Reaktortypen - KerndD

Reaktortypen zur Stromerzeugung

Von den 422 Kernreaktoren zur Stromerzeugung weltweit, die in Betrieb oder in Betriebsbereitschaft sind, entfallen mit 303 Anlagen die meisten auf den Typ Druckwasserreaktor (DWR). Die zweitgrößte Gruppe bilden mit 49 Anlagen die Siedewasserreaktoren (SWR). Beide Gruppen werden häufig als Leichtwasserreaktoren bezeichnet, weil bei ihnen leichtes Wasser, also das natürlicherweise weit überwiegend vorkommenden Wasser aus zwei Wasserstoffatomen mit je nur einem Proton und einem Sauerstoffatom sowohl als Kühlmittel als auch als Moderator zur Verlangsamung der Neutronen genutzt wird. Diese Abbremsung ist für die Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion mit Spaltung des Uranisotops Uran-235 erforderlich.

Weitere heute genutzte Reaktortypen sind Druckwasserreaktoren mit schwerem Wasser (D2O, zwei Deuteriumatome und ein Sauerstoffatom) zur Kühlung und zur Moderation, von denen es 47 Anlagen gibt. Sie sind überwiegend als Druckröhrenreaktoren (CANDU) ausgeführt, es gibt aber auch zwei Anlagen mit Druckbehältern ähnlich dem DWR. Weitere Anlagentypen sind leichtwassergekühlte und graphitmoderierte Druckreaktoren vom sowjetisch-russischen Typ RBMK (11 Analgen), gasgekühlte und graphitmoderierte Anlagen vom britischen Typ AGR (8 Anlagen), natriumgekühlte, unmoderierte schnelle Reaktoren (3 Anlagen) und einen gasgekühlten, graphitmoderierten Hochtemperaturreaktor (HTR).

Schnittbild (schematisch) EPR (Evolutionary Power Reaktor); Olkiluoto 3

Kernkraftwerk mit Siedewasserreaktor

Beispiel: Kernkraftwerk Gundremmingen Block C

Technische Daten zum Kernkraftwerk Gundremmingen Block C

Kernbrennstoff UO2/MOX

Spaltbarer Anteil Uran-Brennelemente (U) 3,13 – 4,6 Gew. %

MOX-Brennelemente (U+Pu) 3,27 – 5,47 Gew. %

Kernbrennstoffmenge 136 t

Anzahl der Brennelemente 784

Anzahl der Brennstäbe je Brennelement 80 bis 96

Brennelementlänge 4.470 mm

Anzahl der Steuerstäbe 193

Absorbermaterial Bor und Hafnium

Kühlmittel und Moderator H2O

thermische Reaktorleistung 3.840 MW

elektrische Bruttoleistung 1.344 MW

elektrische Nettoleistung 1.288 MW

Bruttowirkungsgrad 35 %

Die Brennelemente, die das Urandioxid enthalten, befinden sich in dem zu etwa zwei Drittel mit Wasser gefüllten Druckbehälter. Das Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt die in den Brennstaben entwickelte Wärme ab. Ein Teil des Wassers verdampft. Nach einer Dampf-Wasser-Trennung im oberen Teil des Druckbehälters wird dieser Sattdampf mit einer Temperatur von 286 °C und einem Druck von ca. 69,6 bar direkt der Turbine zugeführt. Die Dampfmenge beträgt bis zu 7.477 t Dampf pro Stunde.

Die Turbine ist mit einem Drehstromgenerator gekoppelt, der eine Leistung von 1.344 Megawatt (Wirkleistung) bei einer Spannung von 27 kV liefert. Die Frequenz beträgt 50 Hz. Das im Druckbehälter nicht verdampfte Wasser fließt in dem Ringraum zwischen Druckbehälter und Reaktorkern wieder nach unten, wobei es sich mit dem aus dem Kondensator zurückgepumpten Speisewasser vermischt. Die im Druckbehälter vorhandenen Pumpen wälzen das Kühlmittel um. Durch eine Veränderung der Drehzahl dieser Pumpen kann die Umwälzmenge des Kühlmittels geändert und dadurch die Reaktorleistung gesteuert werden. Bei der Nennleistung des Reaktors strömen pro Stunde rund 51.480 t Kühlmittel durch seinen Kern. Der aus der Turbine austretende Dampf wird im Kondensator verflüssigt. Dazu sind pro Stunde etwa 160.000 m3 Kühlwasser erforderlich, die über einen Kühlturm gekühlt werden. Das Speisewasser wird durch Vorwärmanlagen auf eine Temperatur von 215 °C gebracht und dem Reaktor wieder zugeführt.

