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Aktive Reaktoren in Deutschland > Reaktortypen

Leichtwasserreaktoren

Kernkraftwerk Druckwasserreaktor n.png

Illustration eines AKWs mit Druckwasserreaktor

Druck- und Siedewasserreaktoren sind die gängisten weltweit betriebenen Reaktoren.Sie gehören zu den Leichtwasserreaktoren und werden mit angereichertem Uran oder mit Mischoxiden (MOX) als Brennstoff betrieben. Als Kühlmittel und Moderator wird leichtes (natürliches) Wasser verwendet. In Deutschland sind nur noch Druck- und Siedewasserreaktoren in Betrieb.[1]

Druckwasserreaktoren

In Druckwasserreaktoren (DWR) fließt hoch komprimiertes, aber nicht kochendes Wasser durch den Reaktor und sammelt die durch die atomare Kettenreaktion erzeugte Hitze auf. Die Wärme aus diesem Primärkreislauf wird über Dampferzeuger in einen Sekundärkreislauf überführt, wo das Wasser zu Dampf erhitzt wird und mit einer Dampfturbine und einem Generator Strom erzeugt. Die frei werdende Wärme wird über einen dritten Kreislauf an einen Fluss oder einen Kühlturm abgegeben. Kennzeichnend für Druckwasserreaktoren ist, dass sich der Reaktordruckbehälter und alle Bestandteile des Primärkreislaufes in einem Reaktorsicherheitsbehälter befinden. Unter normalen Umständen sollen radioaktive Substanzen den Primärkreislauf nicht verlassen können.[2]

Siedewasserreaktoren

Bei Siedewasserreaktoren (SWR) hingegen gibt es nur einen Wasserkreislauf, bei dem das Wasser unter geringerem Druck durch den Reaktorkern fließt, zum Kochen gebracht wird und direkt eine Turbine antreibt. Der Dampf kann radioaktive Stoffe enthalten, die sich auf den Frischdampfleitungen, der Turbine, dem Kondensator und den Speisewasserleitungen ablagern.[3]

Da Siedewasserreaktoren nicht mehrere, voneinander getrennte Kühlkreisläufe besitzen, sondern der Wasser-Dampf-Kreislauf direkt mit dem Reaktordruckbehälter verbunden ist, sind sie gefährlicher als Druckwasserreaktoren.[4] "Das bedeutet: Im Falle eines Störfalls im Reaktorkern ist der Austritt von Radioaktivität wahrscheinlicher als in einem Druckwasserreaktor. (…) Kommt es etwa im Maschinenhaus zu einem Defekt im Rohrleitungssystem, wird radioaktiver Dampf freigesetzt. In solch einem Fall könnte ein großer Kühlmittelverlust folgen, der wiederum schnell zu einer Kernschmelze führen kann."[5]

Darüber hinaus wird kritisiert, die deutschen Sicherheitsbehälter bestünden "nicht aus Beton, sondern aus leicht schmelzendem Stahl." Damit sind die deutschen den japanischen Siedewasserreaktoren unterlegen, die aus Beton gefertigt sind. Was die Erdbebengefährdung und den Ausfall der Notstromversorgung betrifft, könne es bei beiden Reaktortypen niemals absolute Sicherheit geben.[6]

Im mittlerweile stillgelegten Siedewasserreaktor Gundremmingen A war es 1977 zu einem schweren Unfall gekommen, bei dem der Reaktorkern schwer beschädigt wurde. Gundremmingen B und C (Bayern) sind die einzigen beiden Siedewasserreaktoren, die in Deutschland noch betrieben werden.

Eine Sonderform des Siedewasserreaktors war das Atomkraft Großwelzheim (Bayern) mit Dampfüberhitzung, von dem man sich einen höheren Wirkungsgrad als bei herkömmlichen Siedewasserreaktoren erwartete. Die Anlage musste jedoch wegen konstruktionsbedingter Mängel bereits eineinhalb Jahre nach Betriebsbeginn stillgelegt werden.

Schwerwasserreaktoren

Bei Schwerwasserreaktoren werden Natururan oder angereichertes Uran als Brennstoff und Schweres Wasser als Kühlmittel und Moderator verwendet.[1]

In Deutschland war an der Entwicklung von Schwerwasserreaktoren mit Natururan als Brennstoff bereits in den 1940er Jahren gearbeitet worden. Daran anknüpfend wurde in den 50er Jahren die Schwerwasserlinie zunächst fortgeführt.

