Der geplante Versuch sollte nachweisen, dass die Anlage auch beim Verlust von Kühlmittel – bei diesem Reaktortyp wird hierfür Wasser genutzt – und gleichzeitigem Ausfall der externen Stromversorgung kontrolliert werden kann. In der Kerntechnik werden diese Szenarien als Kühlmittelverluststörfall bzw. Notstromfall bezeichnet.

Beim Kühlmittelverluststörfall erfolgt eine sofortige automatische Abschaltung des Reaktors (Reaktorschnellabschaltung), um eine Überhitzung zu vermeiden. Bei zeitgleichem Auftreten eines Notstromfalls wird die kontinuierliche Stromversorgung der Reaktorkühlung sowie der Überwachungs- und Steuerinstrumente zur Herausforderung. Da diese Einrichtungen jederzeit zur Verfügung stehen und hierfür mit Strom versorgt werden müssen, ist ein Atomkraftwerk mit Notstromdieselaggregaten ausgestattet. Die Zeit, die diese benötigen, um vollständig anzulaufen – im Fall der Anlage von Tschernobyl etwa 40-50 Sekunden – muss allerdings anderweitig überbrückt werden. Nach der Reaktorschnellabschaltung erzeugen Turbine und Generator des Kraftwerks aufgrund der verbleibenden Rotationsenergie für kurze Zeit weiterhin Strom. In dem Versuch sollte nachgewiesen werden, dass sie den kurzfristigen Strombedarf der Hauptspeisewasserpumpen decken können, bis die Notstromdieselaggregate anlaufen und die Notkühlpumpen zur weiteren Kühlung des Reaktorkerns zur Verfügung stehen.

Der Versuch wurde fälschlicherweise als rein konventioneller Test im Bereich der Elektrotechnik angesehen, bei dem keine Rückwirkungen auf den nuklearen Teil der Anlage erwartet wurden.

Die Durchführung des Sicherheitstests wurde während einer planmäßigen Abschaltung des Reaktors für eine turnusmäßige Revision angesetzt. Um ein zu frühes Einspeisen von zusätzlichem Kühlwasser während des Versuchsverlaufs zu unterbinden, wurde das automatische Notkühlsystem im Vorfeld deaktiviert. Die Reaktorleistung wurde für die Abschaltung systematisch reduziert, der Versuch sollte bei etwa 25% der maximalen Betriebsleistung durchgeführt werden.

Aufgrund einer Fehlhandlung oder einer Fehlfunktion des Regelsystems schwankte die Leistung des Reaktors beim Abfahren stark und fiel auf weniger als 1% der Betriebsleistung ab. Bei diesem niedrigen Wert wären aufgrund der Instabilität des Reaktionsprozesses ein sofortiges Abschalten des Reaktors und ein Verschieben des Versuchs nötig gewesen. Das Risiko wurde allerdings nicht korrekt eingeschätzt bzw. an den entscheidenden Stellen nicht beachtet. Der Versuch wurde vorerst nicht gestoppt.

Um ein weiteres Absinken der Leistung zu verhindern, wurden die Steuerstäbe fast vollständig ausgefahren, was eine später notwendige Nachregelung und Abschaltung erheblich erschwerte. Ein Notsignal zur Reaktorabschaltung wurde an dieser Stelle ignoriert, um die Option einer Wiederholung des Versuchs offen zu halten.

Als im nächsten Schritt zur Einleitung des Versuchs die Hauptumwälzpumpen abgeschaltet wurden, hatte der verringerte Kühlmitteldurchlauf sofort einen Leistungsanstieg zur Folge. Dieser wurde als gefährlich erkannt und die Reaktorschnellabschaltung manuell eingeleitet.

Aufgrund einer konstruktionsbedingten Eigenschaft der RBMK-Steuerstäbe stieg die Leistung allerdings durch deren gleichzeitiges Einfahren zunächst rapide an. Durch die enorme Energiefreisetzung verdampften große Mengen des Kühlwassers, der Druck in den Druckröhren stieg sprunghaft an und der Reaktor explodierte.