Die Steuerstäbe, die das neutronenabsorbierende Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) oder hydraulisch (Schnellabschaltung) von unten in den Reaktorkern eingefahren oder wieder herausgezogen. Aus dem Sicherheitsbehälter fuhren die Rohrleitungen nach außen in das Maschinenhaus. Da der Dampf nicht frei von radioaktiven Verunreinigungen (insb. N₁₆) ist, muss auch das Maschinenhaus in eine Sicherheitsabschirmung einbezogen sein. Außerdem sind eine Reihe weiterer Sicherheitsvorrichtungen eingebaut, um bei einer Störung eine sofortige Unterbrechung des Dampfstromes zum Maschinenhaus zu erreichen.

Kernkraftwerk mit Siedewasserreaktor (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Reaktordruckbehälter

2 Brennelemente

3 Steuerstäbe

4 Umwälzpumpen

5 Steuerstabantriebe

6 Frischdampf

7 Hochdruckteil der Turbine

8 Niederdruckteil der Turbine

9 Generator

10 Kondensator

11 Speisewasserpumpe

12 Vorwärmanlage

13 Speisewasser

14 Kühlwasser

15 Kühlwasserpumpe

16 Betonabschirmung

Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor

Beispiel: Kernkraftwerk Brokdorf

Technische Daten zum Kernkraftwerk Brokdorf

Kernbrennstoff UO2/MOX

Anreicherung an U-235 bis zu 4 %

Kernbrennstoffmenge 103 t

Anzahl der Brennelemente 193

Anzahl der Brennstäbe je Brennelement 236

Brennstablänge 4,83 m

Anzahl der Steuerstäbe 61

Absorbermaterial In, Ag, Cd

Kühlmittel und Moderator H2O

thermische Reaktorleistung 3.900 MW

elektrische Bruttoleistung 1.480 MW

elektrische Nettoleistung 1.410 MW

Bruttowirkungsgrad 38 %

Das Reaktordruckgefäß mit den Brennelementen ist ein zylindrischer Stahlbehälter. Er ist mit einem Betonschild abgeschirmt und befindet sich zusammen mit einer Reihe weiterer Anlagenteile und Sicherheitseinrichtungen in einem Sicherheitsbehälter, der in der schematischen Abbildung jedoch nicht dargestellt ist. Durch das Wasser wird die in den Brennelementen erzeugte Wärme abgeführt. Um ein Sieden zu verhindern, wird der Betriebsdruck im Hauptkühlkreis auf 157 bar heraufgesetzt und durch einen Druckhalter geregelt. Das Kühlmittel tritt mit einer Temperatur von 291 °C in den Reaktor ein und verlässt ihn mit einer Temperatur von 326 °C. Etwa 67.680 t Kühlmittel werden je Stunde durch den Reaktor bewegt.

Das erhitzte Wasser gibt seine Wärme in vier Dampferzeugern (davon nur einer dargestellt) an das Wasser eines Sekundärkreises ab. Aufgrund der hohen Temperatur und des niedrigeren Druckes verdampft es im Sekundärkreis und liefert pro Sekunde 2,14 t Sattdampf von 283,8 °C und einem Druck von 67 bar. Durch ein solches Zweikreissystem wird erreicht, dass die im Reaktorkühlmittel auftretenden radioaktiven Stoffe auf den ersten Kühlkreislauf beschränkt bleiben und nicht in die Turbine und den Kondensator gelangen.

Mit Hilfe des erzeugten Dampfes wird eine Turbine (Hochdruckteil, Niederdruckteil) betrieben, die direkt mit einem Drehstrom-Synchrongenerator gekoppelt ist. Der Generator liefert an den Klemmen eine Leistung von 1.480 Megawatt (Wirkleistung) bei einer Spannung von 27 kV. Die Frequenz beträgt 50 Hz. Im Kondensator wird der aus der Turbine austretende Dampf wieder verflüssigt. Dazu sind etwa 208.000 m3 Kühlwasser pro Stunde erforderlich, die der Elbe entnommen werden. Das Kondensat wird durch eine Vorwärmanlage zugeführt, auf 218 °C vorgewärmt und anschließend in den Dampferzeuger zurückgeleitet.

