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Kernkraftwerke : Was ist eigentlich ein Restrisiko?

  • -Aktualisiert am

Das Risiko will abgeschätzt sein: Beleuchtetes Reaktorbecken während einer Inspektion. Bild: ddp

Können Risikoanalysen das „reale Risiko“ abbilden? Und lassen sich empirische Ergebnisse mit denen von Risikoanalysen vergleichen? Antworten auf diese Fragen sind die Zielsetzung solcher Risikoanalysen.

          5 Min.

          Fünfundzwanzig Jahre nach Tschernobyl ist mit dem Unfall im Kernkraftwerk Fukushima ein weiterer atomarer Unfall der schwersten Kategorie - der INES-Stufe 7 - aufgetreten. Die Häufigkeit schwerer oder katastrophaler Unfälle scheint den Wahrscheinlichkeitswerten zu widersprechen, die in den bisherigen Risikoanalysen für Kernkraftwerke ermittelt wurden.

          Nicht erst seit Tschernobyl ist das Bedürfnis groß, das Restrisiko durch konkrete Zahlenwerte greifbarer zu machen. Unter Berufung auf Risikoanalysen für Kernkraftwerke werden immer wieder Wahrscheinlichkeiten in der Größenordnung von 1:1 Million genannt. Die bisherige Zahl schwerer Unfälle deutet indes auf eine deutlich höhere Wahrscheinlichkeit hin. So haben die Professoren Kauermann und Küchenhoff jüngst in einem Gastbeitrag für diese Zeitung auf der Grundlage einer empirischen Betrachtung eine Unfallwahrscheinlichkeit von 1:6667 pro Jahr und Reaktor ermittelt (Reaktorsicherheit: Nach Fukushima stellt sich die Frage des Risikos neu). Dieses Ergebnis wurde als Beleg dafür gewertet, dass die Ergebnisse klassischer Risikoanalysen - stellvertretend wurde ein aus einer Publikation der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) zitierter Wert von 1:250 000 pro Jahr genannt - anzuzweifeln seien.

          Können Risikoanalysen das "reale Risiko" abbilden und lassen sie Aussagen für das allgemeine Risiko eines schweren Unfalls zu? Und lassen sich empirische Ergebnisse mit denen von Risikoanalysen vergleichen? Antworten auf diese Fragen liegen in der Methode und der Zielsetzung solcher Risikoanalysen.

          Mit Entscheidungstheorie

          Risikoanalysen in der Kerntechnik werden in der Fachsprache als "probabilistische Sicherheitsanalysen" (PSA) bezeichnet. Entsprechend ihrer Reichweite werden diese in drei Stufen unterteilt. Mit einer PSA der Stufe 1 wird die jährliche Eintrittshäufigkeit eines sogenannten Kernschadens für ein Kernkraftwerk ermittelt. In diesem Zustand erreichen die Brennelemente infolge unzureichender Kühlung eine Temperatur, bei der mit einem Bersten der Brennstabhüllrohre zu rechnen ist.

          Die Methodik der PSA nutzt das aus der Entscheidungstheorie bekannte induktive Verfahren der Ereignisbaum-Analyse. An der Wurzel des Ereignisbaums für ein bestimmtes Szenarium steht ein Ausgangsereignis, etwa ein Leck oder ein Stromausfall. Das Ausgangsereignis allein kann in der Regel wegen der mehrfachen Redundanz sicherheitsrelevanter Systeme noch nicht zum Kernschaden führen, es müssen also in einem Szenarium mehrere Sicherheitssysteme gleichzeitig oder nacheinander versagen. Die Äste des Ereignisbaums verzweigen sich durch mögliche Ausfälle von Sicherheitssystemen oder Notfallmaßnahmen. Die Blätter des Ereignisbaums sind erreicht, wenn das Ausgangsereignis entweder beherrscht oder ein Kernschaden unabwendbar ist. Die Ausfallwahrscheinlichkeiten für die Verzweigungen des Ereignisbaums werden aus der Betriebserfahrung, zum Beispiel durch Nutzung der Fehlerstatistik für Notstromdiesel, abgeleitet. Die Häufigkeiten aller Blätter mit Kernschaden bilden dann das Ergebnis für dieses Szenarium.

          Die Summe der Kernschadenshäufigkeiten aller betrachteten Szenarien ergibt die gesamte Kernschadenshäufigkeit einer Anlage pro Jahr. Diese Aussage ist eines der Ziele einer probabilistischen Analyse und kann als ein Indiz für das Sicherheitsniveau der Anlage verwendet werden. Wichtiger ist in der Regel, welche Szenarien die größten Risikobeiträge liefern. Durch die Prüfung der sicherheitstechnischen Ausgewogenheit eines Kernkraftwerks wird es möglich, Schwachstellen zu identifizieren, die in Einzelanalysen nur schwer erkennbar sind. So kann eine PSA Hinweise für Nachrüstungen geben, die das Gesamtrisiko vermindern.

          Die Risikobeiträge

          Das Prinzip der probabilistischen Analyse setzt voraus, dass das zu untersuchende Kernkraftwerk genau "nachgebildet" wird. Jede PSA ist damit spezifisch für eine bestimmte Anlage. Im Jahr 2001 hat die GRS eine Studie zu neueren deutschen Druckwasserreaktoren veröffentlicht (http://www.grs.de/sites/default/files/pdf/GRS-175.pdf). Für die betrachteten Szenarien wurde für ein Referenzkernkraftwerk eine mittlere Kernschadenshäufigkeit von etwa 1:200 000 pro Jahr ermittelt. Szenarien für das Brennelementlagerbecken sind darin nicht enthalten.

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