In allen Kernreaktoren wird Energie innerhalb des Brennstoffs durch eine Kettenreaktion von Spaltungen der Kerne seiner Atome erzeugt. Der häufigste Kernbrennstoff ist Uran-235. Jede Spaltung spaltet ein Brennstoffatom in zwei neue Spaltproduktatome und stößt auch Neutronen aus seinem Kern aus, die weitere Spaltungen der Atome verursachen. Der größte Teil der durch die Spaltung freigesetzten Energie wird von den Spaltprodukten weggetragen und wiederum in den benachbarten Brennstoffatomen in thermische Energie umgewandelt, wenn sie diese sich schnell bewegenden Spaltprodukte stoppen und ihre Strahlung absorbieren. Die Neutronen tragen etwa 3% der Spaltenergie ab.

Eine Überhitzung des Reaktorkerns wird durch ein flüssiges oder gasförmiges Kühlmittel verhindert, das auch (direkt oder indirekt) den Dampf zum Antrieb der Turbine erzeugt. Neutronen absorbierende Materialien sind in Steuerstäbe eingebaut, die in Hohlräume im Kern des Reaktors hinein- und herausbewegt werden können, um die Reaktionsgeschwindigkeit der Spaltung auf die vom Betreiber des Kraftwerks gewünschte zu steuern. In Druckwasserreaktoren können absorbierende Materialien über lösliche Absorber in das Reaktorkühlsystem eingebracht werden.

Die meisten Spaltprodukte sind instabil und damit radioaktiv. Sie zerfallen und setzen Strahlung einer Art und mit einer Rate frei, die für jedes Spaltproduktelement charakteristisch ist, und ein neues Tochterprodukt, das ebenfalls radioaktiv sein kann. Diese Zerfallssequenz setzt sich fort, bis sie schließlich zu stabilen (nicht radioaktiven) Tochterprodukten führt. Andere radioaktive Produkte entstehen im Reaktor durch Absorption von Neutronen im Atomkern von nicht spaltbaren Materialien wie Uran-238 und Strukturmaterialien wie Führungen, Stützen und Brennstoffhüllen.

In Reaktoren, die seit einiger Zeit in Betrieb sind, erreichen der Zerfall der Spaltprodukte und die Bildung neuer Spaltprodukte nahezu ein Gleichgewicht. Zu diesem Zeitpunkt beträgt die Strahlung und die daraus resultierende Energieproduktion aus dem Zerfall radioaktiver Produkte fast ein Zehntel der gesamten im Reaktor erzeugten.

Aus dieser großen Menge an radioaktivem Material resultieren die kernkraftwerksspezifischen Risiken. Unter Betriebsbedingungen verhalten sich die meisten dieser radioaktiven Materialien wie Feststoffe, aber einige verhalten sich wie Gase oder werden bei der hohen Temperatur im Reaktor flüchtig. Einige dieser radioaktiven Materialien könnten leicht von lebenden Organismen absorbiert werden und erhebliche Auswirkungen auf biologische Prozesse haben. Daher sind sie gefährlich, wenn sie in die Umwelt freigesetzt oder dispergiert werden.

Arten und Eigenschaften von Kernkraftwerken

Thermische Reaktoren verwenden Materialien genannt Moderatoren um die durch Spaltung erzeugten schnellen Neutronen zu verlangsamen, damit sie leichter von den spaltbaren Uran-235-Atomen eingefangen werden können. Gewöhnliches Wasser wird oft als Moderator verwendet. Andere verwendete Moderatoren sind Graphit und Deuterium, ein Wasserstoffisotop, das in Form von Deuteriumoxid – schwerem Wasser – verwendet wird. Gewöhnliches Wasser besteht hauptsächlich aus Wasserstoffoxid und enthält einen kleinen Anteil (0.015 %) an schwerem Wasser.

Wärme wird dem Brennstoff durch ein Kühlmittel entzogen, das direkt oder indirekt Dampf zum Antrieb der Turbine erzeugt und auch die Temperatur des Reaktorkerns steuert, um zu verhindern, dass er zu heiß wird und den Brennstoff oder die Strukturmaterialien beschädigt. Übliche Kühlmittel in thermischen Reaktoren umfassen normales Wasser, schweres Wasser und Kohlendioxid. Wasser hat gute Wärmeübertragungseigenschaften (hohe spezifische Wärme, niedrige Viskosität, leicht zu pumpen) und ist das am häufigsten verwendete Kühlmittel in Kernkraftwerken. Das Kühlen eines Reaktorkerns mit unter Druck stehendem oder siedendem Wasser ermöglicht hohe Kernleistungsdichten, so dass große Leistungseinheiten in relativ kleine Reaktorbehälter eingebaut werden können. Das Wasser verwendende Reaktorkühlsystem muss jedoch bei hohem Druck arbeiten, um brauchbare Dampfdrücke und -temperaturen für einen effizienten Betrieb des Dampfturbinengenerators zu erreichen. Die Integrität der Grenze des Reaktorkühlsystems ist daher für alle wassergekühlten Kernkraftwerke sehr wichtig, da es sich um eine Barriere handelt, die die Sicherheit der Arbeiter, der Öffentlichkeit und der Umwelt schützt.

Der Brennstoff in allen wassergekühlten Leistungsreaktoren und den meisten anderen Reaktoren ist keramisches Urandioxid, das mit Metall ummantelt ist – Edelstahl oder eine Zirkoniumlegierung. Das gesinterte Urandioxid stellt einen nicht brennbaren Brennstoff bereit, der über längere Zeiträume betrieben werden kann und seine Spaltprodukte bei hohen Temperaturen ohne signifikante Verformung oder Ausfall zurückhält. Die einzigen in Betrieb befindlichen thermischen Leistungsreaktoren, die einen anderen Brennstoff als Urandioxid verwenden, sind die Magnox-Stationen (die mit Kohlendioxid gekühlt werden), und diese werden nach und nach außer Betrieb genommen, wenn sie das Ende ihrer Lebensdauer erreichen.

Neutronen absorbierende Materialien (wie Bor, Cadmium, Hafnium und Gadolinium), die in verschiedenen Formen verwendet werden, beispielsweise in stahlummantelten Steuerstäben oder in Lösung in Kühlmitteln oder Moderatoren, können zur Steuerung in den Reaktorkern und aus ihm heraus bewegt werden die Spaltungsreaktionsrate auf einem bestimmten Niveau. Im Gegensatz zur Stromerzeugung aus fossilen Brennstoffen ist keine Erhöhung der Brennstoffmenge erforderlich, um das in einer Spaltungskettenreaktion erzeugte Leistungsniveau zu erhöhen.