Die zwei einzigen Atomkraftwerke dieser Art in Deutschland waren der Mehrzweckforschungsreaktor Karlsruhe (MZFR), ein Schwerwasser-Druckkesselreaktor auf dem Gelände des Forschungszentrum Karlsruhe in Baden-Württemberg (Betrieb 1964-1985) und der Schwerwasser-Druckröhrenreaktor Niederaichbach, der es von 1972 bis 1974 nur auf eine Betriebsdauer von insgesamt 18 Tagen brachte.

Erfolgreicher waren die kanadischen CANDU-Reaktoren, die mit Natururan als Brennstoff und Deuterium (2H, nicht radioaktiv) als Moderator betrieben werden. Alle aktiven Reaktoren in Kanada sind von dieser Bauart, und weitere wurden ins Ausland exportiert.

Leichtwasser-Schwerwasserreaktoren

Dieser Reaktortyp wurde mit Mischoxiden (angereichertem Uran und Plutonium) als Brennstoffe, mit leichtem (natürlichen) Wasser als Kühlmittel und schwerem Wasser als Moderator betrieben. Leichtwasser-Schwerwasserreaktoren waren Fugen (Japan) und Cirene (Italien).

Gasgekühlte Reaktoren

Gasgekühlte Reaktoren werden mit Natururan oder angereichertem Uran als Brennstoff, Gas als Kühlmittel und Graphit als Moderator betrieben.[1] Sie wurden in verschiedener Bauart vor allem in Großbritannien und Frankreich hergestellt.

In Großbritannien wurden zunächst gasgekühlte Reaktoren des Herstellers Magnox an den Standorten Berkeley, Bradwell, Calder Hall, Chapelcross, Dungeness, Sizewell A, Hunterston, Hinkley Point A, Oldbury und Trawsfynydd betrieben, die bis auf eine Einheit in Wylfa alle stillgelegt sind. Alle heute in Großbritannien betriebenen Einheiten sind bis auf Sizewell-B von der Bauart Advanced Cooled Reactors (AGR).

In Frankreich wurden gasgekühlte Reaktoren von Typ UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) hergestellt, die mittlerweile alle stillgelegt sind: in Bugey, Chinon, Marcoule, Saint-Laurent sowie in Vandellós (Spanien). Die UNGG-Reaktoren Saint-Laurent A-1 und A-2 verursachten partielle Kernschmelzen in den Jahren 1969 und 1980. In Vandellós-1 ereignete sich 1989 ein ernster Störfall, der fast zu einem GAU führte.

Wasser-Graphit-Reaktoren

Wasser-Graphit-Reaktoren werden mit Natururan oder angereichertem Uran als Brennstoff betrieben. Als Kühlmittel wird leichtes (natürliches) Wasser, als Moderator Graphit verwendet. Als Typen sind die sowjetischen RBMK, zu denen auch die Tschernobyl-Reaktoren gehören, und GLWR zu nennen.[1]

Hochtemperaturreaktoren

Graphitkugel fuer Hochtemperaturreaktor.jpg

Brennelement für Hochtemperaturreaktor

Hochtemperaturreaktoren (HTR) wurden mit dem Ziel gebaut, durch 750 bis 900 Grad Celsius hohe Betriebstemperaturen nicht nur Dampf, sondern auch Prozesswärme zu erzeugen. So sollte ein höherer Wirkungsgrad bei der Energieumwandlung erzielt werden. Außerdem sollte der HTR aufgrund seiner technischen Eigenschaften Kernschmelzen oder Freisetzungen von Radioaktivität verhindern. Die in Deutschland entwickelten HTR, sogenannte Kugelhaufenreaktoren, wurden mit Graphitkugeln als Brennelementen betrieben, die eine Brennstoffmischung aus Uran und Thorium enthielten. Als Moderator diente Graphit, als Kühlung gasförmiges Helium.[7] Insofern sind die HTR mit den gasgekühlten Reaktoren (GCR) verwandt.

Bislang wurden diverse Hochtemperaturreaktoren betrieben, mit denen keines der erwünschten Ziele erreicht wurde und die mittlerweile alle stillgelegt sind. In Peach Bottom-1 (USA), einem experimentellen HTR, wurde wegen undichter Brennelemente der Primärkreislauf immer weiter kontaminiert, bis er schließlich stillgelegt wurde (Betrieb: 1962 bis 1966). Fort St. Vrain (USA) hatte mit diversen Helium- und anderen Lecks sowie defekten Brennelementen zu kämpfen (Betrieb: 1974 bis 1989). Der deutsche Prototyp AVR Jülich hatte eine lange Pannenserie, eine zunehmende Kontamination im Primärkreislauf und 1978 einen schweren Zwischenfall mit Freisetzung kontaminierten Wassers in die Umwelt zu verzeichnen, den der Betreiber zu vertuschen suchte (Betrieb: 1966 bis 1988). Der deutsche Thorium-Hochtemperaturreaktor in Hamm Uentrop erbrachte nur geringe Leistung, hinterließ viele zerbrochene Brennstoffkugeln und wurde nach einer Freisetzung radioaktiver Substanzen in die Umwelt abgeschaltet (Leistungsbetrieb: 1987 bis 1988).