Für die Steuerstabe des Reaktors wird eine Legierung aus Silber, Indium und Cadmium als Absorbersubstanz verwendet. Für schnelle Steuervorgange können die Steuerstabe ganz oder teilweise in den Reaktor eingefahren und wieder herausgezogen werden. Für langsame oder langfristige Regelvorgange wird Borsäure als Neutronenabsorber dem Reaktorkühlwasser zugesetzt. Die Brennelemente befinden sich in einem Druckbehälter aus Spezialstahl (Wandstarke 25 cm), der zusammen mit dem Primarkreislauf in einem doppelwandigen Sicherheitsbehälter untergebracht ist.

Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Reaktordruckbehälter

2 Uranbrennelemente

3 Steuerstäbe

4 Steuerstabantriebe

5 Druckhalter

6 Dampferzeuger

7 Kühlmittelpumpe

8 Frischdampf

9 Hochdruckteil der Turbine

10 Niederdruckteil der Turbine

11 Generator

12 Kondensator

13 Speisewasserpumpe

14 Vorwärmanlage

15 Speisewasser

16 Kühlwasser

17 Kühlwasserpumpe

18 Betonabschirmung

Kernkraftwerk mit Schwerwasser-Druckröhren-Reaktor (CANDU)

Dieser Schwerwasser-Drückröhrenreaktor – häufig auch CANDU-Reaktor (CANada Deuterium Uranium) genannt – ist ein von einem kanadischen Unternehmen entwickelter Reaktortyp, der überwiegend in Kanada und Indien genutzt wird. Auch im Kernkraftwerk Cernavoda in Rumänien sind zwei CANDU-Reaktoren im Betrieb.

Durch einen fast drucklosen, mit Schwerem Wasser (D2O) gefüllten Moderatortank verlaufen horizontal Druckrohre, die die Brennelemente enthalten und die von D2O als primärem Kühlmittel zur Abführung der bei der Kernspaltung entstandenen Wärme durchströmt werden. Um ein Sieden zu verhindern steht dieses primäre Kühlmittel unter einem Druck von etwa 100 bar. Das erhitzte Schwerwasser überträgt seine Wärme in Dampferzeugern an den Sekundärkreislauf, in dem Wasser – H2O – verdampft und über eine Turbine den Generator antreibt.

Durch die Nutzung von D2O als Moderator ist prinzipiell die Verwendung von Natururan, also Uran mit dem natürlichen Anteil von nur rund 0,7 % des spaltbaren Isotops Uran-235 möglich. Allerdings wird heute üblicherweise auf bis zu 2 % an U-235 angereichertes Uran verwendet. Die Verwendung von Druckröhren an Stelle eines großvolumigen Druckbehälters wie bei Druckwasserreaktoren führt zu einer technisch einfacheren Fertigung.

Ermöglicht wird dadurch auch ein Wechsel der Brennelemente während des Reaktorbetriebs, indem einzelne Druckröhren abgeschaltet werden, um die Brennelemente zu wechseln.

Kernkraftwerk mit Schwerwasser-Druckröhren-Reaktor (CANDU) (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Moderatortank

2 Druckröhren

3 Uranbrennelemente

4 Schwerwasser-Moderator

5 Steuerstäbe

6 Dampferzeuger

7 Kühlmittelpumpen

8 Frischdampf

9 Hochdruckteil der Turbine

10 Niederdruckteil der Turbine

11 Generator

12 Kondensator

13 Speisewasserpumpe

14 Vorwärmanlage

15 Speisewasser

16 Kühlwasser

17 Kühlwasserpumpe

18 Betonabschirmung

Kernkraftwerk mit graphitmoderiertem Druckröhren-Siedewasserreaktor (RBMK)

RBMK ist die Abkürzung der russischen Bezeichnung für einen graphitmoderierten, wassergekühlten Druckröhren-Siedewasserreaktor. Der Reaktorkern besteht aus etwa 1.700 t Graphitziegeln, die zu einem zylindrischen Block von 7 m Höhe und 12 m Durchmesser aufgeschichtet sind. Das Volumen des Reaktorkerns ist mehr als 10-mal größer als bei einem typischen Siedewasserreaktor.

Im Graphitblock befinden sich senkrechte Bohrungen für die 1.693 Druckröhren, die je ein Brennelement mit zwei hintereinander angeordneten Brennstabbündeln aus jeweils 18 Brennstäben enthalten. Jedes Brennstabbündel ist 3,65 m lang und enthält 64,8 kg Urandioxid mit einem Anteil von 2,4 % U-235. Insgesamt enthält der Reaktor rund 193 t Uran. Weitere Bohrungen im Graphitblock enthalten die 191 Regel- und Abschaltstäbe.

