bedeutung für die späten Vorgänge in Block 2. Die Simulation der Kernschmelzen in Fukushima durch Sandia National Labs ergab kein signifikantes Durchbrennen des Reaktorbodens, ein wenig plausibles Ergebnis. Die Resultate der anderen genannten Untersuchungen, die auf die Fukushima Blöcke anwendbar sind, zeigen eine breite Varianz von 2,5 Stunden bis 2,5 Tagen. Dies ergibt ein relativ breites Zeitfenster, innerhalb dessen das Durchbrennen erfolgt sein könnte.

 

Die Signifikanz der RCIC Notkühlung

Das RCIC war das einzige noch funktionierende Kühlsystem nach den Verwüstungen durch den Tsunami. Das System ist angewiesen auf ausreichende Wasserzufuhr, zunächst vom Kondensatvorratstank, dann von der Kondensationskammer. Die Kondensationskammer wiederum dient der Abschreckung des heißen Dampfes aus dem Reaktorkern und der RCIC Auslassturbine. Das RCIC funktionierte unzuverlässig, hatte Aussetzer und konnte vom Kontrollraum aus nicht überwacht werden. Arbeiter mussten mehrfach während der Kernschmelze in den Keller des Reaktorgebäudes gehen, um dessen Funktion zu bestätigen. Als das RCIC endlich völlig aus Wassermangel versiegte, war die schnelle Kernschmelze nicht mehr zu verhindern.

Das RCIC Pumpensystem war schon früher für seine Unzuverlässigkeit bekannt. Es gab immer wieder Ventil- und Rohrschäden. In Block 2 wurde es zur letzten Verteidigungslinie, war aber dafür gar nicht hergestellt. Das System reguliert vollautomatisch den Wasserstand im Reaktorkern in einem relativ kleinen unkritischen Bereich (in etwa 3000-5000 mm über TOF). Eine manuelle Bedienung außerhalb dieser Regulierspanne ist nicht vorgesehen, es schaltet automatisch ein und wieder ab. Auf einen extrem niedrigen Wasserstand reagiert es gar nicht. Die Arbeiter in Fukushima mussten das System quasi über falsche Wasserspiegelmessungen in einer Testschleife manipulieren, um es zum Anspringen zu bewegen. Es gibt eine ganze Batterie von Ventilen, die das Wasser aus dem CST umleiten, die alle richtig eingestellt und immer wieder den vorgeblichen Wasserpegeln angepasst werden mussten. Jedes Ventil, dessen Sensoren falsche Druckwerte erhielte, würde das ganze System wieder ausschalten, um ein Austreten radioaktiven Wassers zu verhindern. Die RCIC Auslassturbine entlässt den Wasserdampf über die Haupt- Dampfleitung “A” in die Kondensationskammer. Es gibt Überdruckventile und Berstscheiben im RCIC Raum. Die Arbeiter mussten immer wieder diesen Raum im Keller betreten, um das Funktionieren des Systems zu bestätigen und den Austritt von Wasser zu beurteilen. Für all diese Improvisationen waren sie natürlich gar nicht ausgebildet. Überdies gab es keine verlässlichen Wasserstandsanzeigen mehr, weil das Wasser in deren Messröhrchen ebenfalls verdampft war.

Das RCIC ist das einzige Kühlsystem, das auch über Gleichstrom betrieben werden kann. Die Arbeiter griffen auf Autobatterien vom Parkplatz zurück, um die Ventile und Turbinen zu betreiben und die Instrumente abzulesen. Das System setzte etliche Male aus. Es gibt eine Reihe von möglichen Ursachen für die Aussetzer: Turbinen über Höchstgeschwindigkeit, Elektrizität über 110%, mechanische Ausfälle, niedriger Ansaugdruck, hoher Auslassdruck oder ein Isolationssignal. Yoshida erwähnte aber auch, dass das System absichtlich intermittent betrieben wurde um Batterie für andere Systeme zu sparen. All diese Details verdeutlichen die letztendlich aussichtslose und unmenschliche Sisyphos-Arbeit der Belegschaft in Block 2.