Durch mindestens zwei Explosionen wurden Sicherheitsabdeckungen und Dach des Reaktorgebäudes zerstört und Reaktorinventar in die Umgebung geschleudert. Das Graphit im Reaktorkern geriet in Brand, so dass radioaktive Stoffe weit in die Atmosphäre getragen wurden. Große Teile Europas wurden in der Folge radioaktiv kontaminiert.

Mehrere Gründe trugen zu dem katastrophalen Unfall bei. Reaktoren der frühen RBMK-Bauart verfügen über einige spezifische physikalische und sicherheitstechnische Eigenschaften, die sich entscheidend auf das Verhalten bei Betriebs- und Regelungsvorgängen auswirken. Besonders erwähnenswert sind hier ein selbstverstärkender Zusammenhang von Reaktivität und Temperatur sowie die Eigenschaft der Steuerstäbe, beim Einfahren vor der Herunterregelung einen kurzzeitigen Leistungsanstieg zu verursachen. Einige dieser Eigenheiten wurden vom Betriebspersonal nicht berücksichtigt. Auch war die Auslegung des Versuchsprogramms unzulänglich, da mögliche Auswirkungen des Versuchs auf die Kernspaltungs-Kettenreaktion keine Erwägung fanden.

Schon bei Versuchsbeginn sah sich das Betriebspersonal mit unerwarteten Bedingungen konfrontiert. Das Verhalten des Reaktors und die Regelungsprobleme wurden vorerst nicht als hohes Risiko erkannt und wichtige Sicherheitsmaßnahmen wurden nicht oder zu spät eingeleitet. Gegen mehrere bestehende Betriebsvorschriften wurde aktiv verstoßen.

Aufgrund der Explosion und der nachfolgenden Brände gelangten die freigesetzten Stoffe sehr hoch in die Atmosphäre. Die vorherrschenden Luftströmungen verteilten sie über weite Teile Europas, u. a. bis nach Skandinavien und Großbritannien.

Die Stärke der radioaktiven Kontamination war lokal sehr unterschiedlich und wurde nicht nur durch die in der zehntägigen Freisetzungsphase vorherrschenden Winde geprägt. Entscheidend war die Intensität der Regenfälle in diesem Zeitraum, durch die die radioaktiven Stoffe ausgewaschen und niedergeschlagen wurden.

Dementsprechend ergaben sich lokal sehr unterschiedliche Kontaminationsgrade. Am stärksten betroffen waren Gebiete in der nördlichen Ukraine, in Weißrussland und im Westen Russlands.

Der Süden Deutschlands wurde aufgrund heftiger lokaler Niederschläge deutlich höher belastet als der Norden. Lokal wurden im Bayerischen Wald und südlich der Donau bis zu 100.000 Bq Cäsium pro Quadratmeter abgelagert. In der norddeutschen Tiefebene betrug die Aktivitätsablagerung dieses Radionuklids dagegen selten mehr als 4.000 Bq pro Quadratmeter.

Für die Strahlenexposition des Menschen infolge der Reaktorkatastrophe waren besonders radioaktives Cäsium (Cs-137 und Cs-134) und Jod (I-131) von Bedeutung.

Heute spielt in Mitteleuropa praktisch nur noch das langlebige Cs-137 eine Rolle. Dieses Radionuklid ist auf Grund seiner Halbwertszeit von etwa 30 Jahren seit 1986 bis heute nur zu etwa der Hälfte zerfallen.

Bodenkontamination in Deutschland mit Cs-137 nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl

Um nach dem Unfall die Freisetzung weiterer radioaktiver Stoffe aus dem stark beschädigten Gebäude zu reduzieren, wurde von Mai bis November 1986 eine Schutzhülle aus einer Stahl/Beton-Konstruktion errichtet – der sogenannte Sarkophag (englisch: shelter). Die Errichtung erfolgte unter schwierigsten Bedingungen und massivem Zeitdruck.

