Kernkraftwerke (snr/dwr/thtr/sbr)
Siedewasserreaktor
Speisewasser wird, nachdem es vorgeheizt worden ist, in den Druckbehälter gepumpt, der durch Betonwände vom restlichen Aufbau isoliert ist. In dem Druckbehälter befinden sich die Brennelemente aus Urandioxid mit dem angereichertem Uran-235, weil dieses temperaturbeständig und chemisch nicht reaktiv ist. Der Druckreaktor ist zu ungefähr zwei Dritteln mit Wasser gefüllt. Durch die Wärme, welche die Brennelemente durch Kernzerfall im Druckbehälter entwickeln, verdampfen Teile des Wassers noch im Druckbehälter. Dem Gemisch wird der reine Wasserdampf abgeschieden und einer Turbine zugeleitet, mithilfe eines Generators wird die Bewegung der Turbine in elektrischen Strom ungewandelt. Der Wasserdampf wird durch kühles externes Wasser zum Beispiel aus einem Fluss verflüssigt und wieder dem Kreislauf zugeführt.
Die Reaktorleistung kann über Wasserumwälzpumpen und Steuerstäbe aus Borcarbid und dem Metall Hafnium oder Cadmium reguliert werden. Der (potentielle) Wirkungsgrad eines Siedewasserreaktors ist nur unwesentlich kleiner als der des Druckwasserreaktors. Der Nettowirkungsgrad liegt bei um die 35 Prozent.
Druckwasserreaktor
Der Druckwasserreaktor (DWR) ist eine Bauform eines Kernreaktors. Er gehört wie der Siedewasserreaktor zu den Leichtwasserreaktoren.
Beim Druckwasserreaktor wird das Wasser in einem Primärkreislauf, der unter erhöhtem Druck(ca.
155 bar) steht, in den Reaktorkern geleitet, wo es erhitzt wird, aber flüssig bleibt. Von dort fließt es in einen Dampferzeuger, wo es zum Erhitzen des Wassers im Sekundärkreislauf dient, danach fließt es wieder zurück in den Reaktorkern.
Das Wasser im Sekundärkreislauf verdampft durch die Hitze im Dampferzeuger. Als Dampf wird es über Rohrleitungen einer Turbine zugeleitet, die an einen Generator gekoppelt ist, in dem dann elektrische Energie erzeugt wird. Danach wird das Wasser in einem Kondensator abgekühlt und wieder dem Dampferzeuger zugeführt. Der Druckwasserreaktor ist insofern sehr sicher, da bei einer erhöhten Temperatur des Kühlwassers die Reaktivität abnimmt.
Die Moderation der Neutronen wird verringert und die Leistung des Reaktors sinkt.
Versagen sowohl die Kühl- als auch die Notfallsysteme so werden durch die Nachzerfallswärme zwar die Brennelemente zerstört, das radioaktive Inventar jedoch vom Containment weiterhin von der Umwelt isoliert.
Tritt keine nennenswerte Radioaktivät aus dem betroffenen Raumbereich heraus und ist das Systemversagen in den Betriebshandbüchern vorgesehen und mit entsprechenden Gegenmaßnahmen beschrieben, wird von einem Störfall gesprochen. Erst bei Personenschäden oder nicht vorhergesehenen Kontaminationen der Umwelt wird von einem Unfall gesprochen.
Brutreaktor
Ein Brutreaktor ist ein Atomreaktor, der nicht nur der Energieerzeugung, sondern auch zur Erzeugung weiteren spaltbaren Materials dient.
Natururan enthält 99,3% 238U und 0,7% 235U.
Diese Menge 235U muss technisch sehr aufwändig auf ca. 3-4% angereichert werden. Beim Schnellen Brüter wird 238U durch Neutroneneinfang zunächst in 239U umgewandelt, das dann durch zwei Betazerfälle in spaltbares 239Pu zerfällt. Dadurch erzeugt der Reaktor selbst das nötige Spaltmaterial, allerdings in ausreichender Menge nur in einem Reaktor, der ohne Moderator arbeitet. Die hier vorherrschenden schnellen Neutronen haben dem Schnellen Brüter seinen Namen gegeben.
Es gibt ebenfalls noch den Thorium-Hochtemperaturreaktor, der 232Th als Ausgangspunkt der Reaktionskette verwendet und daraus 233U erzeugt.
Die vorherrschende Bauform ist in diesem Fall der Kugelhaufenreaktor.
Derzeit werden Brutreaktoren in den USA, Russland, Frankreich und Japan betrieben. In Deutschland wurde am Niederrhein bei Kalkar ein Schneller Brüter gebaut. Nach zahlreichen Protesten und dem Reaktorunfall bei Tschernobyl (1986) kam es nie zu einer kommerziellen Stromerzeugung. Das offizielle Aus des Schnellen Brüters bei Kalkar kam am 21. März 1991, noch bevor dieser überhaupt fertiggestellt war.
THTR
Die Ausstattung der Brennelemente mit Thorium-232, aus dem spaltbares und ohne Wiederaufarbeitung nutzbares Uran-233 erbrütet werden kann, ist eine Besonderheit dieses Reaktors. Diese Form des Brütens erlaubt die Herstellung und Nutzung neuen Kernbrennstoffs ohne aufwendige Transporte und ohne die aufwendige Verarbeitung der Kernbrennstoffe mit dem Risiko einer Freisetzung. Das Uran-233 ist zudem nur bedingt waffenfähig, ein Mißbrauch im Vergleich zu Plutonium wesentlich erschwert.
Ein wesentlicher Vorteil ist die im Vergleich zum Druckwasser- oder Siedewasserreaktor sehr hohe Temperatur des zur Kühlung eingesetzten Heliums, die den Betrieb der Dampfturbine mit Frischdampftemperaturen von etwa 550oC erlaubt; damit liegt der Wirkungsgrad der Erzeugung elektrischen Stroms bei etwa 40% und ist dem moderner Kohlekraftwerke ebenbürtig.
Zudem kann durch die kontinuierliche Beschickung des Reaktors mit Brennelementen während des Betriebs eine nahezu 100prozentige Verfügbarkeit der Anlage - abgesehen von Betriebsstörungen - gewährleistet werden. Jede abgezogene Brennelementkugel wird auf ihre weitere Verwendbarkeit getestet.
Falls sie noch einmal den Reaktor durchlaufen soll, wird sie wieder eingeführt, ansonsten zur Entsorgung ausgesondert und durch ein neues Brennelement ersetzt.
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