Sobald eine Erhöhung der Rate der Spaltenergieerzeugung eingeleitet wird, wird sie fortgesetzt, bis sie durch das Einbringen der geeigneten Menge an Neutronen absorbierenden Materialien und Moderator in den Kern gestoppt wird. Eine solche Leistungssteigerung wird durch einen Überschuss an Neutronen in der Spaltungskettenreaktion über den hinaus verursacht, der nur für eine Break-Even-Kettenreaktion erforderlich ist. Daher kann die Spaltrate und die daraus resultierende Stromerzeugung sehr feinfühlig gesteuert werden, indem sehr kleine Mengen an neutronenabsorbierenden Materialien hinzugefügt oder entfernt werden. Wenn eine plötzliche Reduzierung des Leistungspegels erforderlich ist, wird eine relativ große Menge an Neutronen absorbierendem Material in den Kern injiziert. Jedes Reaktorkonzept hat seine eigene Reaktivitätseigenschaft, die die Gestaltung von Steuerungs- und Abschalt-Neutronenabsorptionsvorrichtungen bestimmt, um eine effiziente Leistungssteuerung und ein sicheres und schnelles Abschalten zu gewährleisten, wenn dies erforderlich ist. Für alle gelten jedoch die gleichen grundlegenden Kontroll- und Sicherheitsprinzipien.

Die Haupttypen der heute in Betrieb befindlichen thermischen Leistungsreaktoren sind in Abbildung 1 dargestellt, und die Hauptmerkmale sind in Tabelle 1 angegeben. In den vereinfachten Abbildungen in Abbildung 1 sind Betonschilde gezeigt, die die Reaktoren und die Primärkühlsysteme umgeben. Die Abschirmungen, die eine Vielzahl von Konstruktionen umfassen, bieten im Allgemeinen sowohl eine Abschirmung gegen direkte Strahlung aus dem Reaktor als auch einen Einschluss von Lecks aus Reaktorkühl- oder Moderatorsystemen und sind im Allgemeinen so ausgelegt, dass sie den erheblichen Drücken standhalten, die im Fall von entstehen könnten ein schwerwiegender Ausfall von Kühlmittelsystemen.

Abbildung 1. Arten von Kernkraftwerken

Tabelle 1. Eigenschaften von Kernkraftwerken (1997)

In einer Druckwasserreaktor (PWR) Im Kraftwerk sind das primäre Kühlmittel und der Moderator des Reaktors gleich – gereinigtes gewöhnliches Wasser, das in Dampferzeugern (manchmal auch Boiler genannt) durch eine metallische Grenze vom sekundären Speisewasser-/Dampfkreislauf getrennt ist, durch die die Wärme durch Wärmeleitung übertragen wird. Der dem Turbinengenerator zugeführte Dampf ist daher nicht radioaktiv und die Dampfturbinengeneratoranlage kann wie ein konventionelles Kraftwerk betrieben werden. Da Wasserstoff im primären Kühlmittel/Moderatorwasser einen erheblichen Teil der Neutronen absorbiert, ist es notwendig, den Gehalt an spaltbarem Uran-235-Isotop des Brennstoffs auf 2 % bis 5 % anzureichern, um eine praktische Kettenreaktion für eine langfristige Stromerzeugung aufrechtzuerhalten.

In allen in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken mit unter Druck stehende Schwerwasserreaktoren (PHWRs), Reaktormoderator und primäres Kühlmittel ist schweres Wasser mit einem sehr hohen Isotopengehalt an Deuterium (>99 %). Im CANDU PHWR, der fast alle in Betrieb befindlichen PHWRs ausmacht, wird der Moderator vom primären Kühlmittel getrennt und auf relativ niedriger Temperatur und relativ niedrigem Druck gehalten, was eine bequeme Umgebung zum Auffinden von Überwachungs- und Steuerinstrumenten und eine eingebaute Reservekühlung für den Fall bietet eines Ausfalls der primären Kühlmittelleitung. Der Brennstoff und das primäre Kühlmittel in der CANDU befinden sich in horizontalen Druckrohren im Reaktorkern. Wie bei den PWRs sind bei Dampferzeugern der primäre Kühlmittel- und der sekundäre Speisewasser-/Dampfkreislauf durch eine metallische Grenze getrennt, durch die die Wärme vom primären Schwerwasser auf das gewöhnliche Wasserdampf-Speisewassersystem übertragen wird. Der dem Turbinen-Generator-Kraftwerk zugeführte Dampf ist daher gewöhnlicher Wasserdampf, nicht radioaktiv (bis auf geringe Mengen aufgrund von Leckagen), und das Turbo-Generator-Kraftwerk kann wie ein herkömmliches thermisches Kraftwerk betrieben werden. Der schwere Wassermoderator und das Kühlmittel absorbieren nur einen sehr kleinen Bruchteil der während der Spaltung erzeugten Neutronen, was eine praktische Kettenreaktion für die langfristige Stromerzeugung unter Verwendung von natürlichem Uran (0.071 % Uran-235) ermöglicht. Vorhandene PHWRs können mit leicht angereichertem Uran-235-Brennstoff betrieben werden, was zu einer proportional größeren Gesamtenergieentnahme aus dem Brennstoff führt.

In einer Siedewasserreaktor (SWR) Kernkraftwerks wird das Primärkühlwasser im Reaktorkern selbst teilweise verdampft und der dort erzeugte Dampf direkt dem Turbinengenerator zugeführt. Der Betriebsdruck im Reaktor ist niedriger als in den PWRs, aber der der Turbine zugeführte Dampfdruck ist ähnlich. Der der Turbine zugeführte Dampf ist leicht radioaktiv, was aufgrund der möglichen geringen Kontamination des Turbinen-/Speisewassersystems einige Vorsichtsmaßnahmen erfordert. Dies hat sich jedoch nicht als wichtiger Faktor beim Betrieb und der Wartung von SWRs erwiesen. In SWRs wird die Steuerung der Reaktorleistung durch die Dampfmenge im Kern beeinflusst, und dies muss durch eine geeignete Steuerung der Kühlmittelströmungsrate oder der Reaktivitätseinfügungen ausgeglichen werden, wenn der Leistungspegel des Reaktors geändert wird.