 

Die Bedeutung der SRV Sicherheitsventile

Die SRV (“Steam Relief Valves” = Dampfablassventile) sind Bestandteil aller Reaktoren und von offensichtlicher Wichtigkeit, denn sie entlüften überschüssigen Wasserdampf, Druck und Hitze aus dem Reaktorkern in die Kondensationskammer. Es sind Hochleistungskomponenten, die auf ein klar definiertes Belastungsprofil ausgelegt sind. Die technischen Standards erfordern 440 Öffnungs- und Schließzyklen in den ersten 10 Stunden eines Reaktors im Ausnahmezustand. Die 8 (oder 11 oder 16, je nach Quelle) Ventile laufen in programmierten Routinen, können aber auch notfalls manuell betrieben werden. Studien belegen präzise, dass nach den 10 Stunden Regellastzeit diese Ventile innerhalb der nächsten 4.100-4.600 Sekunden (ca. 70 min) bei Temperaturen über 526°C und wiederholter Betätigung im offenen Zustand versagen. Im offenen Zustand bedeutet ständiger und nicht zu unterbindender Durchlass von Hitze, Dampf und Druck in die Kondensationskammer.

Die Dampfablassventile können durch ihre Lage, den Materialmix und die Gehäuseversiegelungen auch nach extern versagen, in den Sicherheitsbehälter (Containment), der sowieso nur einem begrenzten Druck standhalten kann. Das Materialversagen ist ab einer Temperatur von 626°C zu erwarten. Laufende Untersuchungen an diesen Ventiltypen zeigen, dass das externe Versagen der SRV ein Grund für den extremen Druckaufbau im Containment des 2. Blocks gewesen sein könnte.

 

Die Wahrheit über das verheimlichte 2,5-Stunden-Venting

Man kann in den Protokollen von TEPCO präzise nachlesen, wann es den Arbeitern in Block 2 endlich gelang, das Entlüftungsventil der Kondensationskammer zu öffnen, und wann es wieder geschlossen wurde. Doch dieses entscheidende Detail entging der Öffentlichkeit lange, bis es in den veröffentlichten Arbeiter-Interviews wieder auftauchte. Wiederum dauerte es lange, bis es mit einem weiteren Detail verknüpft wurde, nämlich dass die Kondensationskammer zu dem Zeitpunkt gesättigt war und keine Filterfunktion mehr hatte. Lange haben wir über die Radioaktivitätsspitzen und Neutronenstrahlung am Haupttor gerätselt, bevor unserem Team der Zusammenhang auffiel. Wir gehen davon aus, dass TEPCO sehr wohl wusste, dass zweieinhalb Stunden lang direkt aus dem Containment und über die Hälfte dieser Zeit auch aus dem bereits kühlungslos schmelzenden und auf den Betonboden tropfenden Reaktorkern heraus entlüftet wurde, doch bekannt gemacht wurden nur die rohen Daten ohne Kontext. Dieses ist leider TEPCOS gängige Taktik, und so werden noch weitere Jahre verstreichen, bis man scheibchenweise die wahren Lehren aus der Katastrophe lernen kann.

Auch nach der Entlüftung ließ der Druck im Containment nicht nach und es wurde ein katastrophales, irreparables Bersten befürchtet mit Freisetzung der Kernschmelze. Das Containment versagte schließlich trotzdem, und zwar gut sichtbar. Das Verdampfen durch die Berstplattenöffnung lässt auf ein Versagen der oberen Kopfdichtung der Druckkammer schließen, eine bekannte Schwachstelle dieses Reaktortyps.

