Die kernspaltung

   Inhaltsverzeichnis  1. Die Kernspaltung Seite 2 Kettenreaktion Seite 2   2. Fundorte, Förderung und Aufbereitung des Urans Seite 3   3. Das Atomkraftwerk Seite 3   4. Kernreaktoren Seite 3 Druckwasserreaktor Seite 4 Siedewasserreaktor Seite 5 Fortgeschrittene Reaktortypen Seite 6 Brutreaktoren Seite 7 Thorium-Hochtemp.reaktoren Seite 7   5.

Die Sicherheitstechnik im Kernkraftwerk Seite 9 Sicherheitsbarrieren gegen das Austreten radioaktiver Stoffe Seite 9 Der Brennstab Seite 10 Reaktordruckgefäß Seite 11 Sicherheitsbehälter Seite 12 Rückhalteeinrichtungen für flüssige und gasförmige radioaktive Stoffe Seite 12   6. Wiederaufbereitung - Entsorgung - Entlagerung Seite 13  Die Kernspaltung Zur Spaltung von Atomkernen sind Neutronen besonders gut geeignet, weil sie keine elektrische Ladung haben und von den positiv geladenen Teilchen nicht abgestoßen werden.  Die Erzeugung freier Neutronen gelang erstmals dem Engländer Chadwick 1932 beim Beschuß von Beryllium mit Alphateilchen.   Die deutschen Chemiker Hahn und Straßmann entdeckten 1938, daß ein Kern des Uran-235 durch den Beschuß mit langsamen Neutronen in zwei mittelschwere Trümmerkerne auseinanderfällt. Genauere Untersuchungen ergaben, daß dabei 2-3 weitere Neutronen und ein Teil der im Kern gespeicherten Energie frei werden.  Kettenreaktion D ie bei der Spaltung von Uran-235 frei werdenden Neutronen können nun ihrerseits weitere Urankerne spalten.

Wenn nun nach jeder Spaltung 2 freie Neutronen zur Verfügung stehen, sind es in den weiteren Schritten 4,8,16,32,64,128... Wenn genügend Urankerne vorhanden sind, keine Neutronen nach außen verloren gehen oder absorbiert werden, steigt die Anzahl der Kernspaltungen von Neutronengeneration zu Neutronengeneration stark an. Eine Kettenreaktion läuft ab, bei der ungeheure Mengen Kernenergie frei werden.   Bei der vollständigen Spaltung von 1 kg Uran-235 werden 24 000 000 kWh Energie frei.

Die freisetzung dieser Energie entspricht einer Verbrennung von 3 000 000 (!) kg Kohle.   Da bei der Kettenreaktion die Atome der umgebenden Materie in heftige Schwingungen versetzt werden, wandelt sich die Bewegungsenergie in Wärme um. Diese kann über die Erzeugung von Dampf oder heißen Gasen mit Hilfe einer Turbine und eines Generator in elektrische Energie umgewandelt werden.   Für eine Kettenreaktion müssen bestimmte Voraussetzungen erfüllt sein. Es müssen genügend spaltbare Urankerne zur Verfügung stehen. Wenn die Uranmenge zu gering und die Geometrie zu ungünstig ist, gehen zu viele Neutronen durch die im Verhältnis zum Volumen relativ große Oberfläche verloren.

Die für die Einleitung einer Kettenreaktion erforderliche Mindestmasse heißt „kritische Masse“ und beträgt für reines Uran-235 ca. 50 kg (eine Kugel mit 8,4 cm Radius). Es gibt Möglichkeiten, die kritische Masse zu verkleinern, indem man den spaltbaren Stoff z. B. mit einem Reflektor umgibt, der einen Teil der austretenden Neutronen wieder in das Uran zurücklenkt.    Fundorte, Förderung und Aufbereitung des Urans  U ranerzvorkommen findet man an vielen Stellen in der Welt.

Uran ist, im Gegensatz zu Öl gleichmäßiger verteilt. Vorräte von Uran findet man in Nordamerika, Afrika, Australien und Westeuropa. Die bis heute gesicherten und wirtschaftlich gewinnbaren Uranerzvorkommen der westlichen Welt enthalten insgesamt etwa 2 Millionen Tonnen Natururan. Die Kontinente sind jedoch noch lange nicht so gut nach Uran abgesucht wie nach Erdöl. Geologen vermuten weitere Lagerstätten mit min. 5-6 Millionen Tonnen Natururan.

