Kernreaktionen und radioaktiven
Umwandlungen freiwerdende Energie wurde 1899 der Begriff Atomenergie von
Hans Geitel geprägt; damals fehlten allerdings die Kenntnisse über den Aufbau
von Atomen. Aufgrund dieser Erkenntnisse, insbesondere das Wissen über die
Existenz des Atomkerns, ist der heutige korrekte naturwissenschaftliche
Fachbegriff Kernenergie. Daraus abgeleitet entstanden die synonymen
Begriffe Kernkraftwerk (KKW) und Atomkraftwerk (AKW). Der Begriff
Atomkraftwerk wurde 1960 für das Versuchsatomkraftwerk Kahl benutzt.
1966 wurde (analog beispielsweise zur englischen Bezeichnung Nuclear Power
Plant – NPP) für die Kraftwerke Rheinsberg und Gundremmingen A die
Bezeichnung Kernkraftwerk verwendet.
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Reaktortypen und Funktionsweise
In Kernkraftwerken werden
unterschiedliche Reaktortypen eingesetzt, die sich im Wesentlichen durch die
verwendeten Kernbrennstoffe, Kühlkreisläufe und Moderatoren unterscheiden. Die
wichtigsten sind:
- Leichtwasserreaktor
(LWR): Als Reaktorkühlmittel wird hier leichtes
Wasser verwendet, welches das in der Natur am häufigsten vorkommende
Wasser ist, gebildet mit dem leichten Wasserstoff-Isotop 1H.
Das leichte Wasser dient gleichzeitig als Moderator. Als Brennstoff
geeignet ist angereichertes Uran mit einem U-235-Massenanteil zwischen
etwa 1,5 und 6 Prozent. Der LWR wird ausgeführt als
- Druckwasserreaktor
(DWR):
grober
Aufbau eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
Das
Reaktorkühlmittel transportiert die Kernspaltungswärme in einem geschlossenen
Kreislauf, dem Primärkreislauf, vom Reaktordruckbehälter zu mehreren
Dampferzeugern, mit denen in einem sekundären Kreislauf der Dampf zum Antrieb
der Turbinen erzeugt wird. Dieser Sekundärkreislauf ist nicht mehr Teil des Kontrollbereichs.
Die Turbinen bleiben frei von radioaktiver Verunreinigung. Zum Typ der
Druckwasserreaktoren gehört auch der European Pressurized Water Reactor (EPR).
- Siedewasserreaktor
(SWR): Das Reaktorkühlmittel wird im Reaktordruckbehälter verdampft und
direkt den Turbinen zugeführt. Der gesamte Wasser-Dampfkreislauf ist
damit Teil des Kontrollbereichs. Vorteilhaft gegenüber dem DWR sind der
etwas bessere Wirkungsgrad und der einfachere, kostengünstigere Aufbau,
nachteilig die radioaktive Verunreinigung im Dampfsystem und die
technische Komplikation durch das Zweiphasengemisch aus Wasser und
Dampfblasen im Reaktor selbst.
- Schwerwasserreaktor
(HWR): Schweres Wasser (D2O) als
Reaktorkühlmittel wird mit schwerem Wasserstoff, dem Deuterium,
gebildet, das Neutronen weniger stark absorbiert. Deshalb kann als
Brennstoff Natur-Uran mit einem Massenanteil an U-235 von etwa 0,7 Prozent
verwendet werden.
- RBMK: Der RBMK ist ein Reaktor sowjetischer Bauart, der Graphit als
Moderator und Wasser als Kühlmittel verwendet, daher kann zum Betrieb Uran
mit der natürlichen Isotopenverteilung verwendet werden. Die Bauart macht
den Betrieb dieser Reaktoren sehr unsicher, deswegen werden sie nach der Katastrophe
von Tschernobyl nicht mehr gebaut. Allerdings sind auf dem Gebiet der
ehemaligen Sowjetunion noch einige Reaktoren dieser Bauart mit einigen
technischen Verbesserungen weiterhin in Betrieb.
- Flüssigmetallgekühlter
Brutreaktor (Schneller Brüter): Der
Brutreaktor erzeugt während des Betriebs spaltbares Plutonium aus dem
sonst nicht verwertbaren Uranisotop 238. Flüssiges Natrium, das Neutronen
nicht abbremst ("moderiert"), wird als Reaktorkühlmittel
eingesetzt und erwärmt über einen Zwischen-Wärmetauscher einen zweiten,
radioaktivitätsfreien Natriumkreislauf. Dieser erzeugt im Dampferzeuger
den Dampf für die Turbine. Der Sinn der technisch anspruchsvollen
Brutreaktortechnologie ist die ca. 30 mal bessere Ausnutzung des Urans,
die sich im Verbund von Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und
Leichtwasserreaktoren erzielen ließe.
- Hochtemperaturreaktor
(HTR): Dieser Reaktortyp benutzt Heliumgas als
Kühlmittel und Graphit als Moderator. Der primäre Spaltstoff ist 235U,
daneben tragen erbrütete Spaltstoffe zur Energieerzeugung bei. Die
Brennelemente sind in Graphitkugeln eingeschlossen und bilden im
Reaktorkern einen Kugelhaufen - daher auch die Bezeichnung Kugelhaufenreaktor.
Bei einem Hochtemperaturreaktor entsteht eine relativ hohe
Nutzungstemperatur von 300 bis 950
°C, daher auch sein Name. Der Thorium-Hochtemperaturreaktor (THTR) diente
als Prototyp
