Der Zwischenfall im Enrico-Fermi-Demonstrations-Kernreaktor von 1966

Im Reaktor Fermi Unit 1 ereignete sich am 5. Oktober 1966 eine Unfall, bei dem es zu einer partiellen Kernschmelze kam. Bei einer partiellen Kernschmelze erhitzen sich einige Brennstäbe so stark, dass Sie sich verflüssigen werden und damit zerstört werden.

Bei dem Reaktor handelte es sich um einen Prototyp eines schnellen Brutreaktors.

Dieses Ereignis wurde durch eine Fehlfunktion im Natrium-Kühlsystem ausgelöst. Trotz der Schwere des Zwischenfalls ist keine Strahlung aus dem Containment entwichen und es war keine messbaren Auswirkungen auf die öffentliche Gesundheit festzustellen. Die automatische Isolierung des Reaktorgebäudes durch Sensoren sowie die Abwesenheit von Personal zum Zeitpunkt des Alarms waren entscheidende Faktoren für die Eindämmung des Ereignisses.

Der Zwischenfall in Fermi 1 ist ein bedeutsames, wenn auch weitgehend vergessenes Ereignis in der Geschichte der Kernenergie. Er gilt als eine der frühesten partiellen Kernschmelzen in einem kommerziellen Kernkraftwerk in den Vereinigten Staaten – lange vor den bekannteren Vorfällen von Three Mile Island. Die Internationale Nukleare Ereignisskala (INES) stufte diesen Vorfall als Kategorie 4 ein. Dies bedeutet „ernsthaften Unfall“ mit „erheblichen Schäden am Reaktorkern“, jedoch kein „signifikantes Off-Site-Risiko“. Das Containment erfüllte seine Aufgabe, sodass keine Radioaktivität in die Umgebung freigesetzt wurde. Dadurch wurde eine Katastrophe knapp vermieden.

Öffentliche Aufmerksamkeit erlangte der Vorfall durch John G. Fullers Buch We Almost Lost Detroit aus dem Jahr 1975.

Fermi 1: Ein visionärer Brutreaktor

Das Kernkraftwerk Enrico Fermi Unit 1 war ein Prototyp eines schnellen Flüssigmetall-Brutreaktors (LMFBR), der flüssiges Natrium als Primärkühlmittel verwendete. Das zugrunde liegende Konzept der Brutreaktoren beruhte auf ihrer Fähigkeit, mehr spaltbares Material zu erzeugen als sie verbrauchten. Dies gelang durch die Umwandlung von nicht-spaltbarem Uran-238 in Plutonium-239. Dies wurde als Lösung für die damals wahrgenommene begrenzte Verfügbarkeit von natürlichem Uran angesehen und versprach eine praktisch unbegrenzte Brennstoffquelle. Natrium wurde aufgrund seiner außergewöhnlichen Wärmeübertragungseigenschaften und seiner minimalen Wechselwirkung mit Neutronen als Kühlmittel gewählt. Das macht es ideal für die Aufrechterhaltung des schnellen Neutronenspektrums, das für die Brutreaktion erforderlich ist. Die Anlage wurde nach dem renommierten italienischen Kernphysiker Enrico Fermi benannt, der bahnbrechende Beiträge zur Kernphysik leistete, darunter die erste selbst erhaltende nukleare Kettenreaktion im Reaktor Chicago Pile-1 sowie Arbeiten zur durch Neutronen induzierten Radioaktivität.

Fermi 1 wurde als „Demonstrationsanlage“ konzipiert und spiegelte damit die ehrgeizige Vision für kommerzielle Brutreaktoren in der aufstrebenden Nuklearindustrie wider. Die erste Kritikalität wurde am 23. August 1963 erreicht. Nach der Kritikalität durchlief der Reaktor ein umfangreiches Testprogramm, bei dem er bis zum 29. Dezember 1965 mit sehr niedrigen Leistungsstufen betrieben wurde, bevor die Leistung für Tests bei höheren Leistungen schrittweise erhöht wurde.

Die Beschreibung von Fermi 1 als „Prototyp“ und „Demonstrationsreaktor“ weist auf seinen experimentellen Charakter hin. Die damalige Hoffnung, die in die Brütertechnologie gesetzt wurde, um die vermeintliche Uran-Knappheit zu überwinden, steht im Kontrast zur späteren Stilllegung der Anlage aufgrund von „Geldmangel und alternder Ausrüstung“. Dies zeigt, dass die Technologie, obwohl theoretisch vielversprechend, in ihrer frühen Kommerzialisierungsphase erhebliche praktische, wirtschaftliche und technische Hürden aufwies.

