Beiträge von prinz_eisenherz

    Das ist relativ einfach:
    Du gehst zu deiner örtlich zuständigen oder wahlweise zu irgendeiner Dienststelle der Landespolizei.
    Dort trägst du deine Geschichte vor, und teilst mit, dass du Anzeige erstatten möchtest, und (ggf., sofern Vermögensschaden < 50 €) auch Strafantrag stellst.
    Die netten Kollegen werden die "Kontaktdaten" (ladungsfähige Anschrift) relativ schnell ermitteln, und sie dir auf Nachfrage gern mitteilen.

    PE

    Edit: Sandro war einen Hauch schneller...

    Re: Nachtbarin regt sich auf...

    Also ich würde nach der ersten (höflichen) Ermahnung eine Anzeige nach 117 OWiG in Erwägung ziehen.
    Alternativ die Rennleitung zum Stelldichein bitten.

    Früher (vor der Facebook-Generation) hat da auch ein klärendes Gespräch mit dem Vati geholfen...

    Die Jugend sieht leider viel zu selten ein, dass das eigene (Rechts-)Empfinden und die Wirklichkeit nicht immer kongruent sind...

    Re: rahmen schweißen

    Mir persönlich ist keine derzeit keine Regel bekannt, welche Schweißarbeiten an Fahrzeugteilen rechtlich an bestimmte Auflagen bindet...

    Es gibt m.E.n. lediglich diverse Leitfäden.


    Wenn etwas passiert stellt sich jedoch die Frage nach der Vermeidbarkeit bei unsachgemäßer Ausführung...

    Da anscheinend hier im Forum durchaus Interesse an Informationen über Kerntechnik besteht, wollte ich fragen, ob Interesse an einer Forenexkursion in ein Kernkraftwerk besteht.

    Wenn sich einige Leute zu einer Gruppe zusammenfinden, würde ich mich um die Organisation kümmern.
    Vorschlagen würde ich das KKW Grafenrheinfeld, da es als einziges sowas ähnliches wie nicht ganz weit weg von der Mitte Deutschlands liegt.

    [url=http://maps.google.de/maps?q=grafenrheinfeld&oe=utf-8&client=firefox-a&ie=UTF8&hq=&hnear=Grafenrheinfeld,+Schweinfurt,+Bayern&gl=de&ll=49.95873,10.18158&spn=0.35163,0.891953&t=h&z=11]Google Maps[/url]

    Informationsflyer KKG als .pdf (1,06 Mb)

    Termin würden wir nach Abstimmung untereinander in Absprache mit dem Kraftwerk festlegen.

    Ich würde dann versuchen, eine "Spezialführung" hinzubekommen, damit ihr vielleicht Dinge sehen könnt, die dem Ottonormalbesucher verborgen bleiben. ;)

    Ausdrücklich eingeladen sind hierzu insbesondere unsere notorischen Kritiker!
    Ich würde mich auf eine anschließende angeregte Diskussion sehr freuen! Traut euch! Ich strahle nicht! :D

    Also!
    Interesse?

    Falls ja, würde ich nach verbindlichem Festlegen der Teilnehmer jedem vorab zum Einlesen und um einen Überblick zu erhalten ein Infopaket schnüren und per Post zukommen lassen.
    Hat den Vorteil, dass man mit derartigen Vorkenntnissen bei einer solchen Führung deutlich mehr versteht und der Erkenntnisgewinn erheblich steigt.


    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Sorry vergessen:

    Zitat von Landwirt

    Kontrollbereich ist ja Direkt der Oberhalb des Reaktors, oder?

    Der Kontrollbereich beginnt in Druckwasserreaktoren in der Regel mit dem Betreten des Containments.
    In Siedewasserreaktoren gehört neben dem Containment auch die Turbinenhalle dazu, da ja der Primärkreislauf bis dorthin geht.
    Außerdem ist das Standortzwischenlager zumindest partiell meist aber komplett Kontrollbereich.