 

Indizien für die Kernschmelze und deren Lokalisation

Visuelle Beweise und gesammelte Daten geben uns eine gewisse Vorstellung vom Ausmaß der Kernschmelze in Block 2. Die Kondensationskammer ist im Grunde genommen völlig unbeschädigt und sogar sauber. Mehrere Roboter-Inspektionen des Torus und dessen Strukturelementen geben keinerlei Hinweise auf dort eingedrungene Kernschmelze. Auch die radioaktive Kontamination ist dort relativ niedrig, und es gibt keine offensichtlichen Hitzeschäden. Dies steht im krassen Gegensatz zum desaströsen Zustand des Torus im 1. Block. Wir können mit Gewissheit sagen, dass sich im Torus des 2. Blockes keinerlei Explosionen oder ein Bersten ereignete, auch Kernschmelze ist dort nicht eingelaufen.

* Kaum Schäden und Hitzesignaturen in der sehr aufgeräumt wirkenden  Kondensationskammer des 2. Blocks.
* Relativ niedrige Strahlungswerte im Außenbereich der Kondensationskammer (ermittelt von Robotern).

 

Der gemeinsame Abluftschornstein des 1. und 2. Blocks ist der Ort der höchsten gemessenen Radioaktivität außerhalb der Reaktorgebäude. Eine dokumentierte Messung überstieg bei 10 Sv/h die Kapazität des Messgeräts, sie könnte also noch weitaus höher gewesen sein. Es klingt wahrscheinlich, dass dieser hohe Wert vom ungefilterten Venting des 2. Blocks herrührt, obwohl anfangs lange Block 1 als Verursacher galt. Die oberste Etage des 2. Blocks war gesättigt von Wasserdampf, der sichtbar vom Reaktorgraben aufstieg. Die Dachstahlkonstruktion zeigt deutliche Oxidationsspuren, die heißem Wasserdampf zugeordnet werden. Die Betonabdeckung des Reaktorgrabens war signifikant verstrahlt mit etwa 800 mSv/h. Der offensichtliche Dampfweg, dies sieht auch TEPCO so, führt über die obere Sicherheitsbehälterdichtung durch die Betonabdeckplatten des Reaktorgrabens und hinaus in die Umwelt durch die Berstplattenöffnung. 2012 wurde ermittelt, dass 10 Mio Becquerel pro Stunde diese Öffnung ungehindert passierten. Inzwischen ist sie zumindest versiegelt und mit einem Filtersystem ausgestattet.

* Höchste Strahlungswerte über der runden Reaktorgrabenabdeckung.
* Deutliche Dampfschäden (Oxidation) an den Deckenstahlträgern bzw. des Farbanstrichs.
* Sichtbarer Dampf aus dem Reaktorgraben vor der Berstplattenöffnung.

Innerhalb des Sicherheitsbehälters wurden durch Sonden extrem hohe Strahlungswerte ermittelt. Endoskope zeigten starke Hitze und immer noch Wasserdampf. Strahlungsmessungen am Rande des inneren Containments rangierten im Bereich von 75 Sv/h. Extrapolationen zum Berechnen der Werte im Reaktorkernsockel (welcher auch abschirmende Wirkung hat) ergaben astronomische Werte. Ausgehend von den endoskopischen Beobachtungen können wir davon ausgehen, dass die Kernschmelze, anders als in Block 1, im Sockelraum verblieb und sich von dort aus senkrecht durch den Beton brannte. Sandia National Labs (USA) Simulationen bestätigen diese Theorie. TEPCO fügte hinzu, dass der Wasserspiegel im Containment noch nicht einmal die Fallrohrränder in den Torus erreicht, sodass dieser nicht bewässert wird, obwohl 300 Tonnen Wasser täglich zugeführt werden. Unsere Gruppe ist der Auffassung, dass sich allenfalls heißes Grundwasser am Boden des Containments befindet, das aus dem Boden aufsteigt, und dass das eingespeiste Kühlwasser auf dem entgegengesetzten Weg wieder im Boden versickert. Die Kellerräume des Blocks liegen unterhalb des Grundwasserspiegels.