Der Sarkophag war von Anfang an nicht als dauerhafte Lösung sondern als Provisorium für eine Standzeit von 20 bis 30 Jahren vorgesehen.

Sarkophag aus Stahl und Beton über Reaktorblock 4 des Atomkraftwerks Tschernobyl Quelle: Pixabay / Robert Armstrong

1997 verständigten sich die G7-Staaten, die EU und die Ukraine auf den sogenannten Shelter Implementation Plan (SIP), um den alten Sarkophag zu stabilisieren und eine neue, größere Schutzhülle zu errichten.

Die neue Schutzhülle – New Safe Confinement (NSC) – ist eine bogenförmige Konstruktion. Sie wurde seit März 2012 zunächst westlich des havarierten Blocks 4 errichtet und im November 2016 auf Schienen über den alten Sarkophag geschoben.

Das NSC ist etwa 260 Meter breit, 165 Meter lang und 110 Meter hoch und soll das darin enthaltene radioaktive Material für bis zu 100 Jahre sicher von der Umwelt isolieren.

Schutzhülle NSC im Bau, bevor sie 2016 über den Sarkophag geschoben wurde Quelle: picture alliance / Photoshot

Nach der vollständigen Errichtung starteten im Mai 2019 der Probebetrieb und im August 2019 die Phase des "industriellen Erfahrungsbetriebs" des NSC. Im Sommer 2020 wurde das NSC an den Betreiber, das Atomkraftwerk Tschernobyl übergeben. Unter dem Schutz des NSC sollen die radioaktiven Abfälle beseitigt und der alte Sarkophag abgebaut werden.

Es ist geplant, die verbliebenen Baustrukturen zusammen mit den drei anderen Reaktorblöcken am Standort Tschernobyl bis 2065 zurückzubauen.

Parallel zur neuen Schutzhülle NSC wurde der Bau des sicherheitstechnisch wichtigen Langzeitzwischenlagers – Intermediate Storage Facility 2 (ISF-2) – initiiert. Hier sollen die abgebrannten Brennelemente aller Reaktorblöcke Tschernobyls aufbewahrt werden.

Intermediate Storage Facility 2 (ISF-2): Trockenzwischenlager für abgebrannte Brennelemente aus dem Atomkraftwerk Tschernobyl Quelle: pa / dpa | Andreas Stein

Nach dem Unfall in Block 4 wurde der letzte der drei noch verbliebenen Reaktorblöcke am Standort Tschernobyl im Dezember 2000 endgültig außer Betrieb genommen. Alle abgebrannten Brennelemente, die seit der Inbetriebnahme des ersten Reaktorblocks im Jahr 1977 bis zum Jahr 2000 in den vier Blöcken des Atomkraftwerks Tschernobyl für die Elektrizitätserzeugung eingesetzt worden waren (insgesamt über 20.000 Brennelemente), wurden zunächst in einem Nasslager (ISF-1 – Intermediate spent fuel storage facility 1) zwischengelagert. Dieses Zwischenlager wurde 1986 in Betrieb genommen und hat eine Betriebsgenehmigung bis 2026.

2001 begann die Errichtung eines Trockenzwischenlagers, des ISF-2. Nach Fertigstellung sollen alle abgebrannten Brennelemente aus dem ISF-1 dorthin umgelagert werden. Das ISF-2 ist für eine Betriebsdauer von 100 Jahren ausgelegt.

Im April 2021 erteilte die ukrainische Aufsichtsbehörde die erforderliche Betriebsgenehmigung für das ISF-2. Der Transfer der abgebrannten Brennelemente in das Trockenzwischenlager ISF-2 startete im Juni 2021. Bis Januar 2022 waren knapp 1700 abgebrannte Brennelemente aus dem ISF-1 ins ISF-2 verbracht worden.

Die RSK kam zu dem Ergebnis, dass das Unfallgeschehen von Tschernobyl nicht auf Leichtwasserreaktoren deutscher Bauart übertragbar sei. Trotzdem führte die RSK eine Sicherheitsüberprüfung aller in der Bundesrepublik Deutschland in Betrieb und in Bau befindlichen Atomkraftwerke durch.