    Solltest du mal in die Verlegenheit kommen, einen Kontrollbereich zu Betreten, wirst du das merken.
    Und das liegt nicht nur an dem Schild: :D :D :D

    [Blockierte Grafik: http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/f/fb/Kontrollbereich-Schild.jpg]


    § 36 Strahlenschutzverordnung

    Strahlenschutzbereiche
    ...
    2.
    Kontrollbereiche sind Bereiche, in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 6 Millisievert oder höhere Organdosen als 45 Millisievert für die Augenlinse oder 150 Millisievert für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel erhalten können,
    ...

    KTA 1301.2 Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken Teil 2: Betrieb

    7.2.2 Kontrollbereiche
    (1) Im Kernkraftwerk sind Kontrollbereiche als „ständige Kontrollbereiche“ baulich abzugrenzen und alle Zugänge nach den §§ 36 Abs. 2 und 68 StrlSchV deutlich sichtbar und dauerhaft zu kennzeichnen. Außerhalb der ständigen Kontrollbereiche sind erforderlichenfalls temporäre Kontrollbereiche einzurichten.
    H i n w e i s :
    Unter Zugrundelegung eines regelmäßigen Aufenthalts für dort tätig werdende beruflich strahlenexponierte Personen, sind Kontrollbereiche im Allgemeinen dann einzurichten, wenn eine Ortsdosisleistung von 3 ?Sv/h dauerhaft überschritten wird.


    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Zitat von Landwirt

    Wo ist der? Im Keller? Das geht aus der Schematischen Darstellung vorne nicht hervor.
    Kontrollbereich ist ja Direkt der Oberhalb des Reaktors, oder?

    In deutschen Anlagen ist die Hauptwarte üblicherweise im Nebengebäude des Reaktorgebäudes.
    Die Hauptwarte ist ebenso wie z.B. Notstromdieselgebäude oder verschiedene sicherheitsrelevante Anlagenteile verbunkert.
    Weiterhin gibt es dann noch eine 2. unabhängige, völlig autarke Notsteuerstelle, die praktisch ein völliger Klon der Hauptwarte ist.
    Sie befindet sich üblicherweise etwas abgesetzt zur Anlage mitunter unterirdisch und ebenfalls massivst verbunkert. :D

    KTA 3904 Warte, Notsteuerstelle und örtliche Leitstände in Kernkraftwerken

    4.5 Auslegungsanforderungen bezüglich versagenauslösender Ereignisse und Einwirkungen und Eingriffen von außen

    (1) Die sicherheitstechnischen Anforderungen an die Auslegung der Warte und der Notsteuerstelle bezüglich versagenauslösender Ereignisse sowie Einwirkungen und Eingriffen von außen sind mit dem Schutzkonzept des Kernkraftwerks abzustimmen.
    (2) Die Warte ist mindestens gegen die Auswirkungen folgender Ereignisse und Einwirkungen auszulegen:
    a) Störfälle innerhalb der Anlage einschließlich radioaktiver Strahlung,
    b) Erdbeben,
    c) Hochwasser und
    d) Blitz, Sturm, Schneelast.
    (3) Die Kraftwerksanlage ist so zu gestalten, dass die Warte und die Notsteuerstelle nicht gemeinsam durch eines der folgenden Ereignisse ausfallen können:
    a) Flugzeugabsturz,
    b) Gaswolkenexplosion und gefährliche Stoffe,
    c) Brand und
    d) interne Überflutung.
    Der Schutz gegen diese Ereignisse darf durch räumliche Trennung von Warte und Notsteuerstelle, mechanischen Schutz oder eine Kombination davon erfolgen.
    (4) Die sicherheitstechnisch relevanten Einrichtungen der Warte sind so auszulegen, dass entsprechend der Auslegung der Warte nach den Absätzen 1 bis 3, die sicherheitstechnisch relevanten Funktionen des jeweiligen Anforderungsfalls erhalten bleiben. Die übrigen Einrichtungen der Warte dürfen sicherheitstechnisch relevante Einrichtungen in ihrer Funktion nicht unzulässig beeinträchtigen.
    H i n w e i s : In KTA 3901 sind Anforderungen an technische Maßnahmen enthalten um sicherzustellen, dass durch Kommunikationseinrichtungen nach außen sicherheitsrelevante Einrichtungen des Kernkraftwerks nicht unzulässig beeinflusst werden können.
    (5) Die Warte ist so anzuordnen, zu gestalten, abzuschirmen, zu schützen, zu beleuchten, zu belüften und mit Notstrom zu versorgen, dass sich das Personal auch bei Ereignissen nach den Absätzen 2 und 3 in der Warte aufhalten, sie betreten und verlassen kann.