Die Bezeichnung als „Demonstrations-Brutreaktor” ist von entscheidender Bedeutung. Im Gegensatz zu etablierten kommerziellen Designs stößt ein Demonstrationsreaktor naturgemäß an die Grenzen des bestehenden Wissens und der Technologie. Dies impliziert ein höheres Risikoprofil während der frühen Betriebs- und Testphasen, da unvorhergesehene Wechselwirkungen oder Materialverhaltensweisen möglicherweise erst unter spezifischen Bedingungen auftreten. Der Unfall ereignete sich während einer „Leistungssteigerung“ nach „umfangreichen Tests“. Dies deutet darauf hin, dass einige Konstruktionsfehler vorhanden waren, die erst unter speziellen Betriebsbedingungen offensichtlich wurden. Der Unfall war nicht unbedingt auf grobe Fahrlässigkeit zurückzuführen, sondern auf die inhärenten Herausforderungen komplexen Technologien.

Tabelle 2: Technische Spezifikationen des Fermi 1 Reaktors

Spezifikation	Details
Reaktortyp	Schneller Brutreaktor mit Flüssigmetallkühlung (LMFBR)

Der Tag des Kernschmelze: Eine detaillierte Chronologie

Dem Zwischenfall vom 5. Oktober 1966 gingen mehrere Monate besorgniserregender Beobachtungen voraus. Bereits im Juni 1966 stellten die Betreiber ungewöhnlich hohe Temperaturen im flüssigen Natrium fest, das aus bestimmten Brennelementen austrat. Diese Temperaturen waren 20–25 % höher als bei anderen. Während eines 60-stündigen Dauerbetriebs bei 50 % Leistung vom 5. bis 7. August 1966 verschärfte sich dieses Problem erheblich, als die Austrittstemperaturen der betroffenen Elemente 40–47 % über dem Normalwert lagen. Nach diesem Lauf wurde der Reaktor abgeschaltet. Um die Ursache der hohen Temperaturen zu ermitteln – ob sie von den Brennelementen selbst oder von fehlerhaften Thermoelementen stammten –, versetzten die Arbeiter vier Brennelemente, die diese erhöhten Temperaturen aufwiesen, an andere Positionen innerhalb des Kerns.

Anschließend wurde der Reaktor am 4. Oktober 1966 wieder in Betrieb genommen. Dabei erhöhten die Betreiber die Leistungsstufe schrittweise. Am Nachmittag des 5. Oktobers, als der Reaktor mit etwa 15 Prozent Leistung betrieben wurde, stellten die Betreiber fest, dass die Anlagenparameter „nicht stimmten”. Die Austrittstemperaturen einiger Brennelemente zeigten weiterhin ungewöhnlich hohe Werte an und die Betreiber stellten außerdem fest, dass die Steuerstäbe stärker aus dem Reaktorkern gezogen waren als für die aktuelle Leistungsstufe zu erwarten war. Dies deutete auf ein unerwartetes Reaktivitäts- oder Kühlproblem hin. Um 15:09 Uhr verschlechterten sich die Anlagenbedingungen weiter. Strahlungsmonitore in den Lüftungsabzügen des Reaktorgebäudes lösten Alarme aus und schlossen automatisch Drosselklappen, um eine Freisetzung in die Umwelt zu verhindern. Die Glaubwürdigkeit dieses Alarms wurde durch hohe Messwerte von Strahlungsmonitoren in vier anderen Bereichen der Anlage verstärkt. Dies bestätigte ein echtes Problem und keine Fehlfunktion eines einzelnen Instruments. Als Reaktion auf diese kritischen Alarme leiteten die Betreiber umgehend eine manuelle Abschaltung des Reaktors ein. Später stellte man fest, dass der Brennstoff in den betroffenen Bündeln etwa 20 Minuten lang geschmolzen war, bevor der Reaktor vollständig abgeschaltet wurde.