Magnox-Reaktoren, auch bekannt als gasgekühlte Reaktoren (GLRs), werden mit natürlichem, mit Magnesium umhülltem Uranmetall betrieben. Sie werden mit Kohlendioxid bei mäßigem Druck gekühlt, erzeugen jedoch Dampf mit relativ hoher Temperatur, was einen guten thermischen Wirkungsgrad ergibt. Sie haben große Kerne mit geringer Leistungsdichte, so dass auch die Druckbehälter, die gleichzeitig die einzigen Containment-Strukturen sind, groß sind. Die Druckbehälter in den frühen Magnox-Reaktoren waren aus Stahl. Bei den späteren Magnox-Reaktoren enthielt ein Spannbetonbehälter sowohl den Reaktorkern als auch die dampferzeugenden Wärmetauscher.

Fortgeschrittene gasgekühlte Reaktoren (AGRs) Verwenden Sie angereicherten Uranoxid-Brennstoff (2.3 % U-235). Sie werden durch Kohlendioxid bei höherem Druck gekühlt als die Magnox-Reaktoren und haben eine verbesserte Wärmeübertragung und thermische Effizienz. Die größere Kernleistungsdichte in den AGRs im Vergleich zu den Magnox-Reaktoren ermöglicht es, den AGR-Reaktor kleiner und leistungsstärker zu machen. Der Spannbeton-Druckbehälter, der sowohl den Reaktorkern als auch die dampferzeugenden Wärmetauscher enthält, fungiert auch als Sicherheitsbehälter.

Leichtwasser-Graphit-Reaktoren (LWGRs) sind ein Hybrid aus verschiedenen Kernkraftwerken. Die einzigen heute in Betrieb befindlichen Kraftwerke dieses Typs sind die RBMK-Reaktoren in der ehemaligen Sowjetunion, also in Russland, der Ukraine und Litauen. In den RBMK-Reaktoren fließt das gewöhnliche Wasserkühlmittel durch vertikale Kühlmittelkanäle (Rohre), die den Brennstoff enthalten, nach oben und siedet im Kern. Der im Kern erzeugte Dampf wird wie in einem SWR direkt dem Turbinengenerator zugeführt. Der Graphitmoderator, der die Kühlmittelkanäle umgibt, arbeitet bei einer Temperatur, die ausreichend über der des Kühlmittels liegt, so dass die im Graphit durch Moderieren der Neutronen erzeugte Wärme durch die Kühlmittelkanäle abgeführt wird. Die RBMK-Reaktoren sind groß und haben viele Kühlmittelkanäle (>1,500).

Schnelle Brutreaktoren (FBRs) erfordern eine Anreicherung von spaltbarem Material im Bereich von 20 % und können die Spaltungskettenreaktion hauptsächlich durch Absorbieren der im Spaltungsprozess erzeugten schnellen Neutronen aufrechterhalten. Diese Reaktoren benötigen keinen Moderator, um die Neutronen zu verlangsamen, und können überschüssige Neutronen verwenden, um Plutonium-239 zu züchten, einen potenziellen Brennstoff für Reaktoren. Sie können mehr Kraftstoff produzieren, als sie verbrauchen. Während eine Reihe dieser Reaktoren zur Stromerzeugung in neun Ländern auf der ganzen Welt gebaut wurden, haben technische und praktische Schwierigkeiten im Zusammenhang mit der Verwendung von flüssigen Metallkühlmitteln (Natrium) und den sehr hohen Wärmeraten dazu geführt, dass das Interesse nachgelassen hat. Es sind jetzt nur noch drei oder vier relativ kleine Flüssigmetall-Schnelle Brüter (LMFBRs) sind weltweit als Stromerzeuger im Einsatz, produzieren insgesamt weniger als 1,000 Megawatt elektrische Leistung (MWe) und werden schrittweise außer Betrieb genommen. Die Technologie der Brutreaktoren wurde jedoch erheblich entwickelt und für die zukünftige Verwendung dokumentiert, falls dies jemals erforderlich sein sollte.

Kraftstoff und Kraftstoffhandhabung

Der Prozess, der mit dem Abbau von uranhaltigem Erz beginnt und mit der endgültigen Entsorgung des verbrauchten Brennstoffs und aller Abfälle aus der Brennstoffverarbeitung endet, wird üblicherweise als der bezeichnet Kernbrennstoffkreislauf. Es gibt viele Variationen in Brennstoffkreisläufen, abhängig von der Art des beteiligten Reaktors und der Gestaltung der Wärmeabfuhranordnungen im Reaktorkern.

Die grundlegenden PWR- und SWR-Brennstoffkreisläufe sind nahezu identisch und unterscheiden sich nur in den Anreicherungsniveaus und dem detaillierten Design der Brennstoffelemente. Die erforderlichen Schritte, in der Regel an verschiedenen Standorten und Einrichtungen, sind:

• Uranabbau und Mahlen zur Herstellung von Yellowcake (U₃O8)
• Umwandlung von Uran in Uranhexafluorid (UF₆)
• Anreicherung
• Brennstoffherstellung, bei der Uran in Urandioxid (UO) umgewandelt wird₂), die Herstellung von Brennstoffpellets, die Herstellung von Brennstäben in Längen gleich der Höhe des Reaktorkerns und die Herstellung von Brennelementen, die etwa 200 Brennstäbe pro Einheit in einer quadratischen Anordnung enthalten
• Installation und Betrieb in einem Kernkraftwerk
• entweder Wiederaufbereitung oder Zwischenlagerung
• Verbringung gebrauchter Brennelemente oder Anreicherungsabfälle an ein Bundes-/Zentrallager
• eventuelle Entsorgung, die sich noch in der Entwicklungsphase befindet.

Während dieser Prozesse sind Vorsichtsmaßnahmen erforderlich, um sicherzustellen, dass die Menge an angereichertem Brennstoff an jedem Ort geringer ist als diejenige, die zu einer signifikanten Spaltungskettenreaktion führen könnte, außer natürlich im Reaktor. Dies führt zu materiellen Raumeinschränkungen bei Herstellung, Transport und Lagerung.

Im Gegensatz dazu verwendet der CANDU-Reaktor natürliches Uran und hat einen einfachen Brennstoffkreislauf vom Abbau des Erzes bis zur Brennstoffentsorgung, der die Schritte zur Bereitstellung der Anreicherung und Wiederaufbereitung nicht umfasst. Der Brennstoff für die CANDU wird halbautomatisch in halbmeterlangen Rundbündeln von 28 oder 37 UO enthaltenden Brennstäben hergestellt₂ Pellets. Es gibt keine Platzbeschränkungen bei der Herstellung von natürlichem Uranbrennstoff oder beim Versand oder der Lagerung des neuen oder gebrauchten Brennstoffs. Die Immobilisierung und Entsorgung von gebrauchtem CANDU-Kraftstoff wird in Kanada seit 17 Jahren entwickelt und befindet sich derzeit in der Konzeptgenehmigungsphase.