Die Ergebnisse dieser Untersuchungen haben in der Zeit nach dem katastrophalen Unfall von Tschernobyl entscheidend zur Sicherheitsverbesserung in Atomkraftwerken der Bundesrepublik beigetragen.

Eines der wichtigsten Ergebnisse der Sicherheitsüberprüfung war die Empfehlung zur Einführung des anlageninternen Notfallschutzes. Der anlageninterne Notfallschutz ist heute fester Bestandteil des Sicherheitskonzepts deutscher Atomkraftwerke und seit 2012 in den „Sicherheitsanforderungen für Kernkraftwerke“ verankert. Darüber hinaus wurde er im Juni 2017 auch in das Atomgesetz aufgenommen.

Gründung des Umweltministeriums in der Bundesrepublik Deutschland

Um Kompetenzen im Bereich der nuklearen Sicherheit stärker zu bündeln, wurde als organisatorische Folge von Tschernobyl in der Bundesrepublik Deutschland das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (heute BMUV) gegründet.

Die Bundesregierung hat nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl auch die internationale Zusammenarbeit beim Thema Sicherheit in Atomkraftwerken vorangetrieben. Ihre Initiative trug wesentlich dazu bei, dass das Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Convention on Nuclear Safety) erarbeitet und 1994 verabschiedet wurde.

Die Vertragsstaaten dieser Konvention verpflichten sich zu einer Einhaltung grundlegender Anforderungen für die Reaktorsicherheit und unterwerfen sich regelmäßigen Überprüfungsprozessen. Die nukleare Sicherheitskonvention ist somit ein mittelbar aus dem katastrophalen Unfall von Tschernobyl hervorgegangenes Element zur Sicherheitsverbesserung in deutschen und ausländischen Atomkraftwerken.

Einige Länder stiegen nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl aus der Nutzung der Atomenergie aus. Italien beispielsweise stoppte nach einer Volksabstimmung im November 1987 die Pläne zum Neubau weiterer Atomkraftwerke. In der Folge wurden die letzten beiden italienischen Atomkraftwerke abgeschaltet und 1990 offiziell stillgelegt.

Folgen für die Nutzung der Atomenergie in der DDR

Für Umweltschutzgruppen in der DDR hatte der katastrophale Unfall von Tschernobyl eine Signalwirkung. Die Informationspolitik der DDR-Regierung wurde teils heftig kritisiert. Die Bevölkerung forderte mehr Transparenz im Hinblick auf die gesundheitlichen Auswirkungen der Nuklearkatastrophe und die Sicherheit der in der DDR betriebenen Reaktoren. In der Folge begann in der DDR erstmals eine breitere Debatte um die Nutzung der Atomenergie und Stimmen um einen Ausstieg wurden lauter.

Die Reaktoren des Atomkraftwerks Greifswald blieben dennoch bis zur Wendezeit in Betrieb. Während dieser Zeit wurde durch mehrere Gutachten festgestellt, dass erhebliche Nachrüstungen an der Anlage nötig wären, um in Zukunft westdeutschen Sicherheitsanforderungen zu entsprechen. Mit der Abschaltung aller Reaktorblöcke in den Jahren 1989 und 1990 ging das letzte Atomkraftwerk der DDR schließlich außer Betrieb.

Atomausstieg in der Bundesrepublik Deutschland

In der Bundesrepublik Deutschland folgte nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl keine unmittelbare Abwendung von der Atomenergie. Erstmals beschloss die Bundesregierung - nach langen gesellschaftlichen Debatten - in den Jahren 2000 bis 2002 den schrittweisen Atomausstieg. Endgültig beschlossen wurde der Atomausstieg nach dem folgenschweren Unfall im japanischen Atomkraftwerk Fukushima am 11. März 2011.

Mitte April 2023 wurden die letzten drei noch in Betrieb befindlichen Atomkraftwerke in Deutschland endgültig abgeschaltet.