* Der Wasserspiegel im Containment erreicht nicht einmal den Rand der Fallrohre in den Torus, dieser kann nicht von dort bewässert sein. TEPCO plant dessen ungeachtet ein Fluten des Containments, was wohl eine ambitionierte Vision bleiben wird.
* Die Radioaktivität in Block 2 ist am höchsten im Reaktorkernsockel, am zweithöchsten im Bereich der Reaktorabdeckplatten.

Die Radioaktivität im übrigen Reaktorgebäude ist nicht exzessiv. Alle Daten weisen auf den Sockelraum als Ort der Kernschmelze, bzw. senkrecht darunter im Grundwasser. Alle Hinweise verdichten diese glaubhafte Theorie.

 

Block 2 Leckpfade

Dort, wo im Block 2 hohe radioaktive Kontaminationen entdeckt werden, kann man Leckpfade vermuten. Hoch radioaktives Wasser wurde schon sehr früh im Keller des Turbinengebäudes gefunden. Der Leckpfad könnte über die Kondensationskammer führen, die über diverse Verbindungen verfügen. Dort jedoch fand man keine hoch radioaktive Kontamination und auch kein Leck, sodass man diesen Weg ausschließen kann. Das stark beanspruchte Hauptdampfabsperrventil (MSIV) ist eine weitere Schwachstelle, durch Roboter wurde jedoch kein Schaden und ein exzellenter Zustand des Ventils dokumentiert, auch keine Radioaktivität oder Wasser im MSIV-Raum.

* Der MSIV Raum ist vollkommen unbeschädigt, im Gegensatz zum Block 3.
* Die Radioaktivität außerhalb des Raums beträgt etwa 15 mSv/h.

Also, über welch anderen Weg könnte radioaktives Wasser (mit charakteristischer 1 Sv/h Belastung) seinen Weg aus dem Containment in das Turbinengebäude gefunden haben ? Gleich hoch kontaminiertes Wasser wurde in den Kabelkanälen des 2. Blocks gefunden, wie ganz am Anfang erwähnt. Zunächst wurde festgestellt, dass es sich durch diverse Penetrationen und Risse im Betonfundament des Reaktorgebäudes in den Kanal ergoss. Diese Leckagen wurden mehr schlecht als recht versiegelt, indem man sie medienwirksam mit Beton zu goss. Trotzdem verringerte sich das Volumen nicht. Im letzten Jahr erst erfuhren wir von TEPCO, dass der Kabelkanal lediglich über einen Kiesboden verfügte. Baumarktkies. Erst ein Kyodo-Artikel enthüllte Aussagen von Offiziellen, dass das Containment- Betonfundament weitgehend durchlöchert und gerissen ist, und dadurch kontaminiertes Grundwasser durch die Artefakte in den Turbinenkeller fließen kann. Auch schon vor dem Unfall musste bereits Grundwasser aus den Kellergeschossen gepumpt werden, doch jetzt wird dieses Grundwasser durch die Kernschmelze im Boden kontaminiert. Weitere Versuche von TEPCO den Turbinenkeller zu isolieren stoppten das Wasser ebenfalls nicht. Auch das Nachbetonieren des Kiesbetts versagte, weil entdeckt wurde, dass es weitere verbundene Wasserschächte als Zuflüsse gab, die gar nicht dokumentiert waren. Ebenfalls als unmöglich erwies sich auch der Versuch das Wasser zu vereisen, Das Problem ist für TEPCO entweder unlösbar oder hat einfach keine Priorität.

Beunruhigend ist die Existenz frei fließenden, nicht zurückgehaltenen hoch radioaktiven Wassers unter Block 2 nicht nur für Anwohner und örtliche Fischer. Es könnte andere unerklärte Phänomene verursachen oder noch nicht einmal erkannte auslösen. Ozeanographen wiesen daraufhin, dass sich das kontaminierte Grundwasser auch unter dem Hafen hindurch weiter entfernt in den pazifischen Ozean ergießen könnte. Das würde erklären, warum sich der Cäsiumgehalt im freien Ozean nicht wie erwartet verringert. Die NRA, Japans Atomaufsichtsbehörde, hat ebenfalls auf diese Mechanismen hingewiesen, ohne sich aber auf einen bestimmten Reaktorblock oder Ursache fest zu legen. In diesem Licht erscheint Premierminister Schinzo Abes Versprechen, die Emissionen wären unter Kontrolle, als eine opportunistische Lüge.

