Schwachstellen inklusive

Atom-Krieg gegen Deutschland (Beitrag des ARD-Magazins "Kontraste" vom 15.07.2010)

Die Druckwasserreaktoren der 2. Generation (DWR 2), zu denen neben "Neckarwestheim 1" auch das Atomkraftwerk "Unterweser" sowie die beiden Reaktorblöcke der Atomkraftanlage "Biblis" gehören, weisen gegenüber den neueren Druckwasserreaktoren eine Reihe planungs- und konstruktionsbedingter Sicherheitsmängel auf, die sich, wenn überhaupt, dann nur mit einem erheblichen Aufwand an Zeit und finanziellen Mitteln durch Nachrüstungen näherungsweise auf den Stand der Technik bringen lassen würden. Mit anderen Worten: Eine ausreichende Nachrüstung dieser vier Atomkraftwerke wäre unwirtschaftlich.

Mit seiner Wandstärke von ca. 60 cm bietet das Reaktorgebäude des nur 50 Kilometer vom Flughafen Stuttgart entfernt liegenden Atomkraftwerks "Neckarwestheim 1" keinen Schutz gegen den Einschlag eines abstürzenden Passagierflugzeugs oder sonstige Gewalteinwirkungen von außen. Zum Vergleich: Die Wände neuerer Atomkraftwerke sind 180 cm stark.

Die Notstromversorgung der Reaktoren und die Gleichstromversorgung bestehen aus einer geringeren Anzahl sich gegenseitig absichernder Systeme. Diese sind außerdem auch noch schlechter räumlich voneinander getrennt als diejenigen neuerer Anlagen. Im Falle eines Brandes bestünde daher zum Beispiel die Gefahr, dass mehrere Systeme auf einmal ausfallen. Ein Stromausfall im Reaktor würde wichtige Sicherheitssysteme und die Kühlung des Reaktorkerns außer Betrieb setzen.

Eine denkbare "äußere Einwirkung" natürlicher Art auf die Atomkraftanlage "Neckarwestheim" wäre zum Beispiel der Einbruch des Bodens unter dem Reaktor und/oder den Anlagen für die Strom- und Notstromversorgung, wie er sich ohne Vorwarnung im Jahre 2002 nur wenige Kilometer von der Atomkraftanlage enfernt ereignete, und dabei ein 18 Meter tiefes Loch auf einem Acker hinterließ. Selbst wenn der Atomreaktor selbst anfangs nicht betroffen wäre, sondern "nur" die Stromversorgung zerstört werden würde, wäre das Eintreten der Kernschmelze und damit des Super-GAUs nur eine Frage der Zeit, die, wie das Beispiel des bisher einzigen Super-GAUs im Atomkraftwerk von Tschernobyl gezeigt hat, jedoch für angemessene Evakuierungsmaßnahmen viel zu kurz wäre.

Aber schon im "normalen" Betrieb stellen die Schweißnähte in einem unter hohem Druck und hohen Temperaturen betriebenen Rohrsystem Schwachstellen dar. Dort entstehen in der Regel zuerst Risse. Kleine Risse bilden sich unter Druck zu größeren Rissen aus, bis das Material den Kräften nicht mehr standhalten kann und die Rohrleitung abreißt. Um es gar nicht erst so weit kommen zu lassen, müssen die Schweißnähte regelmäßig überprüft werden.

Der Primärkreislauf der Druckwasserreaktoren der 2. Generation lässt sich aus baulichen Gründen jedoch nur eingeschränkt auf Risse oder sonstige Schädigungen überprüfen. Verschärfend hinzu kommt noch, dass es an wichtigen Komponenten und Rohrleitungen des Primärkreislaufes mehr Schweißnähte gibt, als bei neueren Anlagen. Das sogenannte Bruchausschlusskonzept, das die Stabilität der sensiblen Anlagenkomponenten absichern soll, wurde erst nach der Inbetriebnahme der Reaktoren durch "Nachqualifizierung" implementiert. Aufgrund dieses "Provisoriums" steigt das Risiko eines schweren Unfalls durch ein Leck oder das Abreißen von Rohrleitungen. Die Sicherheitsbehälter der Druckwasserreaktoren der 2. Generation haben eine geringere Druck- und Temperaturfestigkeit als diejenigen der neueren Reaktoren.

In der sogenannten "probabilistischen Risikoanalyse (PRA)" schneiden alle vier noch betriebenen Druckwasserreaktoren der 2. Generation deutlich schlechter als die der nachfolgenden Baulinien ab. Eine "probabilistische Risikoanalyse" ist der Versuch, die Wahrscheinlichkeit des Eintretens einer Gefahrensituation zu beschreiben. Wenn ein Gutachter ein Szenario mit einer hohen Wahrscheinlichkeit ausschließt, dann heißt das jedoch noch lange nicht, dass dieses nicht trotzdem so oder ähnlich eintreten könnte. Daraus folgt, dass auch bei einem positiveren Ergebnis einer PRA für einen Druckwasserreaktor neuerer Bauart nicht sicher ausgeschlossen werden kann, dass sich unter Umständen ein GAU in dem betreffende Atomkraftwerk ereignen wird. Da die PRAs für die Druckwasserreaktoren der 2. Generation aber deutlich schlechter ausfallen, muss bei ihnen im Umkehrschluss von einem erheblich größeren Risiko ausgegangen werden.

Wie war das doch gleich noch mit der "Laufzeitverlängerung für sichere Atomkraftwerke"?!

In Anbetracht dessen, dass selbst die nach der probabilistischen Risikoanalyse "wahrscheinlich sichereren" Druckwasserreaktoren neuerer Bauart schon nicht wirklich sicher sind, fehlen mir für die grob fahrlässige Verlängerung der Betriebsgenehmigungen für die vier Uralt-Meiler "Neckarwestheim 1", "Unterweser", "Biblis A" und "Biblis B" die Worte.

• Wer jetzt bis hierher noch nicht ebenso sprachlos ist wie ich, und sich das "Kontraste"-Video noch nicht angesehen hat, der sollte das noch mal eben schnell nachholen. Darin geht es zwar nicht um Druckwasser-, sondern um die ältesten Siedewasserreaktoren Deutschlands, aber die bauartbedingten Randbedingungen sind vergleichbar.
  
  Haarsträubend sind allerdings vor allen Dingen die in diesem Zusammenhang von Kontraste aufgezeigten Mängel bei der Sicherheitsüberwachung und den Verstrickungen zwischen den Aufsichtsbehörden, den Gutachtern und den Betreibern der Atommeiler.

All das sind für mich mehr als genug Gründe, mich am Samstag in die Menschenkette in Baden-Würtemberg einzureihen. Als vehemente Verfechter der Atomkraft spielen Herr Mappus (CDU, Baden-Würtemberg, Ministerpräsident) und seine Umweltministerin mit dem atomaren Feuer. Am 27. März 2011 haben die Bürger Baden-Würtembergs die Chance, dem ein Ende zu setzen. Ich hoffe, sie werden sie nutzen ...





(Quellen: Wikipedia, .ausgestrahlt - Besondere Schwachstellen von "Neckarwestheim 1" und "Die Schwachstellen der AKW",  Greenpeace - "Risiko Restlaufzeiten - Neckarwestheim 1") und Keine Chance bei Flugzeugabsturz auf alte AKW )