Bei allen in Betrieb befindlichen Leistungsreaktoren mit Ausnahme des Magnox-Typs ist der Grundbestandteil des Reaktorbrennstoffs das zylindrische Brennstoffpellet, das aus Urandioxid (UO₂) Pulver, das verdichtet und dann gesintert wird, um die erforderliche Dichte und keramischen Eigenschaften zu erreichen. Diese gesinterten Pellets, die in nahtlosen Zirkoniumlegierungs- oder Edelstahlrohren versiegelt werden, werden hergestellt Brennstäbe oder Elemente, gegenüber ihrer Umhüllung bei normalen Reaktortemperaturen und -drücken chemisch inert sind. Auch wenn die Verkleidung beschädigt oder gebrochen ist und das Kühlmittel mit dem UO in Kontakt kommt₂, hält dieses keramische Material die meisten radioaktiven Spaltprodukte zurück und widersteht einer Verschlechterung durch das Hochtemperaturwasser.

Die Magnox-Reaktoren verwenden mit Magnesium umhüllten natürlichen Uranmetallbrennstoff und arbeiten erfolgreich bei relativ hohen Temperaturen, da das Kühlmittel Kohlendioxid unter trockenen Bedingungen nicht mit diesen Metallen reagiert.

Das grundlegende Ziel der Konstruktion der Brennstäbe in einem Kernreaktor ist es, die im Brennstoff erzeugte Spaltwärme auf das Kühlmittel zu übertragen, während die Unversehrtheit der Brennstäbe selbst unter den härtesten Übergangsbedingungen aufrechterhalten wird. Für alle in Betrieb befindlichen Reaktoren haben umfangreiche Tests mit simuliertem Brennstoff in Wärmeübertragungslabors gezeigt, dass die erwarteten maximalen Wärmeübergangsbedingungen im Reaktor mit angemessenen Sicherheitsmargen durch den spezifischen Brennstoff, der für die Anwendung ausgelegt und zugelassen ist, aufgenommen werden können.

Neuer Brennstoff, der von der Fertigungsanlage an das Kraftwerk geliefert wird, ist nicht wesentlich radioaktiv und kann ohne Abschirmung manuell oder mit manuell betriebenen Hebe-/Handhabungswerkzeugen gehandhabt werden. Ein typisches Brennelement für einen PWR- oder SWR-Reaktor ist eine quadratische Anordnung von etwa 200 Brennstäben, etwa 4 m lang und etwa 450 kg schwer. Etwa 200 dieser Baugruppen werden in einem großen DWR- oder SWR-Reaktor benötigt. Der Brennstoff wird mit einem Laufkran gehandhabt und im neuen Brennstofflagerbereich trocken in vertikale Regale gestellt. Um neuen Brennstoff in einem in Betrieb befindlichen Leichtwasserreaktor wie einem PWR oder SWR zu installieren, werden alle Vorgänge unter einer ausreichenden Wassertiefe durchgeführt, um eine Abschirmung für jeden oberhalb des Reaktors bereitzustellen. Der geflanschte Deckel des Reaktorbehälters muss zuerst entfernt und ein Teil des verbrauchten Brennstoffs (normalerweise ein Drittel bis die Hälfte des Reaktorkerns) mit einem Brückenkran und Brennstoffförderaufzügen entnommen werden.

Der verbrauchte Brennstoff wird in wassergefüllten Lagerbuchten gelagert. Andere gebrauchte Brennelemente im Kern können in ihrer Position neu angeordnet werden (im Allgemeinen in Richtung der Mitte des Kerns bewegt), um die Stromerzeugung im Reaktor zu formen. Neue Brennelemente werden dann in allen freien Brennstellenpositionen installiert. Abhängig von der Belegschaft und der zu ersetzenden Brennstoffmenge kann es 2 bis 6 Wochen dauern, einen größeren Reaktor zu betanken.

Der CANDU-Reaktor und einige gasgekühlte Reaktoren werden mit Energie durch ferngesteuerte Ausrüstung befeuert, die verbrauchten Brennstoff entfernt und neue Brennelemente oder Bündel installiert. Beim CANDU handelt es sich bei dem Brennstoff um einen halben Meter lange Bündel von Brennstäben mit einem Durchmesser von etwa 10 cm und einem Gewicht von etwa 24 kg. Der Brennstoff wird vom Hersteller in Verpackungskisten aus Karton geliefert und in einem ausgewiesenen Lagerbereich für neuen Brennstoff gelagert, um in den Reaktor geladen zu werden. Brennstoff wird im Allgemeinen täglich in einen in Betrieb befindlichen Reaktor geladen, um die Reaktivität des Reaktors aufrechtzuerhalten. In einem großen CANDU-Reaktor sind 12 Bündel pro Tag eine typische Betankungsrate. Die Bündel werden von Hand auf eine Ladevorrichtung für neuen Brennstoff geladen, die ihrerseits die Bündel in einen lädt Betankungsmaschine die von der Stationsleitwarte aus ferngesteuert wird. Um einen Reaktor mit neuem Brennstoff zu beladen, werden zwei ferngesteuerte Betankungsmaschinen ferngesteuert manövriert und zum Betanken an die Enden des horizontalen Brennstoffkanals gekoppelt. Der Kanal wird von den Betankungsmaschinen an beiden Enden geöffnet, während das Kühlsystem auf Betriebsdruck und -temperatur ist, und neuer Kraftstoff wird in ein Ende gedrückt und verbrauchter Kraftstoff wird am anderen Ende des Kanals abgezogen. Wenn die erforderliche Anzahl von Brennstoffbündeln installiert worden ist, werden die Kanaldichtungen durch die Betankungsmaschine wieder installiert, und die Betankungsmaschinen können damit fortfahren, einen anderen Kanal zu betanken oder den gebrauchten Brennstoff in die wassergefüllte Lagerbucht für gebrauchten Brennstoff abzulassen .