In der Welt werden pro Jahr etwa 40 000 Tonnen Uran benötigt. So dürfte in den nächsten 50-100 Jahren kein Mangel an Uran bestehen.    Das Atomkraftwerk (Schema eines Atomkraftwerkes : Anlage I)   Z uerst einmal zur Frage, wie ein Atomkraftwerk funktioniert : in einem Reaktor wird eine Kettenreaktion gestartet. Bei dieser Reaktion entsteht Wärme, die Wasser in Dampf umwandelt. Dieser Dampf treibt die Turbinen an, welche einen Generator betreiben. Dadurch wird Strom erzeugt.

Die Erzeugung von Strom durch Kernkraft ist wesentlich günstiger als die durch Verbrennung von Wärme. Die Sicherheit spielt im Bereich der Kernkraft durch die radioaktive Strahlung eine sehr große Rolle. Deutschland ist im Bereich der Sicherheitstechnik eines der führenden Länder.  Kernreaktoren  Vorrichtungen, in denen eine gesteuerte Kettenreaktion abläuft, heißen Reaktoren. Nach ihrem Hauptverwendungszweck unterscheidet man   Leistungsreaktoren zur Energieerzeugung Forschungsreaktoren für Kern- und materialtechnische Untersuchungen sowie Unterrichtszwecke Reaktoren zur Erzeugung radioaktiver Isotope   Die wesentlichen Teile eines Reaktors sind die Brennelemente (spaltbares Material), der Moderator (Bremsmittel), das Kühlmittel und die Strahlenabschirmung. Sind Brennstoff und Moderator voneinander getrennt, spricht man von einem heterogenen Reaktor, sind sie innig miteinander vereint, von einem homogenen Reaktor.

Die im Reaktor erzeugte Wärme wird zur Dampferzeugung verwendet. Mit dem gewonnenen Dampf werden Turbinen angetrieben, die einen Generator in Bewegung setzen. Der Reaktor eines Kernkraftwerkes ersetzt also den befeuerten Dampfkessel eines herkömmlichen Wärmekraftwerkes.   Bei den Leichtwasserreaktoren (LWR) wird normales (leichtes) Wasser (H2O) als Moderator und Kühlmittel verwendet. Ihr Einsatz hat sich als besonders wirtschaftlich erwiesen, so daß sie heute bevorzugt gebaut werden. Bei den Leichtwasserreaktoren wird zwischen dem Druckwasser- und dem Siedewasserreaktor unterschieden.

 Druckwasserreaktor (im Beispiel : Kernkraftwerk Stade) (Schema eines Druckwasserreaktors : Anlage II)   Durch das Wasser wird die in den Brennelementen erzeugte Wärme abgeführt. Um ein Sieden zu verhindern, wird der Betriebsdruck im Hauptkühlkreis auf ca. 158 bar heraufgesetzt und durch einen Druckhalter geregelt. Das Kühlmittel tritt mit einer Temperatur von 288 °C in den Reaktor ein und verläßt ihn wieder mit einer Temperatur von 316 °C. Etwa 44.000 t Kühlmittel werden je Stunde durch den Reaktor bewegt.

  Das erhitzte Wasser gibt nun seine Wärem in 4 Dampferzeugern an das Wasser des Sekundärkreises ab.Aufgrund der hohen Temperatur und des niedrigen Druckes verdampft es im Sekundärkreis und liefert pro Stunde insgesamt 3592 t Sattdampf von 265 °C und einem Druck von ca. 52 bar. Durch ein solches Zweikreissystem wird erreicht, daß die im Reaktorkühlmittel auftretenden radioaktiven Stoffeauf den ersten Kühlkreislauf beschränkt bleiben und nicht in die Turbine und den Kondensator gelangen. Mit Hilfe des erzeugten Dampfes wird eine Turbine betrieben, die direkt mit einem Drehstrom-Synchrongenerator gekoppelt ist. Der Generator liefert an den Klemmen eine Leistung von 662 Megawatt bei einer Spannung von 21 kV.