    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Zitat von Landwirt

    Ich hab da auch nochmal ne kleine Frage... Wie sieht das mit Strahlung im Kontrollbereich der Reaktoren (bzw. den Kontrollbereichen) aus? Ist die da auch so hoch, wie in der Freien Umgebung?

    Wenn du den Kontrollbereich im Reaktorgebäude meinst:
    Ich würde mal sagen (ohne das selbst gesehen zu haben) wenn du dich jetzt dort paar Minuten aufhälst, wirst du vermutlich nichtmal mehr das Werkstor erreichen.
    Solltest du den Kontrollraum meinen, so dürfte wenn ich mal von deutschen Anlagen ausgehe dort alles (den Umständen entsprechend) sauber sein. Keine Ahnung. Wie gesagt, selbst über unsere Wege kommen inzwischen nur noch knappe bis keine Informationen.


    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Zitat von Rasor89

    Hast du ne Ahnung oder irgendeinen Gedanken warum und wieso das so läuft? (Ohne gleich die Verschwörungstheoretiker aufzuwecken). Ich meine die wollen dich sicher nicht Japan absichtlich unbewohnbar machen? Oder meinste die Amis haben da was am Stecken?


    Alles viel zu sehr Verschwörung für mich.
    Mit sowas hab ich nix am Hut.

    Ich denke eher, der Betreiber hat hier die Teppichkante und den Handfeger in der Hand.
    Der gibt einfach keine Informationen raus. Und wenn doch nur verzögert oder verwässert.


    btw:
    Ich hab Hochachtung vor den 50 Hanseln, die jetzt noch versuchen, aus dem Mond einen Pfannenkuchen zu machen. :?

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Guten Abend die Herren,

    da ich eben erst aus dem Büro kam und total platt bin muss ich euch heute leider enttäuschen.
    Kein langer Text.
    Vielleicht ein paar Gedanken und ich beantworte paar Fragen.

    Zuallererst:

    Wie ihr ja wisst, bin ich bei medialen Großspektakeln wie dieses tiefentspannt ob der tatsächlichen Lage.
    Langsam aber sicher ist mir jetzt aber auch nicht mehr ganz blumig.

    Was mich einigermaßen erregt:

    Angesichts der bisherigen Ereignisse und dem was uns an offiziellen und Insider-Informationen vorlag, war eigentlich meine Tendenz: Abwarten, die Zeit arbeitet für uns. Die Nachzerfallsleistung nimmt ab.
    Nicht, das ich verharmlosen möchte, aber ich war bisher der festen Meinung, durch das Abklingen der Spaltleistung werden sich die Kerne bei Weitem früher abkühlen, als das der Reaktordruckbehälter aufgibt. Einfach aus physikalischen Gründen.

    Inzwischen kommt mir hier einiges spanisch vor.

    Ich kann mir fachlich langsam nicht mehr erklären, warum die Jungs vor Ort das nach 5 Tagen immernoch nicht im Griff haben.
    Mich beschleicht langsam das Gefühl, dass hier Dinge massiv anders laufen, als verlautbart wird.
    Haltet mich nicht für naiv. Mir ist durchaus bewusst, das nicht alles gesagt wird was los ist. (bitte jetzt keine Verschwörungstheorien)

    Einige meiner direkten Kollegen waren zum Zeitpunkt des Erdbebens gerade im Block 4 tätig. Von daher glaube ich schon, recht nahe an der Infoquelle zu sein. Trotzdem ist es für mich in keiner Weise nachvollziehbar, was die da solange rumspielen. Sorry.

    Sagt jetzt bitte nicht: "Wir haben das ja gleich gesagt. Du spielst das runter. usw."
    Auch wenn das vielleicht komisch klingt, erlaube ich mir die Arroganz zu behaupten, dass ich mich auf Grund meiner Fachbildung durchaus in der Lage sehe, derartige Vorgänge relativ realistisch einschätzen zu können.
    Ich denke insbesondere Chechen und Oldschool könnten dies vielleicht wissen.