Der verbrauchte Brennstoff, der aus allen in Betrieb befindlichen Reaktoren entladen wird, ist sehr radioaktiv und muss gekühlt werden, um eine Überhitzung zu verhindern, und abgeschirmt werden, um eine direkte Bestrahlung empfindlicher lebender Organismen oder Geräte in der Nähe zu verhindern. Das übliche Verfahren besteht darin, den verbrauchten Brennstoff in ein Wasserspeicherbecken mit mindestens 4 m Wasserüberdeckung über dem Brennstoff zur Abschirmung abzulassen. Dies ermöglicht eine sichere Beobachtung des Kraftstoffs durch das Wasser und den Zugang, um ihn unter Wasser zu einem längerfristigen Lagerort zu bewegen.

Ein Jahr nach der Entladung aus einem Reaktor sinkt die gesamte Radioaktivität und Wärmeerzeugung aus verbrauchtem Brennstoff auf etwa 1 % ihres Ausgangswerts bei der Entladung und innerhalb von 10 Jahren auf etwa 0.1 % ihres Ausgangswerts bei der Entladung. Etwa 5 bis 10 Jahre nach der Entladung ist die Wärmeerzeugung so weit zurückgegangen, dass es möglich ist, den Brennstoff aus dem Wasserbecken zu entfernen und ihn in trockener Form in einem Behälter mit nur natürlicher Luftzirkulation um den Brennstoffbehälter herum zu lagern. Es ist jedoch immer noch ziemlich radioaktiv, und die Abschirmung seiner direkten Strahlung ist für viele Jahrzehnte erforderlich. Die Verhinderung der Aufnahme des Brennmaterials durch lebende Organismen ist für einen viel längeren Zeitraum erforderlich.

Die eigentliche Entsorgung gebrauchter Brennelemente aus Leistungsreaktoren befindet sich noch in der Entwicklungs- und Zulassungsphase. Die Entsorgung von verbrauchtem Brennstoff aus Leistungsreaktoren in verschiedenen geologischen Strukturen wird in einer Reihe von Ländern intensiv untersucht, ist jedoch noch nirgendwo auf der Welt genehmigt worden. Das Konzept der Einlagerung tief unter der Erde in stabilen Gesteinsstrukturen befindet sich nun in Kanada im Zulassungsverfahren als sichere und praktikable Methode zur Endlagerung dieser hochradioaktiven Abfälle. Allerdings ist davon auszugehen, dass auch bei einer Konzeptgenehmigung bis zum Jahr 2000 die eigentliche Altbrennstoffentsorgung erst etwa im Jahr 2025 erfolgen wird.

Werksinterner Betrieb

In allen 33 Ländern mit Kernkraftprogrammen gibt es Aufsichtsbehörden, die Sicherheitsvorschriften für den Betrieb von Kernanlagen erlassen und durchsetzen. Im Allgemeinen ist jedoch das Energieversorgungsunternehmen, das Kernkraftwerke besitzt und betreibt, für den sicheren Betrieb seiner Kernkraftwerke verantwortlich und haftbar. Die Rolle des Operators ist eigentlich eine Führungsaufgabe der Informationsbeschaffung, Planung und Entscheidungsfindung und beinhaltet nur gelegentlich eine aktivere Kontrolle, wenn der Routinebetrieb gestört ist. Der Bediener ist nicht das primäre Schutzsystem.

Alle modernen Kernkraftwerke verfügen über hochzuverlässige automatische, sehr reaktionsschnelle Steuerungs- und Sicherheitssysteme, die den Reaktor und andere Anlagenkomponenten kontinuierlich schützen und die im Allgemeinen so ausgelegt sind, dass sie bei Stromausfall ausfallsicher sind. Es wird nicht erwartet, dass der Bediener diese automatischen Kontroll- und Schutzsysteme dupliziert oder ersetzt. Der Betreiber muss jedoch in der Lage sein, den Reaktor bei Bedarf fast sofort abzuschalten, und sollte in der Lage sein, jeden Aspekt des Anlagenbetriebs zu erkennen und darauf zu reagieren, wodurch die Schutzvielfalt erhöht wird. Der Bediener muss die Fähigkeit haben, die Entwicklung der Gesamtsituation anhand einer großen Datenmenge zu verstehen, zu diagnostizieren und zu antizipieren, die von den automatischen Daten- und Informationssystemen bereitgestellt wird.

Vom Betreiber wird erwartet:

• verstehen, was die Normalbedingungen in allen Systemen sind, die für den aktuellen Gesamtzustand der Anlage relevant sind
• erkennen mit Hilfe der automatischen Systeme oder spezieller Überwachungseinrichtungen, wenn anormale Zustände auftreten und deren Bedeutung
• wissen, wie sie richtig reagieren müssen, um die Anlage wieder in den Normalbetrieb zu versetzen oder die Anlage in einen sicheren Abschaltzustand zu bringen.

Wie gut der Bediener dies kann, hängt von der Konstruktion der Maschine sowie von den Fähigkeiten und der Ausbildung des Bedieners ab.

Jedes Kernkraftwerk muss jederzeit über kompetente, stabile und gut ausgebildete Bediener verfügen. Potenzielle Nuklearbetreiber durchlaufen ein umfassendes Schulungsprogramm, das in der Regel Schulungen im Klassenzimmer und am Arbeitsplatz in Wissenschaft, Ausrüstung und Energiesystemen, Strahlenschutz sowie Betriebsrichtlinien und -prinzipien umfasst. Schulungssimulatoren werden im Betrieb von US-amerikanischen Kernkraftwerken immer verwendet, um dem Bediener praktische Erfahrungen im Anlagenbetrieb, bei Störungen und unter ungewöhnlichen Bedingungen zu vermitteln. Die Schnittstelle zwischen dem Bediener und den Energiesystemen erfolgt über die Kontrollrauminstrumentierung. Gut konzipierte Instrumentierungssysteme können das Verständnis und die richtige Reaktion der Bediener verbessern.

Es ist üblich, das Schlüsselpersonal für den Betrieb eines Kernkraftwerks noch während des Baus zu ernennen, damit es aus betrieblicher Sicht beraten und Personal zusammenstellen kann, das die Anlage in Betrieb nimmt und betreibt. Sie bereiten auch eine umfassende Reihe von Betriebsverfahren vor, bevor die Station in Betrieb genommen und in Betrieb genommen wird. Konstruktionsexperten und Aufsichtspersonal prüfen diese Verfahren auf Konsistenz der Konstruktionsabsicht und der Betriebspraktiken.

