Allgemeines 

Das Kernkraftwerk Brunsbüttel (KKB) liegt 3 km östlich der kleinen gleichnamigen Stadt an der Unterelbe in Schleswig-Holstein/Deutschland - ca. 1000 km nordwestlich von Wien. Die Anlage gehört zu zwei Drittel dem schwedischen Energiekonzern Vattenfall und zu einem Drittel der deutschen E.ON. Das KKW der Baulinie 69 ähnelt den Kernkraftwerken Phillipsburg-1 und Isar-1 (ebenfalls in Deutschland) und gehört damit zu den älteren Reaktoren in Deutschland. Das KKW Brunsbüttel ähnelt damit auch dem einzigen in Österreich gebautem Kernkraftwerk Zwentendorf im Tullnerfeld, das niemals in Betrieb ging. Es wurde zur gleichen Zeit vom gleichen Konstrukteur, der deutschen Kraftwerksunion (KWU) erbaut. Der leichtwassergekühlte und ebenso moderierte Siedewasserreaktor von Brunsbüttel hat eine thermische Leistung von 2292 MWth, bei einer elektrischen Produktionsleistung von 806 MWel über einen Turbogeneratorsatz. Der Druckbehälter besteht aus Stahl und ist 20,70 m hoch, bei einem Durchmesser von 5,58 m und 13,6 cm Wandstärke. Der Betriebsdruck liegt bei etwa 70 bar. Als Brennstoff werden 104 Tonnen Urandioxid in 532 Brennelementen mit Zirkaloy-2-gemantelten Brennstäben verwendet. Die Temperatur des Kühlwassers beim Eintritt in den Reaktor beträgt 277 C, beim Verlassen des Kerns ist das Wasser auf 285,4 C erwärmt und verdampft beim Betriebsdruck. Der Dampf wird wie beim Siedewasserreaktor üblich nach Wasserabscheidung direkt zum Hochdruckteil der Turbine geleitet. An der mehrstufigen Turbine verrichtet der Dampf mechanische Arbeit und treibt den stromerzeugenden Generator an. Nach der Turbine wird der Dampf im wassergekühlten Kondensator niedergeschlagen und mittels der Kondensatorpumpen wieder zum Reaktor gefördert. Der Wasserdurchsatz im Reaktorkern beträgt knapp 36.000 Tonnen pro Stunde (zirka 10 Tonnen pro Sekunde), wovon etwa 4500 Tonnen als Dampf auf die Turbine geleitet werden (ca. 1,3 Tonnen pro Sekunde).

Zwischenlager

Für den Standort Brunsbüttel wurde vom Betreiber 1999 ein Zwischenlager für abgebrannte Brennelemente des Kraftwerks atomrechtlich beantragt. Nach einer hitzigen Diskussion zwischen Kernkraftgegnern und den Projektwerbern wurde die Errichtung Ende 2003 sowohl baurechtlich als auch atomrechtlich genehmigt. Unter anderem wurde die Entscheidung mit der Vereinbarung zum deutschen Atomausstieg begründet, wonach die abgebrannten Brennelemente der deutschen KKW nicht wiederaufbereitet werden, sondern am Standort solange zwischengelagert werden sollen, bis ein gesamtdeutsches Endlager in Betrieb geht. Im Zwischenlager am Standort Brunsbüttel wurden erstmals im Februar 2006 Castorbehälter eingelagert. Das Lager mit einer Betriebsgenehmigung für maximal 40 Jahre sieht eine Kapazität von höchstens 80 solchen Behältern vor, das entspricht 450 Tonnen nuklearen Abfällen. Die Kapazität ist auf die Restlaufzeit des KKW abgestimmt. Das Lager ist ein oberirdisches Behälterlager. Bei der Fertigstellung eines deutschen Endlagers und der Überführung sämtlicher Abfälle wird das Zwisichenlager wieder aufgelassen. Die Finanzierung der Errichtung und des Betriebes obliegt den Betreibern.


Wichtige Zahlen im Überblick

 ReaktortypLeistung
(MW elektrisch)
FertigstellungBetriebsende
KKW-Brunsbüttel Siedewasserreaktor
KWU
7711 (806)2 Februar 1977

06.08.20113 Atomausstieg

1Nettoleistung ohne Eigenbedarf
2Bruttoerzeugung inklusive Eigenbedarf
3Nach deutschem Atomausstiegs-Gesetz 2011

  • Entfernung von der Stadt Wien (Luftlinie): etwa 800 Kilometer
  • Anteil der Anlage an der Stromerzeugung in Deutschland: zirka 1 Prozent (2009) vor Stilllegung
  • Anteil der Stromerzeugung aus Kernenergie in Deutschland: zirka 22,5 Prozent (140 TWh 2010)
  • Energieeinspeisung seit Inbetriebnahme: 120,37 TWh (bis 06.08.2011, Stilllegung)
  • Jahrestromerzeugung der Anlage 6 TWh (bis 2009)
  • Jahresstromerzeugung in Deutschland: 575 TWh (2011), vgl. 617 TWh (2009)