    Auch im Kollegenkreis und in den Fachabteilungen reagiert man zunehmend mit fachlichem Unverständnis, ob der Dauer und der Entwicklungen vor Ort.

    Gerade Block 4 ist suspekt. :strange:
    Der Reaktordruckbehälter war zum Zeitpunkt des Bebens entladen.
    Das heißt, der komplette Kern befand sich im Abklingbecken.
    Das Abklingbecken ist riesig und das dort nicht mit endlichem Aufwand der Verdunstungsausfall durch Nachspeisung ausgeglichen werden kann, verwundert doch sehr. :strange:

    Auch Block 2 ist komisch. :strange:
    Nach unseren Kenntnissen war die Lage dort vor 2 Tagen noch relativ stabil und nahezu entspannt.
    Jetzt ist auch in Block 2 die Situation zunehmend angespannt.
    Angeblich wegen einer Unterbrechung der Kühlung für 4 Stunden, weil eine Pumpe sich nach Kraftstoffmangel nicht mehr starten ließ. :strange:

    Des Weiteren klingt das Fehlen eines Kabels zur Notstromeinspeisung am 12.02.2011 eigentlich fast zu lächerlich, als das die das ernst meinen könnten.
    Suspekt. :strange:

    Die Klassifizierung auf INES 4 kann auch weniger mit Optimismus als eher mit Verkleinernwollen eingeschätzt werden.
    Dies war für mich von Anfang an sehr rosa eingeschätzt.

    Nichts desto trotz bleibt die mediale Reflektion weiterhin ungebrochen unterirdisch.
    Die Lage vor Ort ist inzwischen wirklich ernst, aber weit von der Darstellung der Medien und Grünfrieden entfernt.

    chechen:
    In der Tat haben einige Kollegen inklusive mir heute ernsthaft über einen Japanurlaub nachgedacht.
    Ganz einfach weil wir nicht glauben können, dass man der Sache nicht Herr wird.
    Entweder die stellen sich doof an oder die wissen Dinge, die wir nicht wissen... :strange:
    Und mit den jetzt noch von gestern 800 Mitarbeitern heute noch 50 Anwesenden wird sich die Sache vermutlich nicht deutlichst versonnigen.

    Irgendwie klingt das für mich wie das Handtuch resigniert in den Ring werfen. :strange:

    Die Fragen beantworte ich morgen.
    Keinen Bock mehr heute.
    Bin auch bissl enttäuscht... :sorry:
    Hätte alles vermieden werden können.
    Hatte so gut angefangen...


    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Auf Grund der Tatsache, dass es in den Medien derzeit um nichts anderes als um die Vorgänge in den Kernkraftwerken in Japan geht und gleichzeitig diese Berichterstattung voll von Fehlern, Halbwahrheiten und Unverständlichkeiten ist, sehe ich mich genötigt, ein wenig Licht und fachlich möglichst korrekte Informationen in den Wust von Informationsmüll zu bringen.

    Überblick Gesamtanlage

    In den havarierten Reaktorblöcken in Fukushima handelt es sich um Siedewasserreaktoren des Typs BWR3 im Containment MARK I von General Electric.

    In einem Siedewasserreaktor wird das Kühlmittel Wasser im Reaktordruckbehälter auf etwa 250 °C bei einem Druck von etwa 7 MPa erhitzt.
    Im Reaktordruckbehälter befinden sich Brennelemente, die (je nach Typ) aus etwa 15 x 15 bis 17 x 17 Brennstäben (Durchmesser um 10 mm) bestehen und mit kleinen aus angereichertem Kernbrennstoff gesinterten Pellets gefüllt sind.

    Der Reaktordruckbehälter befindet sich in einem aus hochzugfestem Stahl bestehenden Containment, der als dichte und druckführende Umschließung im Fall von Leckagen die radioaktiven Materialien von der Atmosphäre fernhalten soll.

    Das Containment ist von einer Stahlbetonhülle zum Schutz vor Einwirkungen von außen (EVA) umgeben. Im Falle des MARK I ist diese Hülle gleichzeitig Tragstruktur des Containments.