Vom Personal wird erwartet, dass es die Station systematisch und streng gemäß den Betriebsanweisungen und Arbeitsgenehmigungen betreibt. Das Betriebspersonal arbeitet kontinuierlich daran, die öffentliche Sicherheit zu gewährleisten, indem es ein umfassendes Programm zum Testen und Überwachen der Sicherheitssysteme und Schutzbarrieren durchführt und die Fähigkeit erhält, mit jedem Anlagennotfall fertig zu werden. Wenn Bediener möglicherweise Maßnahmen als Reaktion auf eine Änderung des Zustands der Anlage ergreifen müssen, gibt es schriftliche, systematische Verfahren, um sie anzuleiten und die detaillierten Informationen bereitzustellen, die zur Steuerung der Anlage erforderlich sind. Solche Verfahren werden von Stations- und behördlichen Sicherheitsausschüssen überprüft.

Ein durchdachtes Betriebssicherheitsmanagementprogramm umfasst:

• detaillierte Kenntnisse in sicherheitskritischen Bereichen
• Standards oder Ziele, die eine akzeptable Leistung definieren
• ein Programm zum Überwachen der Leistung, Reagieren auf Probleme und Melden von Ergebnissen
• ein Programm zur Überprüfung von Erfahrungen, um Trends, den Grad der Einhaltung von Standards und die Ursache einer inakzeptablen oder sich verschlechternden Leistung festzustellen
• ein Mittel zur Bewertung der Auswirkungen vorgeschlagener Änderungen an Hardware oder Betriebsverfahren und zur Implementierung von Änderungen im Einklang mit dem akzeptierten Standard.

Zusätzlich zu den Verfahren für den Normalbetrieb gibt es in jedem Kernkraftwerk ein Ereignismeldesystem, um durch Überwachungssysteme oder regelmäßige Tests und Inspektionen festgestellte Ausfälle und Verschlechterungen der Ausrüstung, Konstruktions- oder Konstruktionsmängel und Betriebsfehler zu untersuchen und zu dokumentieren. Die grundlegende Ursache jedes Ereignisses wird bestimmt, damit die geeigneten Korrektur- oder Vorbeugungsmaßnahmen entwickelt werden können. Ereignisberichte, einschließlich der Ergebnisse der Analyse und Empfehlungen, werden von der Stationsleitung und von Experten für Sicherheit und menschliche Faktoren geprüft, die normalerweise außerhalb des Stationsgeländes angesiedelt sind.

Das Incident Reporting System der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) ist weltweit tätig, um die nationalen Systeme zu ergänzen und sicherzustellen, dass Informationen zwischen allen teilnehmenden Ländern ausgetauscht werden. Auch die World Association of Nuclear Operators (WANO) sorgt für einen ausführlichen Informationsaustausch auf operativer Ebene.

Kernreaktoren und alle ihre Hilfs- und sicherheitsrelevanten Systeme werden gemäß Qualitätssicherungsanforderungen in geplanten Intervallen gewartet und getestet, um die Zuverlässigkeit während ihrer gesamten Lebensdauer zu gewährleisten. Neben der automatischen Überwachung gibt es systematische manuelle Tests und Untersuchungen auf Hinweise auf eine Beeinträchtigung oder einen Ausfall von Anlagensystemen. Dazu gehören regelmäßige Feldüberwachung, vorbeugende Wartung, regelmäßige Tests und die Untersuchung von Änderungen des Anlagenzustands.

Für Prozess- und Sicherheitssysteme werden sehr anspruchsvolle Leistungsziele gesetzt, um das Risiko für die Öffentlichkeit und das Stationspersonal akzeptabel gering zu halten. Für Prozesssysteme, die aktiv betrieben werden, während Strom erzeugt wird, werden Ausfallraten mit Leistungszielen verglichen, was zu Konstruktionsänderungen führen kann, wenn die Leistung nicht dem Standard entspricht. Sicherheitssysteme erfordern einen anderen Ansatz, da sie nur dann zum Einsatz kommen, wenn Prozesssysteme ausfallen. Umfassende Testprogramme überwachen diese Systeme und ihre Komponenten, und die Ergebnisse werden verwendet, um zu bestimmen, wie viel Zeit jedes von ihnen wahrscheinlich außer Betrieb sein würde. Die berechnete Gesamtzeit, in der die Sicherheitssysteme außer Betrieb sind, wird mit einem sehr hohen Leistungsstandard verglichen. Wird ein Mangel in einem Sicherheitssystem festgestellt, wird dieser sofort behoben oder der Reaktor abgeschaltet.

Es gibt auch umfangreiche Tests und Wartungsprogramme während regelmäßiger planmäßiger Abschaltungen. Beispielsweise werden alle drucktragenden Behälter, Komponenten und deren Schweißnähte systematisch zerstörungsfrei gemäß den Vorschriften der Sicherheitsvorschriften geprüft.

Sicherheitsprinzipien und zugehörige Sicherheitskonstruktionsmerkmale

Es gibt vier Aspekte der Spaltungskettenreaktion, die gefährlich sein können und die nicht von der Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung getrennt werden können und daher Sicherheitsmaßnahmen erfordern:

1. Die Spaltung führt zu ionisierender Strahlung, die vor direkter Strahlungseinwirkung geschützt werden muss.
2. Es entstehen hochradioaktive Spaltprodukte, die dichte Gehäuse erfordern, um eine Kontamination der äußeren Umgebung und eine mögliche Aufnahme zu verhindern.
3. Die Spaltkettenreaktion ist ein dynamischer Prozess, der einer ständigen Kontrolle bedarf.
4. Die Wärmeproduktion kann nicht sofort gestoppt werden, da der radioaktive Zerfall nach Beendigung der Spaltungskettenreaktion weiterhin Wärme erzeugt, was eine langfristige Kühlung erfordert.

Die Sicherheitsanforderungen, die diese Eigenschaften erfordern, erklären die großen Unterschiede in der Sicherheitsausrüstung und der Betriebsstrategie in einem Kernkraftwerk im Vergleich zu denen in einem Kraftwerk, das fossile Brennstoffe verwendet. Wie diese Sicherheitsanforderungen erfüllt werden, ist für verschiedene Arten von Kernkraftwerken unterschiedlich, aber die grundlegenden Sicherheitsprinzipien sind in allen Kernkraftwerken gleich.

