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Three Mile Island Artikel Das Kernkraftwerk von Three Mile Island
Three Mile Island ist eine Insel in dem Susquehanna River in Pennsylvania, bei Harrisburg, Vereinigte Staaten Amerika.
Auf dieser Insel liegt ein Kernkraftwerk. Am 28. März 1979 ereignete sich dort der bis dahin schwerste Zwischenfall (GAU) eines KKW als es in dem Reaktorblock 2 zu einer teilweisen Kernschmelze kam.
Three Mile Island Nuclear Generating Station bestand aus zwei Druckwasserreaktorblöcken mit einer Leistung von 800, bzw. 900 MW. Block 1 wurde 1974, Block 2 1978 in Betrieb genommen. Es ist geplant, den noch voll funktionstüchtigen Block 1 in dem Jahre 2014 vom Netz zu nehmen.
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Am Morgen des 28. März gegen 4 Uhr fiel die Hauptpumpe in dem zweiten nichtradioaktiven Kühlkreislauf aus. Dieser Ausfall geschah aufgrund von entweder mechanischen oder elektrischen Problemen und verhinderte die Kühlung des Dampferzeugers. Als Folge davon schaltete sich zuerst die Turbine und dann der Atomreaktor ab. Sofort stieg der Druck in dem Primärsystem (dem radioaktiven Teil) des Reaktors an. Um einen Überdruck zu vermeiden, öffnete sich ein Sicherheitsventil. Dieses Ventil hätte sich wieder schließen sollen, sobald der Druck um einen bestimmten Wert gefallen war. Dies geschah jedoch nicht. Pro Minute entwich eine Tonne Kühlwasser. Die Anzeigen in dem Kontrollraum zeigten jedoch nicht an, dass das Ventil noch offen war. Dies führte dazu, dass der Druck in dem Kühlkreislauf weiter absank.
Zwischenzeitlich war an anderer Stelle des Kraftwerks ein anderes Problem aufgetreten. Das Notfall-Kühlwassersystem, das als Reserve für das Hauptsystem dient, war 42 Stunden vor dem Unfall getestet worden. Als Teil des Test wird ein Ventil geschlossen und am Ende des Tests wieder geöffnet. Doch dieses Mal, entweder durch einen administrativen oder menschlichen Fehler, wurde das Ventil nicht wieder geöffnet. Dies führte dazu, dass das Notkühlsystem nicht funktionierte. Nach 8 Minuten wurde das geschlossene Ventil bemerkt und geöffnet. Nach dem es geöffnet war, begann das Notkühlsystem ordnungsgemäß zu funktionieren und versorgte die Dampferzeuger mit Wasser.
Während der Druck in dem Primärsystem weiter sank, bildeten sich Luftblasen außerhalb des Druckbehälters. Aufgrund dieser Luftblasen verteilte sich das Wasser anders und der Druckbehälter füllte sich mit Wasser. Der Füllstandsanzeiger , der dem Bediener anzeigt, wieviel Wasser zu dem Kühlen vorhanden ist, zeigte fälschlicherweise an, dass das System voll Wasser wäre. So stoppte der Bediener den Wasserzufluß. Er wußte nicht, dass wegen des defekten Sicherheitsventils der Füllstandsanzeiger einen falschen Wert wiedergab.
Nach fast 80 Minuten langsamen Temperaturanstiegs begannen die Pumpen des Primärkreislaufs zu stottern, da nicht mehr Wasser, sondern Dampf angesaugt wurde. Die Pumpen wurden abgeschaltet und man glaubte, dass die natürliche Zirkulation den Wasserfluß aufrechterhalten würde. Doch der Dampf in dem System der Rohrleitungen blockierte den primären Kühlkreislauf. Das nicht zirkulierende Wasser verwandelte sich in zunehmendem Maße in Dampf. Nach rund 130 Minuten seit der ersten Fehlfunktion war der obere Teil des Reaktors nicht mehr von Kühlflüssigkeit umgeben. Bei hohen Temperaturen stellt Zirkonium (sehr strahlenhart), welches sich in der Halterung der Brennstäbe befindet, einen Katalysator dar. Das Wasser oder der Wasserdampf reagiert dabei zu Wassertoff und Sauerstoff. Diese Reaktion fand nun an den sehr heißen Brennstäben statt. Der Kühlbehälter riss und radioaktives Kühlwasser gelangte in das Betriebsgebäude. Um 6 Uhr war Schichtwechsel in dem Kontrollraum. Die neu Angekommenen bemerkten, dass die Temperatur in den Vorratstanks zu hoch war und nutzten ein Reserveventil, um den Verlust von Kühlwasser zu beenden. Bis zu diesem Zeitpunkt waren schon 950 m³ Kühlwasser aus dem primären Kühlkreislauf entwichen. Es waren bereits 165 Minuten seit dem Beginn des Störfalls vergangen, als radioaktiv verstrahltes Wasser die Sensoren erreichte. Zu diesem Zeitpunkt war die Radioaktivität in dem primären Kühlkreislauf 300 Mal höher als erwartet.
Es war den Bedienern in dem Kontrollraum nicht bewußt, dass der primäre Kühlkreislauf sehr wenig Wasser enthielt und mehr als die Hälfe des Kerns nicht mehr mit Kühlwasser bedeckt war. Ungefähr 7 Stunden nachdem Beginn wurde neues Wasser in diesen Kühlkreislauf gepumpt. Ein Reserve-Sicherheitsventil wurde geöffnet, um den Druck zu reduzieren. Nach 9 Stunden explodierte der Wasserstoff in dem Reaktor. Doch dies blieb größtenteil unbeachtet. Es waren fast 16 Stunden vergangen, als die Pumpen in dem Primärkreislauf wieder angestellt wurden und die Kerntemperatur zu fallen begann. Ein großer Teil des Kerns war entweder geschmolzen oder verdampft und das System war stets noch hochradioaktiv. Während der nächsten Woche wurden sowohl Wasserstoff als auch Wasserdampf aus dem Reaktor entfernt. Dies geschah zu dem einen durch Kondensatoren, aber auch, was sehr umstritten war, durch einfaches Ablassen in die Atmosphäre. Es wird geschätzt, dass während des Zwischenfalls 45 Tausend Curie an radioaktivem Gas (in Form von Krypton 85) entwichen.
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Maßnahmen nachdem Unfall | |
Die Beseitigung der Schäden dauerte über 12 Jahre und kostete etwa 1 Milliarde €.
Der Grund des Unfalls wurde mit der schlechten Ausstattung des Kontrollraums sowie der unzureichenden Ausbildung der Mitarbeiter angegeben. In einer Behandlung wurde festgestellt, dass der Unfall hätte vermieden werden können.
In den Folgejahren wurde durch die US-Atomindustrie die Schwere des Unfalls heruntergespielt.
In einer ersten Langzeitstudie über 18 Jahre wurden, laut einer medizinischen Behandlung bei rund 30 Tausend Anwohnern, keine gesundheitlichen Folgeschäden festgestellt. Durch die Gerichte wurden tausende Klagen von Betroffenen daraufhin abgewiesen.
Bürgerinitiativen wie "Three Mile Island Alert� und die "Union of Concerned Scientists� zweifelten die Aussagen der Industrie und der Atomkontrollbehörde NRC an.
Eine Nachbehandlung der Daten durch die Universität Chapel Hill, North Carolina, ergab eine erhöhte Krebsrate in den Gebieten in dem Abwind des Kraftwerks.
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