Bisherige schwere Stör- und Zwischenfälle

Das KKW Brunsbüttel ist in der Vergangenheit mehrfach durch Stör- und Zwischenfälle negativ in die Schlagzeilen gekommen, manche Vorfälle hatten erhebliche Relevanz für die Betriebssicherheit. Gerade bei aktuelleren Zwischenfällen erfolgte durch den Betreiber (Mehrheitseigentümer Vattenfall) eine nur schleppende und inadäquate Information der Behörden und der Öffentlichkeit. Dadurch war das Kraftwerk im Speziellen und die Kernenergienutzung im Allgemeinen einer Welle der Kritik ausgesetzt. Die ältesten Störfälle waren auf die gerade erst erfolgte Inbetriebnahme und den damit verbundenen Optimierungsbedarf zurückzuführen. Die Häufung in letzter Zeit kann im Gegensatz dazu mit dem fotschreitenden Alter der Anlage sowie einem fehlenden Alterungsmanagement und /oder dem starken betriebswirtschaftlichen Druck der Gewinnmaximierung auf Kosten der Betriebssicherheit erklärt werden.

  • 18.06.1978: Freisetzung von mehreren Kubikmetern radioaktivem Dampf
  • 17.10.1978: Auffinden eines Blechteils im Reaktordruckbehälter, die Herkunft konnte nicht geklärt werden.
  • 14.12.2001: Auftreten einer Wasserstoff-Explosion, die eine Zuleitung des Reaktordruckbehälter-Sprühsystems zerstörte. Die Atomaufsichtsbehörde von Schleswig-Holstein wurde drei Tage später über den Vorfall informiert, jedoch unterließ es der Betreiber die genaue Ursache mitzuteilen. Das Bundesumweltministerium stellte im Winter 2002 die Zuverlässigkeit des Betreibers in Frage und übergab dem Umweltausschuss des Bundestags einen Bericht zu dem Vorfall. Bisher wurden Wasserstoffexplosionen in vergleichbaren Anlagenteilen für sehr unwahrscheinlich gehalten. Der Anlage wurde daraufhin etwa ein Jahr lang keine Betriebsgenehmigung erteilt. Der Unfall hätte bei Versagen weiterer Systeme zu mangelnder Kühlung des Reaktors - einer für die Anlage kritischen Situation führen können. Andererseits zeigte der Vorfall, dass das Störfallmanagements des Betreibers problematisch zu beurteilen ist. So wurde im Bericht zur Aufklärung des Unfallherganges und der unberücksichtigten Ansammlung von Knallgas aus dem Anlagenbetrieb dem Betreiber entweder "skandalös unterentwickelte Fachkunde" oder "schamlose Verneblung" des Hergangs vorgeworfen. KKB stand nach dem Unfall für mehr als ein Jahr still. Auch die anderen deutschen Siedewasserreaktoren der Baulinie 69 wurden in Bezug auf die Wasserstoffproblematik einer eingehenden Analyse unterzogen, um vergleichbaren Situationen vorzubeugen.
  • 01.07.2007: Beim Wiederanfahren nach einer Schnellabschaltung eines externen Netzfehlers sperrte sich zwei Mal unplanmäßig das Reaktorwasser-Reinigungssystem ab. Es erfolgte eine Einleitung von Reaktorwasser in die Kondensationskammern. Damit verbunden kam es zur Überschreitung von radiologischen Grenzwerten. Auch dieser Vorfall wurde nur zögerlich und unvollständig an die Landesbehörde in Kiel weitergeleitet. Eine eingehende Untersuchung der Anlage ergab bautechnische Mängel, die vor der Betriebswiederaufnahme im Sommer 2007 behoben wruden. Der Stillstand verursachte für den Betreiber einen Schaden von etwa 200.000 Euro pro Tag. Andererseits verschiebt der Stillstand das voraussichtliche Betriebsende weiter in die Zukunft.  