Im Kondensator wird der aus der Turbine austretende Dampf wieder verflüssigt. Dazu sind etwa 107 000 t Kühlwasser pro Stunde erforderlich, die hier im Beispiel Stade der Elbe entnommen werden. Das Kondensat wird durch eine Speisewasserpumpe einer Vorwärmanlage zugeführt, auf 207 °C vorgewärmt und anschließend in den Dampferzeuger zurückgeleitet.   Einige technische Daten des Druckwasserreaktors in Stade :   Kernbrennstoff Urandioxid Kernbrennstoffmenge 63,5 t Anreicherung an Uran-235 3,2 % Zahl der Brennelemente 157 Zahl der Brennstäbe je Element 205 Brennstablänge ca. 3,3 m Brennstabdurchmesser ca. 1 cm Zahl der Regelstäbe 49 Absorbermaterial Ag In Cd Kühlmittel und Moderator H2O (völlig entsalzt)  Siedewasserreaktor (im Beispiel : Kernkraftwerk Brunsbüttel) (Schema eines Siedewasserreaktors : Anlage III)   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 dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Ein Teil des Wassers verdampft. Nach einer Dampf-Wasser-Trennung im oberen Teil des Druckbehälters wird der Sattdampf mit einer Temperatur von 286 °C und einem Druck von ca. 71 bar direkt der Turbine zugeführt. Es sind bis zu 4500 t Dampf pro Stunde. Die Turbine ist mit einem Drehstromgenerator gekoppelt, der an den Klemmen eine Leistung von 806 Megawatt bei einer Spannung von 27 kV liefert.

Das im Druckbehälter nicht verdampfte Wasser fließt in dem Ringraum zwischen Druckbehälter und Reaktorkern wieder nach unten, wobei es sich mit dem Speisewasser vermischt. Die im Behälter vorhandenen Pumpen wälzen das Kühlmittel um. Durch eine Veränderung der Drehzahl dieser Pumpen kann die Umwälzmenge des Kühlmittels geändert und dadurch die Reaktorleistung geregelt werden. Bei der Nennleistung des Reaktor strömen pro Stunde 34.000 t Kühlmittel durch den Kern. Der aus der Turbine austretende Dampf wird im Kondensator verflüssigt.

Dazu sind pro Stunde etwa 118 000 m3 Kühlwasser nötig, die der Elbe entnommen werden. Das Speisewasser wird durch Vorwärmanlagen auf eine Temperatur von 215 °C gebracht und dem Reaktor wieder zugeführt. Die 129 Regelstäbe, die das neutronenabsorbierende Material enthalten, werden elektromotorisch oder hydraulisch von unten in den Reaktorkern eingefahren. Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen nach außen in das Maschinenhaus. Da der Dampf nicht frei von radioaktiven Verunreinigungen ist, muß auch das Maschinenhaus in eine Sicherheitsabschirmung einbezogen werden. Außerdem sind eine Reihe weiterer Sicherheitsvorrichtungen eingebaut, um bei einer Störung eine sofortige Trennung des Reaktors vom Maschinenhaus zu erreichen.

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 kugelförmigen Sicherheitsbehälter.   Einige technische Daten des Siedewasserreaktors in Brunsbüttel :   Kernbrennstoff Urandioxid (UO2) Kernbrennstoffmenge 98 t Anreicherung an Uran-235 2,66 % Zahl der Brennelemente 532 Zahl der Brennstäbe je Element 63 Brennstablänge ca. 4 m Brennstabdurchmesser 1,25 cm Zahl der Regelstäbe 129 Absorbermaterial Borcarbid (B4C) Kühlmittel und Moderator H2O (völlig entsalzt)  Fortgeschrittene Reaktortypen  In Siede- und Druckwasserreaktoren kann von den in der Natur vorhandenen Uranisotopen nur das Uran-235 gespalten werden. Es ist im natürlich Uran mit 0,7 % enthalten und in den Brennelementen auf bis zu 3,5 % angereichert. Das Uran-238 ist in diesen Reaktortypen als Spaltstoff nicht zu verwenden.