Hinsichtlich eines angenommenen China Syndroms gibt es natürlich auch andere, aber letztendlich zum gleichen Ergebnis führende Erklärungsmöglichkeiten, wie etwa Strukturversagen im unteren Containment und ein aus anderen Gründen durchlöchertes und gerissenes Fundament. Unbestreitbar scheint jedoch die Tatsache, dass die Kernschmelze in Block 2 mit dem Grundwasser in Kontakt steht und keineswegs “unter Kontrolle” ist.

 

Schlussfolgerungen

Ab einem gewissen Zeitpunkt war sich TEPCO der Kernschmelze in Block 2 und deren Progression voll bewusst. Dies zeigen die durchgeführten Maßnahmen (Venting, Evakuierung), die Arbeiter-Interviews und die zeitlich weitgehend korrekten Vorausberechnungen von Ereignissen. TEPCO entlüftete den Reaktor volle 2,5 Stunden in Kenntnis der Kernschmelze und der daraus resultierenden Kontamination der Umwelt. Trotzdem war das Venting vermutlich unvermeidbar, um ein potentiell noch gefährlicheres irreversibles Platzen des Sicherheitsbehälters zu verhindern. Es war wahrscheinlich die bessere von zwei schlechten Optionen.

Es ist sicher anzunehmen, dass kontaminiertes Wasser und Kernschmelze Wege aus dem Containment in den Boden unter dem Reaktor gefunden haben. Dieses hoch kontaminierte Wasser fließt weiter ungehindert unter anderem in die Kanalgräben im Hafenbereich und in das Turbinengebäude. Dieses Ausfließen kontaminierten Wassers trotzte bisher jedem Versuch es zu stoppen und die Leckpfade sind deutlich komplizierter und zahlreicher als in den anderen Reaktorblöcken, soweit das zur Zeit beurteilbar ist.

Das Versagen der Kopfdichtung in Block 2 trug über die Jahre zum Hauptteil der in die Luft abgegebenen radioaktiven Verseuchung der Umwelt bei und tut dies noch immer. Auch die anderen zwei Reaktorblöcke erlitten zwar Containmentbrüche, jedoch vermutlich in geringerem Ausmaß.

Neuere Enthüllungen über das Versagen der Meerwassereinspeisung müssen zu einer Neubewertung des Ablaufs und Umfangs der Kernschmelze führen. Die lange Zeit falschen Angaben über die Kühlung waren absichtlich irreführend. Die Neuberechnungen führen zu einer stark beschleunigten, ernsteren und heftigeren Kernschmelze als angenommen. Es hat ein ungekühltes Worst Case Szenario stattgefunden, ein Super-GAU.

Viele entscheidende Vorgänge in Fukushima Daiichi stellen sich nun als direkte Folge der Ereignisse in Block 2 dar. Die alarmierten Reaktionen der Kraftwerksleitung lassen vermuten, dass die Entwicklungen in Block 2 weitaus bedrohlicher waren als die der anderen zwei Reaktoren. Der unerklärliche Verlust der Berstplatte ersparte Block 2 zwar das Schicksal der Wasserstoffexplosionen der anderen 3 Blöcke. Das weitgehend unbeschädigte Gebäude verleitete aber zur Unterschätzung der Kernschmelze. Die offizielle Aufdeckung des Schadensausmaßes wird erfahrungsgemäß scheibchenweise und verspätet noch viele weitere Jahre in Anspruch nehmen.