Die detaillierte Chronologie zeigt deutlich, dass bereits im Juni und August, also Monate vor der partiellen Kernschmelze, anormale Temperaturmessungen beobachtet wurden. Die Betreiber unternahmen sogar Schritte zur Untersuchung, indem sie Brennelemente versetzten. Dies deutet darauf hin, dass den Betreibern ein Problem bekannt war, dessen zugrunde liegende Ursache – eine lose Zirkoniumauskleidung – jedoch erst nach der partiellen Kernschmelze korrekt identifiziert bzw. vollständig verstanden wurde. Die Aussage, dass „die Betreiber dieses Problem erst bemerkten, als die Kerntemperaturalarme ausgelöst wurden”, unterstreicht die Herausforderung, subtile, sich entwickelnde Anomalien in komplexen, einzigartigen Systemen zu diagnostizieren – insbesondere mit den frühen Instrumentierungen. Die Abfolge von mehrdeutigen frühen Indikationen, einer unvollständigen Diagnose oder Fehlinterpretation der Ursache, dem fortgesetzten Betrieb unter sich verschärfenden Bedingungen und schließlich der partiellen Kernschmelze, als kritische Schwellenwerte überschritten wurden, verdeutlicht die Notwendigkeit fortschrittlicher, hochsensibler Instrumentierung, ausgeklügelter Diagnosetools und robuster Methoden zur Ursachenanalyse im Nuklearbetrieb. Dies betont auch den menschlichen Faktor bei der Entscheidungsfindung unter Unsicherheit. Selbst sorgfältige Betreiber können durch unvollständige oder irreführende Informationen behindert werden, weshalb Systeme, die klare und eindeutige Daten liefern, von entscheidender Bedeutung sind.

Trotz des anfänglichen Versagens, die Kernschmelze zu verhindern, loben die Berichte das Vorgehen der Betreiber während der Krise durchweg. Aussagen wie „Mitarbeiter schafften es, den Reaktor manuell abzuschalten“ und „Betreiber schalteten den Reaktor ab“ sind klare Belege für ein effektives manuelles Eingreifen. Darüber hinaus alarmierten die „Strahlungsmonitore in den Lüftungsabzügen des Reaktorgebäudes“ und schlossen automatisch Drosselklappen, um den Fluss in die Umwelt zu isolieren. Dies deutet darauf hin, dass die automatischen Sicherheitsfunktionen wie vorgesehen funktionierten und eine Freisetzung außerhalb des Geländes verhindert wurde.

Tabelle 1: Schlüsselchronologie des Fermi 1 Zwischenfalls (1963-1972)

Datum	Ereignis
23. August 1963	Erste Kritikalität erreicht
29. Dezember 1965	Abschluss der Niedrigleistungstests
Juni 1966	Erste Beobachtungen ungewöhnlich hoher Austrittstemperaturen (20-25 % über Normal).
5.-7. August 1966	60-Stunden-Lauf bei 50 % Leistung; Temperaturen 40-47 % über Normal. Reaktor abgeschaltet, Brennelemente versetzt.
4. Oktober 1966	Reaktor wieder in Betrieb genommen, Leistung langsam erhöht.
5. Oktober 1966 (Nachmittag)	Reaktor bei ~15 % Leistung, anormale Parameter beobachtet.
5. Oktober 1966 (15:09 Uhr)	Strahlungsalarme, automatische Isolierung, manuelle Reaktorabschaltung. Partielle Kernschmelze tritt auf.
Juli 1970	Reaktor nimmt nach Reparaturen den Vollbetrieb wieder auf.
27. November 1972	Endgültige Abschaltung aufgrund von Geldmangel und alternder Ausrüstung
31. Dezember 1975	Offiziell stillgelegt
16. Mai 1996	Wiederaufnahme der Stilllegungsarbeiten

Die Ursache: Ein Zirkonium-Blocker

Die nachfolgende sorgfältige Untersuchung identifizierte die eindeutige Ursache der partiellen Kernschmelze: Ein Zirkoniumstück, genauer gesagt eine Zirkonium-Auskleidungsplatte oder ein Segment, hatte sich von einer konischen Strömungsführung bzw. Kernfängervorrichtung gelöst. Diese befand sich im Einlassplenum am Boden des Reaktordruckbehälters. Diese Strömungsführungen waren 1959 mit der Absicht installiert worden, die Folgen eines Behälterbruchs oder eines vollständigen Kühlmittelverlusts zu mindern. Die Analyse nach dem Unfall ergab jedoch, dass sie keine nützliche Sicherheitsfunktion besaßen, weshalb sie anschließend aus dem Reaktordesign entfernt wurden.

Das gelöste Zirkoniumstück wanderte und blockierte den Strömungsregler bzw. die Einlassöffnungen im Kühlsystem. Durch diese Blockade wurde der entscheidende Kühlmittelstrom zu zwei der Brennelemente des Reaktors behindert. Da nur unzureichend Kühlmittel die betroffenen Brennelemente erreichte, überhitzten diese schnell. Infolgedessen schmolzen zwei der 105 Brennelemente (oder zwei der 92 Brennelemente, je nach Quelle) teilweise. Ihre Temperaturen stiegen auf etwa 370 °C und überschritten damit den erwarteten Betriebsbereich von etwa 304 °C erheblich. 20 Minuten nach der Schmelze schaltete das Personal den Reaktor ab.