    Vorkommnisse in Fukushima Daiichi

    Durch das Erdbeben vor der Küste Japans wurden bereits wenige Sekunden nach dem Eintreffen der Stoßwellen im Kernkraftwerk alle Steuerstäbe durch hochverdichteten Stickstoff von unten in den Reaktordruckbehälter geschossen und der größte Teil der nuklearen Kettenreaktion gestoppt. Trotzdem zerfallen auch nach dem Eindringen der Steuerstäbe noch Atomkerne. Dies nennt man Nachzerfall. Er entsteht überwiegend durch den Zerfall von Spaltprodukten der Hauptreaktion und fällt mit guter Näherung beinahe exponentiell ab.

    Nachfolgend habe ich euch die Nachzerfallsleistung exemplarisch des Blockes 2 KKW Fukushima Daiichi nach einer von mir unterstellten bisherigen Kernbetriebsdauer von 200 Tagen ab dem Zeitpunkt des vollständigen Einfahrens der Steuerstäbe in den Kern in Prozent der thermischen Reaktornennleistung (ca. 2352 MW) berechnet und in einem Diagramm dargestellt.

    [Blockierte Grafik: http://www.abload.de/img/nachzerfall_block29nhu.jpg]

    Das heißt, dass jetzt nach etwa 100 h oder 4 Tagen nach der Reaktorschnellabschaltung noch etwas weniger als 5,9 MW Leistung abgeführt werden müssen.

    Sicherlich interessiert die meisten hier vorrangig die Explosionen der Reaktorgebäude.
    Bei den Explosionen handelt es sich wie bereits durch die Medien kundgetan um Wasserstoffexplosionen. Irgendwas muss ja auch mal richtig sein.

    Der Wasserstoff entsteht durch eine Reaktion des Metalles Zirkonium aus dem die Brennstabhüllrohre zu über 90 % bestehen. Die Legierung heißt Zirkalloy und wird verwendet, da sie erstens sehr günstige physikalische Eigenschaften wie hohe Zugfestigkeit, gute Wärmeleitfähigkeit und ausgezeichnete Korrosionsbeständigkeit aufweist. Zum Zweiten sind die neutronenphysikalischen Eigenschaften dieses Werkstoffes ebenfalls sehr günstig. Der sogenannte Wirkungsquerschnitt gibt vereinfacht gesagt an, wie groß die Wahrscheinlichkeit ist Neutronen einzufangen die damit nicht mehr in der Lage sind, einen Kern zu spalten. Dieser Wirkungsquerschnitt ist bei Zirkonium sehr klein, um möglichst wenige Neutronen zu verlieren, die dann nicht mehr für die kontrollierte und erwünschte Kettenreaktion zur Verfügung stehen.
    Der große Nachteil dieses Werkstoffes ist jedoch seine Eigenschaft bei hohen Temperaturen zu oxidieren also Sauerstoff zu binden. Kommt nun Wasser hinzu, so entzieht das Zirkonium diesem den Sauerstoff und der Wasserstoff bleibt einzeln.

    Zr + 2 H2O <=> ZrO + 2 H2 (exotherm)

    Diese Reaktion beginnt etwa bei 900 °C und da sie exotherm verläuft, trägt sie zu einem nicht unerheblichen Teil zur weiteren Temperaturerhöhung bei.

    Zur Vermeidung einer oberhalb von 4,1 % Wasserstoff in Luft möglichen zündfähigen Knallgasmischung, werden in der Regel die Containments von Siedewasserreaktoren mit Stickstoff inertisiert.

    In Fukushima war es nun so, dass sich durch die hohen Temperaturen im Kern bei gleichzeitiger Anwesenheit von Wasser bzw Wasserdampf ein beträchtlicher Anteil Wasserstoff gebildet hat.
    Um den Reaktordruckbehälter mit Kühlmittel zu bespeisen, musste dieser druckentlastet werden. Dies geschieht normalerweise automatisch durch Druckentlastungsventile, notfalls jedoch auch von Hand. Der Druck entweicht dann in das Containment und dieses wiederum wird (im Gegensatz zu einem Volldruckcontainment beim Druckwasserreaktor) in die sogenannte Kondensationskammer druckentlastet. Die Kondensationskammer ist bei Siedewasserreaktoren meist als rund um das Containment führender druckfester Behälter ausgeführt und zu großem Teil mit Wasser gefüllt, um in dem zu entspannendem Volumen vorhandene Spaltstoffe möglichst zu binden.
    In nachfolgendem Bild des MARK I-Containments in Fukushima ist dies der Bereich der mit "pressure supression chamber" bezeichnet ist.