Ressourcen:

Überblick über das RCIC System

http://www.fukuleaks.org/web/?page_id=10076

Informationen über RCIC Funktionen und Versagen

http://brainmindinst.blogspot.com/2011/07/fukushima-failure-by-design.html

Fukushimas erste Stunden – SimplyInfo.org Report

http://www.fukuleaks.org/web/?page_id=193

Ständige Bock 2 Updates – SimplyInfo.org

http://www.fukuleaks.org/web/?s=unit+2

Block 2 Brechplattenleck und Emissionen in die Umwelt

http://www.fukuleaks.org/web/?p=11481

Radioaktive Emissionen über das Brechplattenleck

http://www.fukuleaks.org/web/?p=11481

NRAs Besorgnis über versteckte Wasserlecks in den Pazifik

http://www.fukuleaks.org/web/?p=14363

Sandia National Labs WETCOR Kernschmelzmodelle

https://www.dropbox.com/s/ctjtx2exhthgi7c/WETCOR_Sandia.pdf?dl=0

Block 2 Wasserkontamination in Turbinenhalle – TEPCO Report

https://www.dropbox.com/s/viaaytumfcawsyh/unit%202%20turbine%20building%20water110327e15.pdf?dl=0

TEPCO RCIC Report Aug 2014

https://www.dropbox.com/s/x2vmi4ysfnpb85f/TEPCO_RCIC_REPORT_140806e0124.pdf?dl=0

Dampfrohrbruch- und Stromausfallereignisse in Siedewasserreaktoren (BWR)

https://www.dropbox.com/s/6pa7m4irsi6ozc9/Steam%20Line%20Break%20and%20Station%20Blackout%20Transients%20for%20BWR%2024495.pdf?dl=0

SRV Leistungsanforderungen

https://www.dropbox.com/s/0og8biglb1s568t/SRV%20performance%20cr7037.pdf?dl=0

Kyodo News – Block 2 Radioaktivität von 1 Sievert außerhalb des Reaktors (2011)

https://www.dropbox.com/s/v1mo12yl11o2q8l/SilverDoctors_%20Radiation%20Levels%20Reach%201%20Sievert%20OUTSIDE%20Reactor%20No%202%2C%20TEPCO%20Requests%20French%20Assistance.pdf?dl=0

RCIC System Beschreibung und Zuverlässigkeitsstudie

https://www.dropbox.com/s/o2oy56eh0f2tqgu/rcic-system-description_reliability%20study.pdf?dl=0

RCIC Patentdiagramm

https://www.dropbox.com/s/a9hlji06yrtohdm/RCIC_patent_diagrams.pdf?dl=0

US NRC (US-Atomaufsichtsbehörde) Dokument über RCIC Systeme

https://www.dropbox.com/s/4ufhadk4yfb548t/RCIC_ML11258A311.pdf?dl=0

Plutoniumauffindekarte von Fukushima Daiichi

https://www.dropbox.com/s/td4sh651jwa8aj9/pumap.jpg?dl=0

Eigenschaften von Stahlbeton bei hohen Temperaturen

https://www.dropbox.com/s/scpc9oppk1yya4j/Properties%20of%20Reinforced%20Concrete%20Steel%20Rebars%20Exposed%20to%20High%20Temperatures.pdf?dl=0

Peach Bottom AKW Reaktorunfallanalyse

https://www.dropbox.com/s/1ov07l14tkehx8e/Peach%20Bottom%20Severe%20Accident%20ML063490176.pdf?dl=0

Anmerkungen über Kernschmelze und Containment

http://www.fukuleaks.org/web/?p=3362

OECD Überblick über Studien zu Kernschmelze-Beton-Interaktionen

https://www.dropbox.com/s/py6k8pve1waak2s/OECD%20overview%20of%20corium%20concrete%20research%20csni-r1992-10.pdf?dl=0

OECD MCCI Projekt Langzeit 2-D Untersuchungen zu Kernschmelze-Beton-Interaktionen

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US NRC Kernschmelze-Beton-Interaktionen

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Numerische Simulation der Wärmeübertragung In Stahlbeton

https://www.dropbox.com/s/t70i9wqzk0xlyd7/Numerical%20Modeling%20of%20Heat%20Transfer%20in%20Reinforced%20Concrete.pdf?dl=0