Der Vorfall wurde offiziell als INES-Stufe 4 klassifiziert. Dies kennzeichnet einen „ernsthaften Unfall“, der durch „erhebliche Schäden am Reaktorkern“, aber entscheidend „kein signifikantes Off-Site-Risiko“ gekennzeichnet ist.

Die Identifizierung eines „Zirkoniumsegments“ oder einer „Auskleidungsplatte“, die sich gelöst hat und den Kühlmittelfluss blockiert hat, weist direkt auf einen grundlegenden Konstruktionsfehler hin. Dass diese „konischen Strömungsführungen“ ursprünglich aus Sicherheitsgründen installiert wurden, später jedoch als „nutzlos“ eingestuft und entfernt wurden, ist sehr aufschlussreich. Das bedeutet, dass eine Komponente, die die Sicherheit verbessern sollte, unbeabsichtigt einen neuen, kritischen Fehlerfall eingeführt hat. Dies unterstreicht die entscheidende Bedeutung einer strengen, vielschichtigen Designprüfung, einer sorgfältigen Materialauswahl und umfassender Komponententests – insbesondere für interne Reaktorkomponenten, die sich nach der Installation nur schwer inspizieren oder reparieren lassen. Dies macht deutlich, dass selbst gut gemeinte Sicherheitsergänzungen unbeabsichtigt neue, schwerwiegende Fehlerfälle einführen können, wenn ihr Langzeitverhalten und ihre Wechselwirkungen innerhalb der komplexen Reaktorumgebung nicht umfassend vorhergesagt und analysiert werden.

Die Berichte betonen, dass der Konstruktionsfehler die unbestreitbare Ursache war. Sie weisen jedoch auch darauf hin, dass die Blockade erst bemerkt wurde, als die Kerntemperaturalarme ausgelöst wurden. Zudem deute die Unkenntnis der Betreiber über die Blockade auf ein betriebliches Problem hin, möglicherweise im Zusammenhang mit der Instrumentierung oder Überwachung. Dies deutet auf eine Kette von beitragenden Faktoren hin: Ein Konstruktionsfehler initiierte das Ereignis, aber eine unzureichende Instrumentierung zur frühzeitigen Erkennung der Blockade führte dazu, dass die Betreiber nicht rechtzeitig mit ausreichenden Informationen versorgt wurden, um eingreifen zu können, bevor es zu erheblichen Kernschäden kam. Die Planung eines „Malfunction Detection Analyzer“ zur Bewertung der Reaktivität alle fünf Sekunden nach dem Unfall bestätigt diese Instrumentierungslücke zusätzlich. Dies macht deutlich, dass nukleare Sicherheit ein mehrschichtiges Verteidigungskonzept ist, bei dem Schwächen in einer Schicht (z. B. Designintegrität) durch Mängel in einer anderen Schicht (z. B. Instrumentierungs- und Überwachungsfähigkeiten) erheblich verschärft werden können. Dadurch wird der Druck auf die letzte Verteidigungsschicht (Betreiberintervention) erhöht. Es wird deutlich, dass wahre, robuste Sicherheit Exzellenz und nahtlose Integration in allen Bereichen erfordert: anfängliches Design, hochwertige Fertigung, umfassende Überwachung und hochqualifizierte Betriebsteams, die komplexe, mehrdeutige Situationen effektiv diagnostizieren und bewältigen können.

Nach umfangreichen Reparaturen und Reinigungsarbeiten nahm der Reaktor Fermi 1 im Oktober 1970 den Vollbetrieb erfolgreich wieder auf. Seine Betriebszeit wurde jedoch verkürzt. Er wurde am 27. November 1972 endgültig abgeschaltet und bis zum 31. Dezember 1975 offiziell stillgelegt. Als Hauptgründe für die Schließung wurden Geldmangel und veraltete Ausrüstung genannt, nicht der Unfall von 1966 oder daraus resultierende ungelöste Sicherheitsbedenken. Aufgrund verbleibender Radioaktivität wurde die Anlage später in den SAFSTOR-Status überführt. Die Stilllegungsarbeiten wurden 2011 eingestellt, nachdem nur noch minimale Aktivität vorhanden war. Die Anlage wird weiterhin überwacht.