 


 

Kritikpunkte der Wiener Umweltanwaltschaft

Neben dem fortgeschrittenen Alter der Anlage müssen anlagenspezifische und die für Siedewasserreaktoren generellen Sicherheitsbedenken angeführt werden:

  • Die permanente Emission von Aktivität von Siedewasseranlagen liegt deutlich über den Freisetzungen von Druckwasserreaktoren mit vergleichbarer Leistung. Verschiedene Studien, die den Gesundheitseinfluss von KKWs innerhalb Deutschlands untersuchten, kamen auch für den Standort Brunsbüttel zu Zahlen mit signifikanter Erhöhung der Häufigkeit von Krebs bei Kindern.
  • Es besteht kein Volldruck-Containment, da es sich um einen Siedewasserreaktor mit (im Vergleich zu Druckwasserreaktoren) geringeren Betriebsdrücken handelt. Stattdessen existiert ein kugelförmiges Druckabbausystem mit Wasservorhaltungen zu Kondensationszwecken.
  • Anlagenbedingt und wie bei jedem Siedewasserreaktor gehört die Turbine und der Kondensator zum Primärkreislauf, die Wartung gestaltet sich durch die daraus folgende radioaktive Kontaminierung dieser Teile aufwändig.
  • Besonders in den letzten Jahren scheint eine mangelnde Sicherheitskultur und ein nicht ausreichend profilierter Umgang mit der Betriebssicherheit umsich gegriffen zu haben. Es stellt sich die Frage, ob vom Betreiber ausreichend Mittel in den folgenden wichtigen Bereichen zur Verfügung gestellt werden:
    • Technische Nachrüstung von Anlagenteilen mit Sicherheitsrelevanz
    • Adäquate Maintanance und Anlagenwartung
    • Umfassendes Sicherheitstraining und permanente Aus- und Fortbildung von MitarbeiterInnen
    • Ausreichende Personalbedeckung
    • Strategische Abfederung des Generationswechsels in sicherheitsrelevanten Positionen
    • Proaktive Öffentlichkeitsinformation und -kommunikation
    • Priorätensetzung und Balance zwischen betriebswirtschaftlichen Interessen, Sicherheitsbelangen im KKW und der Konzernstruktur
    • Bedachtnahme auf eine umfassende Sicherheitskultur
    • Spezifisches Management der Alterung (PLiM) 

Position der Wiener Umweltanwaltschaft

Aufgrund des Alters der Anlage und der aufgetretenen Mängel liegt das KKB hinsichtlich der Wahrscheinlichkeit für eine Kernschmelze und der möglichen massiven Freisetzung von Radioisotopen im unteren Feld deutscher Kernkraftwerke. Sinngemäß gleiches gilt für die bauähnlichen Anlagen KKW-Isar-1 und KKW-Phillipsburg-1. Die Auflistungen der Störfälle älterer Anlagen erhärtet das Bild, dass verschiedene Alterungsmechanismen zu einem erhöhten Risikopotenzial beitragen. Die Wiener Umweltanwaltschaft setzt sich daher in ihrer Funktion als Atomschutzbeauftragte der Stadt Wien für die rasche Umsetzung des deutschen Atomausstiegs und gegen eine Betriebszeitverlängerung von veralteten Kernkraftwerken - wie KKB - ein. Darüberhinaus muss vom Betreiber die Durchführung des Betriebes auf einem höchst möglichen Sicherheitsniveau - auch unter der Androhung von Sanktionen wie dem kurzfristigen Entzug der Betriebserlaubnis bis zum Ende der Laufzeit  - eingefordert werden.


Sicherheitssysteme

  • Als grundsätzlich positiv kann die hohe Anzahl Primärkühlmittelschleifen bewertet werden
  • Es besteht in der Reaktorzone ein kugelförmiger Einschluss mit Stahlmantel, mit zirka 2300 Tonnen Wasservorrat zur Dampfkondensation. Die Konstruktion ist bis zu 4,3 bar Überdruck ausgelegt
  • Für die Nachkühlung des Reaktorkerns, auch beim Abriss einer Hauptkühlmittelleitung, bestehen vier Nachkühlsysteme und ein Kernflutsystem, wobei die Kapazität eines dieser Systeme genügen würde, um das Schmelzen des Brennstoffs aufgrund der Nachzerfallswärme zu verhindern.
  • Beim Versagen der Nachkühlsysteme stehen besondere Wasserbehälter mit Steuerstabspülsystemen zur Verfügung.
  • Außerhalb der Anlage stehen zwei voneinander getrennte Wasser-Vorratsbehältern über Leitungen und Feuerlöschpumpen zur Verfügung.
  • Wasser aus der Elbe über Leitungen und drei Feuerlöschpumpen.
  • Wasser aus der Elbe mit Hilfe von vier mobilen Feuerlöschpumpen.

Das KKB kann hinsichtlich der Wirtschaftlichkeit und der Sicherheitskonzepte mit modernen Anlagen nicht verglichen werden. Es spiegelt den Stand von Wissenschaft und Technik der 1970er Jahre wider. Dieser Umstand kann nur zum Teil durch engagiertes Sicherheitsmanagement und Nachrüstung ausgeglichen werden.  


 

Verwendete Quellen und Links

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