Während des Genehmigungsverfahrens muss jede kerntechnische Anlage nachweisen, dass radioaktive Freisetzungen sowohl unter normalen Betriebsbedingungen als auch im Fall von Störungen oder Störfällen unter den vorgeschriebenen Grenzwerten liegen. Das Verhindern von Ausfällen steht im Vordergrund und nicht nur das Abmildern ihrer Folgen, aber das Design muss in der Lage sein, mit Ausfällen fertig zu werden, wenn sie trotz aller Vorkehrungen auftreten. Dies erfordert ein Höchstmaß an Qualitätssicherung und -kontrolle, die auf alle Geräte, Baufunktionen und Abläufe angewendet wird. Inhärente Sicherheitsmerkmale und technische Sicherheitsmaßnahmen sind darauf ausgelegt, Unfälle zu verhindern und zu kontrollieren und die Freisetzung radioaktiver Materialien einzudämmen und zu minimieren.

Insbesondere müssen Wärmeerzeugung und Kühlleistung jederzeit aufeinander abgestimmt sein. Während des Betriebs wird dem Reaktor Wärme durch ein Kühlmittel entzogen, das durch eine mit dem Reaktor verbundene Rohrleitung gepumpt wird und über die Mantelfläche des Brennstoffs fließt. Bei einem Stromausfall der Pumpen oder einem plötzlichen Ausfall der Verbindungsleitungen würde die Kühlung des Kraftstoffs unterbrochen, was zu einem schnellen Anstieg der Kraftstofftemperatur, einem möglichen Versagen der Kraftstoffhülle und einem Austritt von Kraftstoff führen könnte radioaktives Material aus dem Brennstoff in den Reaktorbehälter. Ein schnelles Abschalten der Spaltungskettenreaktion, unterstützt durch die mögliche Aktivierung von Standby- oder Notkühlsystemen, würde eine Beschädigung des Brennstoffs verhindern. Diese Sicherheitsmaßnahmen sind in allen Kernkraftwerken vorgesehen.

Selbst wenn der Reaktor abgeschaltet wurde, könnte ein Verlust der Kühlung und ein Ausfall der Bereitschafts- oder Notkühlungsfähigkeit zu einer Überhitzung des Brennstoffs führen, da im Brennstoff weiterhin Wärme aus dem Spaltproduktzerfall entsteht, wie in Abbildung 2 dargestellt Wärme nur 1 % oder 2 % der Wärmeerzeugung bei voller Leistung ausmacht, wenn sie nicht abgeführt wird, könnte die Kraftstofftemperatur innerhalb von Minuten nach vollständigem Kühlverlust ein Ausfallniveau erreichen. Der Grundsatz der Sicherheitsauslegung von Kernkraftwerken erfordert, dass alle Umstände, die zu einer Überhitzung, Beschädigung und Freisetzung radioaktiver Stoffe aus dem Brennstoff führen könnten, sorgfältig bewertet und durch technische Kontroll- und Schutzsysteme verhindert werden.

Abbildung 2. Zerfallswärme nach Reaktorabschaltung

Um ein Kernkraftwerk zu schützen, gibt es drei Arten von Sicherheitsmerkmalen: inhärente Eigenschaften, passive Systeme und aktive Systeme. Diese werden in verschiedenen Kombinationen beim Betrieb von Kernkraftwerken eingesetzt.

Inhärente Sicherheitsmerkmale Nutzen Sie die Naturgesetze, um das Kraftwerk sicher zu halten. Es gibt inhärente Sicherheitseigenschaften einiger Kernbrennstoffe, so dass, wenn ihre Temperatur ansteigt, die Geschwindigkeit der Spaltungskettenreaktion verlangsamt wird. Einige Konstruktionen von Kühlsystemen weisen inhärente Sicherheitsmerkmale auf, bei denen das Kühlmittel durch natürliche Zirkulation über den Kraftstoff zirkuliert, um die Zerfallswärme ohne den Betrieb von Pumpen angemessen abzuführen. Die meisten metallischen Strukturen weisen inhärente Sicherheitseigenschaften auf, die unter schweren Belastungen eher zum Nachgeben oder Dehnen als zum Bersten oder Versagen führen.

Passive Sicherheitsfunktionen Dazu gehören das Anheben von Entlastungsventilen mit Eigengewicht (Schwerkraft) durch den Druck der zu entlastenden Flüssigkeit oder die Verwendung gespeicherter Energie in Notfall-Kühlmitteleinspritzsystemen oder in einigen Sicherheitsbehältern, die so ausgelegt sind, dass sie die Energie aus dem Versagen von Rohrleitungen aufnehmen Systeme und nachfolgende Nachzerfallswärme.

Aktive Sicherheitssysteme umfassen alle Systeme, die Aktivierungssignale und eine Energieversorgung in irgendeiner Form erfordern. Aktive Systeme können im Allgemeinen einen größeren Bereich von Umständen kontrollieren als inhärente und passive Systeme und können ohne Einschränkungen während des Betriebs des Reaktors getestet werden.

Das Sicherheitsdesign von Kernkraftwerken basiert auf einer ausgewählten Kombination aus inhärenten, passiven und aktiven Systemen, um die behördlichen Sicherheitsanforderungen der Gerichtsbarkeit zu erfüllen, in der sich das Kernkraftwerk befindet. Ein hoher Automatisierungsgrad in sicherheitsrelevanten Systemen ist notwendig, um das Betriebspersonal möglichst von schnellen Entscheidungen und Maßnahmen unter Stress zu entlasten. Kernkraftreaktorsysteme sind so ausgelegt, dass sie sich automatisch an Änderungen der angeforderten Ausgangsleistung anpassen, und im Allgemeinen erfolgen Änderungen allmählich. Besonders wichtig ist, dass sicherheitsrelevante Systeme im Bedarfsfall jederzeit zeitnah, effektiv und zuverlässig reagieren können. Um dieses hohe Leistungsniveau zu erreichen, müssen diese Systeme die höchsten Qualitätssicherungskriterien erfüllen und nach den bewährten Sicherheitsdesignprinzipien Redundanz, Diversität und physische Trennung ausgelegt sein.

Redundanz ist die Bereitstellung von mehr Komponenten oder Subsystemen, als erforderlich sind, um das System zum Laufen zu bringen – zum Beispiel die Bereitstellung von drei oder vier Komponenten, von denen nur zwei benötigt werden, damit das System ordnungsgemäß funktioniert.

Diversität ist die Bereitstellung von zwei oder mehr Systemen, die auf unterschiedlichen Konstruktions- oder Funktionsprinzipien beruhen, um dieselbe Sicherheitsfunktion zu erfüllen.

Physische Trennung von Bauteilen oder Systemen, die dazu bestimmt sind, die gleiche Sicherheitsfunktion zu erfüllen, bietet Schutz vor lokalen Beschädigungen, die andernfalls die Leistung der Sicherheitssysteme beeinträchtigen könnten.