Lektionen aus dem Unfall

Der Zwischenfall in Fermi 1 diente als drastische Lektion und beeinflusste die nachfolgende Reaktorkonstruktion maßgeblich. Eine zentrale Erkenntnis war, dass Kerneinlässe so zu gestalten sind, dass sie sich nur schwer blockieren lassen, und dass lose Komponenten, die den Kühlmittelfluss behindern könnten, zu vermeiden sind. Folglich wurden die meisten nach dem Unfall in Fermi 1 entwickelten Einlassdüsen mit Bajonett-Einlässen und seitlichen Öffnungen versehen. Dadurch wurde es geometrisch erheblich erschwert, dass lose Teile den Kühlmittelfluss signifikant behinderten. Die problematischen konischen Strömungsführungen, die als Ursache des Zirkoniumstücks identifiziert wurden, wurden aus dem Reaktordesign entfernt, da ihre unbeabsichtigten Sicherheitsauswirkungen erkannt wurden.

Die gewonnenen Erkenntnisse betonten die entscheidende Bedeutung einer strengen Betreiberschulung. Nur so sind die Betreiber in der Lage, komplexe Unfallszenarien korrekt zu diagnostizieren, selbst wenn sie mit mehrdeutigen oder unvollständigen Anzeigen konfrontiert sind.

Der Unfall im Reaktor Fermi 1 trug zusammen mit anderen frühen Kernschäden wie dem Sodium Reactor Experiment (SRE), dem Experimental Breeder Reactor I (EBR-I) und NRX wesentlich zur „Lernkurve“ der Nuklearindustrie bei. Er bekräftigte die entscheidende Bedeutung eines robusten Designs, einer effektiven Instrumentierung und gut ausgebildeter Betreiber als grundlegende Säulen der nuklearen Sicherheit. Zudem führte er zu einer Verschiebung der Sicherheitsphilosophie im Nuklearbereich, die sich nun nicht mehr nur auf Designmerkmale, sondern auch auf eine verbesserte Betriebssicherheit, Unfallmanagement, Containment-Integrität und Notfallvorsorge konzentrierte.

Tabelle 3: Wichtige Lehren aus Fermi 1

Kategorie	Lehren und Verbesserungen
Designverbesserungen	Vermeidung von Komponenten, die sich lösen und den Kühlmittelfluss blockieren können (z. B. Zirkonium-Auskleidungsplatten). Einführung von „Bajonett-Einlässen“ im Kerndesign zur Vermeidung von Blockaden.² Entfernung problematischer konischer Strömungsführungen aus Reaktordesigns.
Instrumentierung & Erkennung	Notwendigkeit einer deutlich verbesserten Instrumentierung zur frühzeitigen und eindeutigen Erkennung von Strömungsblockaden und anderen Anomalien. Entwicklung und Berücksichtigung fortschrittlicher Fehlfunktionserkennungssysteme (z. B. Malfunction Detection Analyzer).
Betriebspraktiken & Schulung	Verbesserte Betreiberschulung, die sich auf die Diagnose komplexer Unfallszenarien konzentriert, selbst bei mehrdeutigen oder unvollständigen Anzeigen. Betonung einer robusten Ursachenanalyse für subtile Betriebs-anomalien zur Verhinderung eines Wiederauftretens.
Sicherheitsphilosophie & Industrieauswirkungen	Verstärkung der mehrschichtigen Sicherheitsprinzipien im Reaktordesign und -betrieb. Bestätigung, dass selbst schwere Kernschäden ohne Freisetzung von Radioaktivität außerhalb des Geländes eingedämmt werden können, was inhärente Sicherheitsmargen demonstriert. Wesentlicher Beitrag zur gesamten „Lernkurve“ der Nuklearindustrie, was zu einem messbaren Rückgang der Häufigkeit schwerer Kernschäden weltweit führte. Einfluss auf die öffentliche Wahrnehmung und die behördliche Aufsicht, was zu „umfassenden Änderungen in der Sicherheits- und Notfallreaktion“ auf Bundesebene führte.

Fazit

Der Zwischenfall im Reaktor Fermi 1 vom 5. Oktober 1966 ist ein wichtiger Meilenstein in der Geschichte der Kernenergie. Obwohl er eine schwerwiegende technische Fehlfunktion, eine partielle Kernschmelze, umfasste, muss betont werden, dass dieses Ereignis erfolgreich eingedämmt wurde. Es gab keine messbare Freisetzung von Radioaktivität in die Umwelt und, was noch wichtiger ist, keine Schädigung der Öffentlichkeit. Die INES-Klassifizierung des Unfalls der Stufe 4 spiegelt die erheblichen innerbetrieblichen Schäden ohne radiologische Auswirkungen außerhalb des Geländes genau wider. Dieser Unfall macht deutlich, wie wichtig eine ausreichende Instrumentierung und gut ausgebildetes Personal sind.