Vortrag: Leitgedanken über Fukushima Daiichi – Narabayashi

https://www.dropbox.com/s/6t0k6xvb05jbay0/KeynoteDrNarabayashi-THMT-12r2%20Fukushima%20Accident.pdf?dl=0

ISIS Report über Radioaktivitätsspitzen an Messpunkten – Fukushima Daiichi

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INPO Spezial Report Fukushima Daiichi August 2011

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IEEE Fukushima Chronologie

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WECHSL Studie Fundamentdurchbrennung in BWR (Siedewasserreaktoren) und PWR (Druckwassereaktoren)

https://www.dropbox.com/s/4gryeyny6pgslyx/German%20BWR%20PWR%20Basemat%20Burn%20through%20FZKA5710.pdf?dl=0

Präsentation des Fukushima Disasters  – Bal Raj Sehgal  (enthält Fundamentinformationen)

https://www.dropbox.com/s/lt404898v0xhs4k/Fukushima%20Presentation%20Includes%20Basemat%20Melt%20through%20Bal-Raj-Sehgal.pdf?dl=0

EU Corium (Kernschmelze) Report

https://www.dropbox.com/s/awfhom7nwe9nwyc/EU%20corium%20reportCGNA16649ENC_001.pdf?dl=0

Oak Ridge National Lab – Kernschmelzinteraktion mit Beton

https://www.dropbox.com/s/x8ra48q4rjmxpab/core%20debris%20interaction%20concrete%20Oak%20Ridge.pdf?dl=0

CONTAIN Computer Modelle

https://www.dropbox.com/s/d1rlm7bjvkeh748/CONTAIN_computer_models.pdf?dl=0

US NRC Kondensattank und Wassereinspeisungssysteme

https://www.dropbox.com/s/mg29mnhbt4z7yhr/Condensate%20and%20Feedwater%20ML11258A309.pdf?dl=0

Vergleich von Kernschmelzexperimenten mit MELCOR Simulationen – ICONE Papier

https://www.dropbox.com/s/n9emisl1vlguqjf/Comparision%20of%20corium%20experiments%20to%20melcor%20models.PDF?dl=0

Das COMET-L1 Experiment über Langzeit-Schmelze-Beton-Interaktionen und spätes Fluten der Schmelzoberfläche

https://www.dropbox.com/s/0quxtscwoef3h6k/COMET%20Long%20Term%20MCCI%20Late%20Melt%20Surface%20Flooding.pdf?dl=0

US NRC Schwerstunfallanalyse des BWR Mark 1 & 2 Containment

https://www.dropbox.com/s/d5z9jiwyfjwttgi/BWR%20Mark%201%20containment%20severe%20accident%20ML12325A048.pdf?dl=0

IN Laboratories Bewertung von Schwerstunfallforschungen phänomenologische Studien und Schutzmaßnahmen in Reaktoren

https://www.dropbox.com/s/p24bvb34zgt0etw/2003%20paper%20on%20research%20fisa2003_1_sehgal_en.pdf?dl=0

SimplyInfo.org Kernschmelzexperimente

http://www.fukuleaks.org/web/?s=corium+experiment

NRC Temperaturgrenzen für BWR Containment Kondensationskammern

https://www.dropbox.com/s/lqzxso2c427z58a/Suppression%20Pool%20Temperature%20Limits%20For%20BWR%20Containments%20ML13217A292.pdf?dl=0

Pilgrim Watch Dokument über Kondensationskammer-Filtrierung

https://www.dropbox.com/s/3v4zyt5rfg1dytw/pilgrimwatchcommentsoncontainmentvents.pdf?dl=0

Fukushima Daini Vorfälle in den Kondensationskammern während des 3-11 Disasters – TEPCO

https://www.dropbox.com/s/qevqo9y7dea8y8v/Daini_Suppression%20Chamber_Events110810e22.pdf?dl=0

Translation (Übersetzung) by Edano San MD

 

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