Der Kern eines Atoms Uran-238 kann aber ein Neutron aufnehmen und sich anschließend in mehreren Stufen zu Plutonium-239 umwandeln. Dies wird am effektivsten durch schnelle Neutronen gespalten und ist deshalb als Spaltstoff geeignet.  Brutreaktoren (Technische Daten siehe Anlage IV)  In Brutreaktoren laufen beide Vorgänge ab.   Es finden Kernspaltungen statt, wodurch Energie freigesetzt wird. Ein Teil des Uran-238 wird in spaltbares Plutonium-239 umgewandelt (Brutvorgang).   Der Reaktorkern eines Schnellen Brüters besteht aus zwei Zonen.

Im Innern befinden sich Brennstäbe mit einer Mischung von etwa 80 % UO2 und 20 % PuO2. In dieser Zone kommt es vorwiegend zu Kernspaltungen. In einem Mantel aus UO2, der den inneren Bereich umgibt, wird Uran-238 in Plutonium umgewandelt. Bei Brutreaktoren ist eine hohe Konzentration an spaltbarem Plutonium notwendig, weil schnelle Neutronen verwendet werden. Sie führen mit geringerer Wahrscheinlichkeit zu Kernspaltungen als langsame. Da in Brutreaktoren der Einsatz von Wasser als Kühlmittel die Abbremsung der Neutronen zur Folge hätte, benutzt man hier flüssiges Natrium.

  Das erste Kernkraftwerk mit einem Brutreaktor war das von 1951 bis 1963 in den USA betriebene Versuchskraftwerk EBR I (Experimental Breeder Reaktor). Zur Zeit wird in der Bundesrepublik an dem Schnellen Brutreaktor SNR 300 in Kalkar am Niederrhein gebaut. Seine elektrische Leistung wird etwa 300 MW betragen (technische Daten siehe Anlage)  Thorium-Hochtemperaturreaktoren (Technische Daten siehe Anlage V)   Eine weitere Möglichkeit zur Erzeugung elektrischer Energie bietet der Hochtemperaturreaktor. In diesem werden, wie der Name schon sagt, relativ hohe Temperaturen erzeugt. Während im Leichtwasserreaktor die Kühlmitteltemperaturen 330 °C und im Schnellen Brüter 550 °C betragen, liegen im Hochtemperaturreaktor die Kühlmitteltemperaturen bei 750 °C und darüber. Hier kann nicht nur Dampf zum Antrieb von Turbinen dienen, sondern auch Prozeßwärme (z.

B. zur Kohlevergasung) erzeugt werden. Die Brennelemente in dem bei Hamm/Uentrop errichteten Hochtemperaturreaktor THTR-300 sind Graphitkugeln mit einem Durchmesser von 6 cm. Sie enthalten als Spaltstoff etwa 1 g Uran-235 und als Brutstoff ca. 10 g Thorium-232 in Form beschichteter Teilchen von 0,5 bis 0,7 mm Durchmesser. Etwa 35000 solcher umhüllten Teilchen sind in einer Kugel untergebracht.

  Das Uran-235 läßt sich durch langsame Neutronen spalten. Aus dem Thorium-232 wird Uran-233 erbrütet, das ebenfalls durch langsame Neutronen spaltbar ist. Während des Betriebes erzeugt sich der Thorium-Hochtemperaturreaktor also einen Teil des Spaltstoffes selbst. Bei diesem Reaktortyp wird Graphit als Moderator verwendet. Da Spalt- und Brutstoff und Moderator miteinander gemischt sind, spricht man hier von einem homogenen Reaktor. Rund 675 000 kugelförmige Betriebselemente sind in dem bei Schmehausen errichteten Reaktor untergebracht.

Diese Erstbeladung besteht aus ca. 360 000 Brennelementkugeln, ca. 280 000 Graphitkugeln (zusätzlicher Moderator) und ca. 35 000 borhaltigen Kugeln (Absorber). Die Brennelementkugeln befinden sich in einem Behälter aus Graphitkugeln mit einem Durchmesser von 5,6 m und einer Höhe von 6 m. Er stützt den Kugelhaufen ab und dient gleichzeitig als Neutronenreflektor.