    [Blockierte Grafik: http://www.abload.de/img/schnittkp3c.jpg]
    Quelle: General Electric

    Ist auch in der Kondensationskammer ein gewisser Druck erreicht muss dieser abgebaut werden. Dies erfolgt durch Öffnen von Ventilen in das nicht druckfeste und nicht dichte Reaktorgebäude und von dort in die Umwelt.
    Nein nicht durchdrehen. Erst weiterlesen.
    Die bei der Druckentlastung des Containments nicht von der Wasservorlage zurückgehaltenen Spaltstoffe sind beinahe ausschließlich kurzlebige oder sehr kurzlebige Tochternuklide mit Halbwertzeiten im Sekunden-, Minuten- oder maximal Stundenbereich.
    Das heißt, sie zerfallen in sehr sehr kurzer Zeit weiter, und bilden je nach Stoff und Isotop sehr bald stabile, das heißt nicht radioaktive Endprodukte. Im Wesentlichen sind dies 15N (T1/2 = 7,13 s) und radioaktive Edelgase wie 135Xe (T1/2 = 15,29 min) und 85Kr (T1/2 = 4,48 h).

    In Fukushima wurde also diese große Menge Wasserstoff in das Reaktorgebäude abgelassen, welches sich direkt oberhalb des dickwandigen Betongebäudes mit dem Reaktor befindet. Es besteht aus einer dünnwandigen Stahlbaukonstruktion und dient ausschließlich dem Wetterschutz.
    Nachfolgendes Foto zeigt die Stahlbaukonstruktion nach der Explosion.

    [Blockierte Grafik: http://www.abload.de/img/gebude_block_25qte.jpg]
    Quelle: Reuters

    Im Reaktorgebäude entstand mit dem Luftsauerstoff eine erhebliche Menge Knallgas, welches irgendwann durchzündete und zur Explosion führte. Das darunterliegende Gebäude wurde in keinem der 3 Fälle durch diese Explosion beschädigt.

    Ich mach für heute Schluss.
    Morgen schreibe ich was zum Zustand der einzelnen Blöcke und zur radiologischen Situation vor Ort.
    Außerdem versuche ich zu erklären, warum die Kühlung ausgefallen ist und stelle Bezüge zu deutschen Reaktoren her.

    Dieser Bericht erhebt weder Anspruch auf Vollständigkeit noch auf Richtigkeit.
    Er gibt ausschließlich meine persönliche Meinung und mein eigenes bescheidenes und möglicherweise fehlerhaftes Verständnis wieder.


    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Zitat von Felix992

    Ja ganz toll... :strange: populistische Sprüuche bringen jetz wenig, merkste selbst ne?


    Nachdem du es einfach nicht merkst, obwohl sogar Huelle und Chechen dich wirklich sehr deutlich (und Chechen ungewöhnlich höflich) drauf hingewiesen haben, muss ich leider in Zukunft auf deine Meinung verzichten.

    Mach es dir auf meiner Ignoreliste gemütlich.
    Schönes Leben noch...

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Zitat von Landwirt

    Der Moderator bremmst die Spaltteilchen, damit von Haus aus nicht alle, die frei gesetzt werden zum Spalten kommen. Sonst würde ja die Kiste schon mit Wasser und Kühlung total überhitzen...

    Mit dem Fehlen des wasser spalten viel mehr Elektronen das Uran also wird die Suppe heißer und es kommt zu dem, was man schmelze nennt

    Ich schlag dich nicht aber miiiiiieeeeep-falsch. :D

    Zitat von scrap


    hab mich mit dem thema natürlich ncih weiter beschäftigt aber wieso ist in fukoshima nun doch die kettenreaktion weiter am laufen ohne wasser?


    Ich schreib gerade was.
    Ich denke morgen Abend stell ich das rein.
    Ist bissl mehr, weil ich ausholen muss um verständlich zu erklären.

    Fakt ist nur:
    Die Medien und Grünfrieden spielen eure Unwissenheit zu ihrem Profit aus.