Ein wichtiges Beispiel für die Anwendung dieser Sicherheitskonstruktionsprinzipien ist die Stromversorgung in Kernkraftwerken, die auf mehr als einem Anschluss an das Hauptstromsystem basiert und vor Ort durch mehrere automatisch startende Diesel und/oder Verbrennungsturbinen unterstützt wird , und durch Batterien und Motor-Generator-Sets, um die zuverlässige Stromversorgung der lebenswichtigen sicherheitsrelevanten Systeme zu gewährleisten.

Die grundlegende vorbeugende Maßnahme gegen die Freisetzung radioaktiver Materialien aus einer Nuklearanlage ist im Prinzip sehr einfach: eine Reihe von leckdichten Barrieren zwischen den radioaktiven Materialien und der Umgebung, um eine Abschirmung gegen direkte Strahlung und einen Einschluss der radioaktiven Materialien bereitzustellen. Die innerste Barriere ist der keramische oder metallische Brennstoff selbst, der die meisten radioaktiven Materialien in seiner Matrix bindet. Die zweite Barriere ist die dichte, korrosionsbeständige Verkleidung. Die dritte Barriere ist die primäre drucktragende Grenze des Kühlmittelsystems. Schließlich sind die meisten Kernkraftsysteme in einer druckfesten Containment-Struktur eingeschlossen, die so ausgelegt ist, dass sie einem Ausfall des größten Rohrleitungssystems darin standhält und alle radioaktiven Materialien, die in den Containment freigesetzt werden, zurückhält.

Das grundlegende Ziel des Sicherheitskonzepts für Kernkraftwerke besteht darin, die Integrität dieser vielfältigen Barrieren durch einen tiefgehenden Verteidigungsansatz aufrechtzuerhalten, der durch drei Ebenen von Sicherheitsmaßnahmen gekennzeichnet werden kann: vorbeugende, schützende und mildernde Maßnahmen.

Vorsichtsmaßnahmen umfassen: Erfüllung der höchsten Qualitätssicherungsstufe während Planung, Bau und Betrieb; hochqualifizierte Bediener, die regelmäßig umgeschult werden; Nutzung inhärenter Sicherheitsmerkmale; Bereitstellen geeigneter Designspielräume; Durchführung sorgfältiger vorbeugender Wartung, kontinuierlicher Tests und Inspektion und Behebung von Mängeln; ständige Überwachung; gründliche Sicherheitsbewertungen und Neubewertungen, falls erforderlich; und Auswertung und Ursachenanalyse von Vorfällen und Störungen, Vornahme entsprechender Modifikationen.

Schutzmaßnahmen umfassen: schnell wirkende Abschaltsysteme; ansprechende automatische Druckentlastungsventile/-systeme; Verriegelungsschaltungen zum Schutz vor Fehlbedienung; automatische Überwachung lebenswichtiger Sicherheitsfunktionen; und kontinuierliche Messung und Kontrolle der Strahlungspegel und der ausströmenden Radioaktivität, um zulässige Grenzwerte nicht zu überschreiten.

Mildernde Maßnahmen umfassen: Notkühlsysteme für Reaktoren; hochzuverlässige Notspeisewassersysteme; diverse und redundante Notstromsysteme; Eindämmung, um zu verhindern, dass radioaktives Material aus der Station austritt, die für eine Vielzahl natürlicher und künstlicher Belastungen wie Erdbeben, starke Winde, Überschwemmungen oder Flugzeugaufprall ausgelegt ist; und schließlich Notfallplanung und Unfallmanagement, das die Strahlungsüberwachung, die Information der Sicherheitsbehörden und die Beratung der Öffentlichkeit, die Kontrolle der Kontamination und die Verteilung von Minderungsmaterialien umfasst.

Nukleare Sicherheit hängt nicht nur von technischen und wissenschaftlichen Faktoren ab; Menschliche Faktoren spielen eine sehr wichtige Rolle. Die behördliche Überwachung bietet eine unabhängige Überprüfung aller Sicherheitsaspekte von Kernkraftwerken. Die nukleare Sicherheit wird jedoch in erster Linie nicht durch Gesetze und Vorschriften gewährleistet, sondern durch verantwortungsbewusstes Design, Betrieb und Versorgungsmanagement, was angemessene Überprüfungen und Genehmigungen durch Personen mit Wissen und Autorität umfasst.

Der einzige Kernkraftwerksunfall mit sehr schwerwiegenden Folgen für die Öffentlichkeit ereignete sich 1986 bei einem Test der Kühlfähigkeit in einer ungewöhnlichen Konfiguration in einem RBMK-Kernkraftwerk in Tschernobyl in der Ukraine. Bei diesem schweren Unfall wurde der Reaktor zerstört und eine große Menge radioaktiver Stoffe Materialien in die Umwelt entwichen. Später wurde festgestellt, dass der Reaktor kein angemessenes Abschaltsystem hatte und dass er bei niedriger Leistung instabil war. Konstruktionsschwächen, menschliche Fehler und ein Mangel an ordnungsgemäßem Versorgungsmanagement trugen alle zu dem Unfall bei. An den verbleibenden in Betrieb befindlichen RBMK-Reaktoren wurden Modifikationen vorgenommen, um schwerwiegende Konstruktionsschwächen zu beseitigen, und die Betriebsanweisungen wurden verbessert, um sicherzustellen, dass sich dieser unglückliche Unfall nicht wiederholt.

Aus dem RBMK-Unfall und anderen weniger schwerwiegenden Unfällen in Kernkraftwerken (wie dem Unfall auf Three Mile Island in den Vereinigten Staaten im Jahr 1978) und aus vielen kleineren Unfällen und Zwischenfällen in mehr als 30 Jahren Kernkraftwerksbetrieb wurde viel gelernt. Das Ziel der Nukleargemeinschaft ist sicherzustellen, dass kein Kernkraftwerksstörfall die Arbeiter, die Öffentlichkeit oder die Umwelt gefährdet. Durch die enge Zusammenarbeit im Rahmen von Programmen wie dem IAEA Incident Reporting Systems und der WANO, der Prüfung durch Industriegruppen und Aufsichtsbehörden und der Wachsamkeit der Eigentümer und Betreiber von Kernkraftwerken wird dieses Ziel leichter erreichbar.

Danksagung: Der Herausgeber dankt Tim Meadler und dem Uranium Institute für die Bereitstellung von Informationen für Tabelle 1.

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