Um die bei den Kernprozessen auftretende Gammastrahlung abzuschirmen, ist der Graphitbehälter von einem eisernen Schild umgeben. Die im Reaktor erzeugte Wärme wird durch das Edelgas Helium nach außen abgeführt. Es strömt von oben mit einer Temperatur von 250 °C in den Reaktor und verläßt ihn unten mit einer Temperatur von 750 °C.In den Dampferzeugern gibt das Helium seine Wärme an einen Wasser-Dampf-Kreislauf ab. Zur Regelung und Abschaltung des Reaktors können 42 Regelstäbe in den Kugelhaufen eingefahren werden.   Die Hauptkomponenten (Kugelhaufen, Neutronenreflektor, Schild aus Eisen, Dampferzeuger, Kühlmittelgebläse sowie Einrichtungen zur Reaktorregelung und Reaktorabschaltung) sind in einem berstsicheren Spannbetonbehälter mit einer Wandstärke von 4,5 bis 5 m untergebracht.

Er hält dem Innendruck von etwa 40 bar stand und dient gleichzeitig zur Abschirmung der Neutronen- und Gammastrahlung. Im Reaktordruckbehälter ist auch die Beschickungsanlage untergebracht. Sie ermöglicht eine fortlaufende Entnahme und Zugabe der kugelförmigen Brennelemente. Bei Vollast werden an einem Tag 3700 Kugeln umgesetzt und etwa 620 abgebrannte Brennelemente durch neue ersetzt. Die 620 abgebrannten Brennelemente bleiben im Mittel ungefähr drei Jahre im Reaktor und durchlaufen ihn in dieser Zeit rund 6 mal. Mit dem in den Wärmetauschern erzeugten Dampf wird eine Turbine angetrieben, die mit einem Generator gekoppelt ist.

Zur Verflüssigung des Dampfes wird bei dem Thorium-Hochtemperaturreaktor in Schmehausen ein sog. Naturzug-Trockenkühlturm verwendet. Die durch den Turm emporsteigende Luft führt die Wärme ab. Der Turm gibt also keinen Wasserdampf, sondern lediglich erwärmte Luft ab.   Seit 1967 ist in Jülich das Versuchskraftwerk AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor) mit einer Leistung von 15 MWel in Betrieb. Es enthält 80 000 Brennelementkugeln und erreichte eine Gasaustrittstemperatur von 950 °C.

In Schmehausen bei Hamm ist der Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR-300 mit einer Leistung von 300 MWel 1985 fertiggestellt worden (technische Daten siehe Anlage).  Die Sicherheitstechnik im Kernkraftwerk  D ie Sicherheitstechnik eines Kernkraftwerkes spielt eine sehr große Rolle, da niemals radioaktive Strahlung nach außen austreten dürfen. Hierbei müssen alle Aspekte beachtet werden, der Reaktor muß selbst einem Flugzeugabsturz oder einem Erdbeben standhalten. Deutschland ist auf dem Gebiet der Sicherheitstechnik eines der führenden Länder. Die Leute in der Umgebung eines Kernkraftwerkes brauchen heutzutage keine Angst mehr vor Zwischenfällen zu haben. Kernkraft ist eine günstige Art der Energieherstellung, wir müssen lernen, damit zu leben.

 Sicherheitsbarrieren gegen das Austreten radioaktiver Stoffe  Kernkraftwerke besitzen eine Reihe von Barrieren, die zwei Funktionen erfüllen. Sie schirmen die Direktstrahlung ab und sie verhindern das Austreten radioaktiver Stoffe. Alpha- und Betastrahlen werden durch das Kühlwasser abgeschirmt. Das Reaktordruckgefäß verringert die Gammastrahlung auf den 100 000sten Teil der Strahlung im Reaktorkern. Eine fast vollständige Abschirmung der verbleibenden Gammastrahlung und der Neutronenstrahlung geschieht durch einen 2 m dicken Schild aus Stahlbeton, der das Reaktordruckgefäß umgibt. Sicherheitsbehälter und Reaktorgebäude bilden weitere Barrieren, so daß außerhalb des Reaktors kaum direkte Strahlung aus dem Reaktor austritt.