Die in den Brennelementen durch Kernspaltungen erzeugte Wärme wird vom umgebenden Wasser in den Druckröhren aufgenommen, das dadurch z. T. verdampft. Das Wasser-Dampf-Gemisch gelangt aus den Druckröhren zu Dampfabscheidern, in denen eine Trennung von Wasser und Dampf herbeigeführt wird. Der Dampf strömt zu zwei Turbinen, das Wasser wird wieder in den Reaktor zurückgepumpt.

Die Vorteile dieses in der ehemaligen UdSSR entwickelten Reaktortyps lagen in

der einfacheren Fertigung von Druckröhren gegenüber großvolumigen Druckbehältern,
der leichter möglichen Entwicklung von Reaktoren größerer Leistung, da gleichartige Komponenten lediglich in ihrer Anzahl vermehrt zu werden brauchten,
einem Brennelementwechsel während des Anlagenbetriebs ohne Stillstandzeiten.

Ein gravierender Nachteil ist, dass ein positives Reaktivitätsfeedback zu einer unkontrollierten Leistungsexkursion führen kann, da es keine inhärente Selbststabilisierung bei über die Auslegungsgrenzen steigenden Temperaturen gibt, wie dies bei Druck- und Siedewasserreaktoren der Fall ist. U.a. diese Eigenschaft führte zum Unfall von Tschernobyl.

Kernkraftwerk graphitmoderiertem Druckröhren-Siedewasserreaktor (RBMK) (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Uran-Brennelemente

2 Brennelement-Druckrohr

3 Graphit-Moderator

4 Steuerstäbe

5 Schutzgas (N2/He)

6 Dampf/Wasser

7 Dampfabscheider

8 Dampf zur Turbine

9 Hochdruckteil der Dampfturbine

10 Niederdruckteil der Dampfturbine

11 Generator

12 Kondensator

13 Kühlwasserpumpe

14 Kühlwasser

15 Speisewasserpumpe

16 Vorwärmanlage

17 Kondensat (Wasser)

18 Wasserrücklauf

19 Umwälzpumpe

20 Wasser-Verteiler

21 Reaktor-Stahlbehälter

22 Betonabschirmung

23 Reaktorgebäude

Kernkraftwerk mit graphitmoderiertem gasgekühltem Reaktor (AGR)

Der AGR – Advanced Gas-cooled Reactor – ist ein in Großbritannien gebauter und betriebener graphitmoderierter, CO2-gekühlter Reaktor. Er ist eine Weiterentwicklung des Reaktortyps, mit dem das weltweit erste kommerzielle Kernkraftwerk – Calder Hall, England – am 27. August 1956 Strom in das öffentliche Netz lieferte. Im AGR wird auf bis zu 2,7 % angereichertes Uran eingesetzt. Die Temperatur des Kühlmittels CO2 beträgt etwa 650 °C und die Wasserdampftemperatur beim Turbineneintritt 566 °C. Dadurch wird ein hoher Wirkungsgrad der Anlage von 41,6 % erreicht.

Diesem Vorteil steht allerdings nachteilig gegenüber, dass die Ausnutzung des Uran-Brennstoffs (der sogenannte Abbrand) deutlich geringer ist als bei Druck- und Siedewasserreaktoren.

Kernkraftwerk mit graphitmoderiertem gasgekühltem Reaktor (AGR) (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Uran-Brennelemente

2 Brennelement-Druckrohr

3 Graphit-Moderator

4 Steuerstäbe

5 Schutzgas (N2/He)

6 Dampf/Wasser

7 Dampfabscheider

8 Dampf zur Turbine

9 Hochdruckteil der Dampfturbine

10 Niederdruckteil

der Dampfturbine

11 Generator

12 Kondensator

13 Kühlwasserpumpe

14 Kühlwasser

15 Speisewasserpumpe

16 Vorwärmanlage

17 Kondensat (Wasser)

18 Wasserrücklauf

19 Umwälzpumpe

20 Wasser-Verteiler

21 Reaktor-Stahlbehälter

22 Betonabschirmung

23 Reaktorgebäude

Kernkraftwerk mit Hochtemperaturreaktor

Während Leichtwasserreaktoren Kühlmitteltemperaturen bis etwa 330 °C erreichen, liegt bei Hochtemperaturreaktoren die Kühlmitteltemperatur bei 750 °C und darüber. Es kann dann nicht nur Dampf zum Antrieb von Turbinen, sondern auch Prozesswärme, z. B. zur Kohlevergasung oder zur Gewinnung von Wasserstoff, erzeugt werden.