Neuere Entwicklungen sind der japanische HTTR und der chinesische HTR.[8] Ein ab 1993 in der Republik Südafrika nach deutschem Vorbild errichteter Hochtemperaturreaktor wurde 2010 aufgegeben, da sich keine Investoren fanden, die die hohen Kosten tragen wollten. Im Rahmen der sogenannten Generation der IV. Generation werden Neuauflagen der HTR konzipiert.

Mindestens bis 2013 forschte der deutsche Professor Hans-Josef Allelein, völlig unbeeindruckt vom deutschen Atomausstieg, in Jülich und Aachen noch an der Weiterentwicklung von Hochtemperaturreaktoren und erhielt dafür auch noch Forschungsgelder vom Bund. Erst Ende 2014 stiegen beide Standorte aus der HTR-Forschung aus.

→ Wikipedia: Hochtemperaturreaktor
→ VDI: Internationale Entwicklungsprogramme zum Hochtemperaturreaktor von 2000
→ World Nuclear Association Thorium

Schnelle Brüter

Als Brennstoff für Schnelle Brüter werden angereichertes Uran und Plutonium, als Kühlmittel Natrium verwendet.[1]

Schnelle Brüter wurden im Rahmen des sogenannten Brennstoffkreislaufs entwickelt, um Plutonium wiederaufzuarbeiten und immer wieder neu zu erzeugen – sozusagen als Perpetuum Mobile. Wegen des zur Explosion neigenden Kühlmittels Natrium und der hohen Plutoniumdichte gelten sie als besonders riskant. Und tatsächlich waren Entwicklung und Betrieb von einer langen Reihe von Schäden und Misserfolgen geprägt, aber auch von finanziellen Verlusten der Betreiber.

Beispiele sind die gescheiterten Schnellen Brüter Phénix und Superphénix in Frankreich sowie die Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe (KNK) und der nie in Betrieb gegangene SNR-300 in Kalkar. In einigen Ländern, wie Russland, China und Indien, wird weiterhin an der Entwicklung von Schnellen Brütern gearbeitet.

Detaillierte Informationen auf der Seite → Schnelle Brüter

Reaktoren der Generation IV

Reaktoren können auch nach Generationen klassifiziert werden. Hierbei unterscheidet man kommerzielle Prototypen (Generation I), kommerzielle Leistungsreaktoren (Generation II) und fortschrittliche Reaktoren wie den Europäischen Druckwasserreaktor EPR (Generation III).[9] In der Planungs- und Konzeptionsphase befinden sich sogenannte Generation-IV-Reaktoren, hinter denen sich zum Teil neuartige Konzepte, zum Teil aber auch Neuauflagen älterer Reaktortypen verbergen. → Generation IV International Forum (GIF)

In Deutschland entwickelt ein Institut trotz des Atomausstiegs einen sogenannten Dual Fluid Reaktor der "vierten Generation". → Institut für Festkörper-Kernphysik (IFK)

(Letzte Änderung: 09.05.2017)

Einzelnachweise

  1. 1,0 1,1 1,2 1,3 1,4 IAEO: LES CENTRALES NUCLEAIRES DANS LE MONDE (S.8) von 1997
  2. BfS: Druckwasserreaktoren abgerufen am 15. Juli 2015 (via WayBack)
  3. BfS: Siedewasserreaktoren abgerufen am 15. Juli 2015 (via WayBack)
  4. BR: Bayerische Atomkraftwerke vom 16. Juni 2011 (via WayBack)
  5. taz.de: AKW-Sicherheit - "Fukushima"-Reaktoren in Deutschland vom 23. März 2011
  6. Spiegel Online: Sicherheit von Siedewasserreaktoren - Neue Angst vor alten Meilern vom 13. März 2011
  7. spektrum.de: Hochtemperaturreaktor abgerufen am 14. Juli 2015
  8. VDI: Internationale Entwicklungsprogramme zum Hochtemperaturreaktor von 2000
  9. Wikipedia: Generationen von Kernkraftwerken abgerufen am 30. Juni 2013

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