    Mehr zu den wissenschaftlichen Hintergründen morgen, ok???

    Prinz

    Re: technische frage zur akw katastrophe in fukushima

    Kerntechnische Anlagen sind in Deutschland gemäß dem Regelwerk des Kerntechnischen Ausschusses auszulegen.
    Bezüglich der Erdbebensicherheit in Kombination mit Hochwasser schreibt das Regelwerk Folgendes:

    KTA 2207 Schutz von Kernkraftwerken gegen Hochwasser [1]

    5 Einwirkungskombinationen und Nachweise

    (1) Die Einwirkungen infolge Bemessungshochwasser (HB) sind mit den Einwirkungen (L) und den Einwirkungen aus möglichen Folgeereignissen (RH) zu überlagern.
    Hierbei bedeuten:
    L : Einwirkungen (z. B. Eigenlast, ständige Last, Verkehrslast, Betriebslasten, Erddruck, Windlast)
    HB : Einwirkungen infolge Bemessungshochwasser (z. B. statischer Wasserdruck aus Bemessungswasserstand, strömendes Wasser, Wellen, Auftrieb, Treibgut, Eisdruck)
    RH : Einwirkungen aus möglichen Folgeereignissen, hervorgerufen durch das Bemessungshochwasser (z. B. Unterspülung, Erosion)
    (2) Für Einrichtungen zum Hochwasserschutz, die nicht gegen das Bemessungserdbeben nach KTA 2201.1 ausgelegt sind, ist zu prüfen, ob bei einer Einwirkungskombination aus einem Hochwasser mit einer Überschreitungswahrscheinlichkeit von 10^-2 /a und einer Erdbebeneinwirkung beim Inspektionsniveau (40% des Beanspruchungsniveaus des Bemessungserdbebens nach KTA 2201.1) der Schutzumfang nach Abschnitt 4.3 gewährleistet ist.
    Weitere Einwirkungskombinationen mit einer anderen unabhängigen Einwirkung von außen (EVA) oder einem unabhängigen anlageninternen Störfall brauchen nicht berücksichtigt zu werden.
    Hinweis: Zur Kombination Hochwasser mit einer Überschreitungswahrscheinlichkeit von 10-2 /a und Brand siehe KTA 2101.1.


    KTA 2201.1Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen Teil 1: Grundsätze [2]

    4.2 Einwirkungskombinationen

    (1) Für den Nachweis der Erdbebensicherheit der Anlagenteile und baulichen Anlagen sind Erdbebeneinwirkungen mit ständigen und veränderlichen Einwirkungen nach den anlagenspezifisch festgelegten Auslegungsanforderungen und den fachspezifischen Regeln zu kombinieren.
    (2) Erdbebenbedingte Folgeeinwirkungen sind zu berücksichtigen.
    (3) Kombinationen von Erdbebeneinwirkungen mit anderen unabhängigen Einwirkungen von außen oder innen sind dann zu unterstellen, wenn ihr gleichzeitiges Eintreten auf Grund von Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen unterstellt werden muss.


    Kommentierung zu 2201_1 [3]

    Zu 4.2 (2)
    Bei der Kombination von Erdbebeneinwirkungen mit anderen EVA-/EVI-Ereignissen sind die jeweiligen Annahmen in der Störfallanalyse und die Festlegungen in den Sicherheitsanforderungen für Kernkraftwerke zu berücksichtigen. Bzgl. der Kombination mit Hochwasser vgl. KTA 2207, Abschnitt 5 (2).
    Zu 4.2 (3)
    Erdbebenbedingte Folgeeinwirkungen sind z. B. Versagen von Komponenten, die nicht gegen Erdbeben ausgelegt sind, Berstdruckwelle infolge Versagens von Behältern mit großem Energieinhalt im Maschinenhaus, Trümmerlasten von nicht erdbebensicher ausgelegten Bauwerken.


    Prinz


    Quellen
    [1] KTA 2207 Schutz von Kernkraftwerken gegen Hochwasser; Fassung 11/2004, inhaltlich überprüft und unverändert weiterhin gültig 11/2009
    [2] KTA 2201.1 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen Teil 1: Grundsätze; Fassung 11/2010
    [3] Dokumentationsunterlage zur Regeländerung KTA 2201.1