In Deutschland wurden zwei Versuchskraftwerke mit Hochtemperaturreaktor betrieben, um technische Erfahrungen zu gewinnen. Die Brennelemente in diesen Hochtemperaturreaktoren waren Graphitkugeln mit einem Durchmesser von 6 cm. Sie enthielten als Spaltstoff etwa 1 g Uran-235 und als Brutstoff 10 g Thorium-232. Durch die Spaltung von Uran-235 wird die Kettenreaktion aufrechterhalten. Ein Teil der bei der Spaltung freigesetzten Neutronen wird vom Th-232 eingefangen. Das entstehende Th-233 zerfällt in Protactinium-233, aus dem durch weiteren Betazerfall das ebenfalls durch langsame Neutronen spaltbare U-233 entsteht. Während des Betriebs erzeugte dieser Reaktor also einen Teil des Spaltstoffs selbst.

Als Moderator wurde Graphit verwendet. Die im Reaktor erzeugte Wärme wurde durch bis auf 750 °C erhitztes Helium nach außen geführt. In Dampferzeugern gab das Helium seine Wärme an einen Wasser-Dampf-Kreislauf ab.

Kernkraftwerk mit gasgekühltem Hochtemperaturreaktor (vereinfachte Schemazeichnung)

1 Reaktorkern (Kugelhaufen)

2 Neutronenreflektor (Graphit)

3 Schild aus Eisen

4 Dampferzeuger

5 Kühlgasgebläse

6 Spannbetonbehälter

7 Steuerstäbe

8 Kugelzugaberohr

9 Kugelabzugrohr

10 Kühlgas (Helium)

11 Dichthaut aus Stahl

12 Frischdampf

13 Hochdruckteil der Turbine

14 Niederdruckteil der Turbine

15 Generator

16 Kondensator

17 Speisewasserpumpe

18 Vorwärmanlage

19 Kühlwasserpumpe

20 Kühlwasser

Kernkraftwerk mit Schnellem Reaktor

In Siede- und Druckwasserreaktoren kann von den in der Natur vorhandenen Uranisotopen nur das U-235 gespalten werden. Der Prozess kann aber in einem speziellen Reaktortyp so gesteuert werden, dass auch das U-238 genutzt wird. U-238 nimmt dabei ein Neutron auf und es entsteht U-239, das sich über Neptunium-239 in spaltbares Pu-239 umwandelt. Durch diesen Vorgang lässt sich mehr spaltbares Material erzeugen als durch Kernspaltungen für den Reaktorbetrieb verbraucht wird. Da in einem solchen Reaktor schnelle Neutronen für den Prozess genutzt werden, nennt man diesen Reaktortyp „Schnellen Reaktor“ oder auch wegen der Möglichkeit des Zugewinns an Spaltstoff „Schneller Brutreaktor“.

Da solche Reaktoren nur mit schnellen Neutronen betrieben werden können, darf kein Moderator vorhanden sein. Als Kühlmittel ist deshalb Wasser ungeeignet, da es die Neutronen auf geringe Geschwindigkeiten abbremst (moderiert). Als Kühlmittel wird deshalb z. B. flüssiges Natrium verwendet. Sein Schmelzpunkt liegt bei 98 °C, sein Siedepunkt bei 883 °C. Im Reaktorkern wird das Kühlmittel Natrium auf etwa 550 °C erhitzt.

Da das Natrium dabei nicht siedet, ist auch der entstehende Druck relativ niedrig. Im Primärkreislauf liegt er bei etwa 10 bar. Das Natrium, das durch den Reaktorkern strömt, wird durch die Neutronenstrahlung radioaktiv. Aus Sicherheitsgründen gibt das Natrium des Primärkreislaufs seine Wärme in einem Wärmetauscher an das Natrium eines Sekundärkreislaufs ab. Das Natrium in diesem sekundären Kreislauf ist dann nicht mehr radioaktiv. Im Dampferzeuger des dritten, des Wasser-Dampf-Kreislaufs, wird schließlich Wasserdampf von rund 500 °C erzeugt, der einer Dampfturbine zugeführt wird.