Das Reaktorgebäude erfüllt auch gleichzeitig den Schutz von äußeren Einwirkungen wie Flugzeugabsturz, Erdbeben oder Explosionsdruckwellen. Einige der Barrieren zur Strahlenabschirmung sind gleichzeitig Sicherheitsbarrieren gegen das Austreten radioaktiver Stoffe. Es sind im einzelnen :   das Kristallgitter des Brennstoffes selbst, die Brennstabhülle, das Reaktordruckgefäß mit dem angeschlossenen Rohrsystem des Primärkühlkreises, der Sicherheitsbehälter mit Dichthaut, Rückhalteeinrichtungen für flüssige und gasförmige radioaktive Stoffe.   Im folgenden werden die einzelnen Barrieren näher beschrieben :  Der Brennstab  Für die Kernspaltung in Leichtwasserreaktoren wird heute fast ausschließlich Uran-235 verwendet. Es ist in dem in der Natur vorkommenden Uran mit einem Anteil von etwa 0,7 % enthalten und wird in dem sog. Kernbrennstoff auf 2 bis 3,5 % angereichert.

Die Stäbe haben z. B. bei den heute üblichen Siedewasserreaktoren eine Länge von ca. 4 m und einen äußeren Durchmesser von ca. 12,5 mm. Die Umhüllung besteht aus Zirkoloy (Zirkolonium-Legierung) .

mit einer Wandstärke von 0,81 mm. Das Material der Brennstäbe soll den Kernbrennstoff von dem Kühlmittel des Primärkreislaufes trennen und außerdem verhindern, daß die bei der Kernspaltung entstehenden Spaltprodukte in das Kühlmittel gelangen. Weitere Anforderungen sind mechanische Festigkeit, Korrosions- und Hitzebeständigkeit sowie eine geringe Neutronenabsorption. Die aus Urandioxid (UO2) gepreßten, gesinterten und geschliffenen Pellets werden in das mit einer Endkappe verschlossene Rohr eingebracht. Eine Schraubenfeder drückt von oben auf die Pellets und hält sie in einer Säule fest zusammen. Dadurch wird gleichzeitig oberhalb des Kernbrennstoffes ein Raum für die bei der Kernspaltung entstehenden Edelgase geschaffen.

Der Spaltgasraum verhindert somit ein unzulässiges Anwachsen des Gasdruckes im Brennstab bei einer sehr starken Erwärmung. Eine größere Zahl von Brennstäben wird zu einem quadratischen Brennelement mit Hilfe von Abstandhaltern zusammengefaßt. Beim Kernkraftwerk Brunsbüttel sind 63 Brennstäbe in einem Element angeordnet. Insgesamt befinden sich bei diesem Kernreaktor 532 Brennelemente mit einer Gesamtmenge von 98 t Urandioxid im Reaktorkern. 113 Brennelemente werden hier jährlich ausgewechselt. Das als Kühlmittel und Moderator dienende Wasser strömt von unten an den durch die Kernspaltung erhitzten Brennstäben vorbei und führt somit die Wärme ab.

   Reaktordruckgefäß  Das Reaktordruckgefäß mit dem angeschlossenen Rohrsystem für das Kühlmittel bildet die dritte Barriere. Das Reaktordruckgefäß eines modernen Siedewasserreaktors (z. B. Brunsbüttel) ist ein zylindrischer Stahlbehälter mit einer lichten Höhe von 21 m und einem Innendurchmesser von 5,6 m. Seine Wandstärke beträgt 14 cm und sein Gewicht beläuft sich auf 550 t. Das Druckgefäß steht in einer Betonkammer (mit besonderer Kühlung), die die Funktion einer Strahlenabschirmung hat (sog.

biologischer Schild). Bei der Vielzahl der Brennstäbe, die in diesem Kernreaktor enthalten sind (über 33 000), können vereinzelnte Undichtigkeiten nicht ausgeschlossen werden. Ein geringer Anteil der im Brennstoff entstandenen radioaktiven Substanzen kann so in das Kühlmittel gelangen. Außerdem befinden sich im Wasser z. T. durch Neutronen aktivierte Korrosionsprodukte.

Ein Austreten dieser Aktivitäten wird durch das Reaktordruckgefäß und die Wandungen des Kühlmittelkreises verhindert. Darüber hinaus wird dem Reaktorkühlkreislauf fortlaufend Wasser entnommen, von Korrosions- und Spaltprodukten befreit und dann gereinigt dem Kreislauf wieder zugeführt. Die einzelnen Teile des Kühlmittelkreises sind im allgemeinen durch Schweißnähte miteinander verbunden. Ihre Dichtigkeit wird durch besondere Prüfverfahren (Ultraschall, Röntgenstrahlen) in regelmäßigen Zeitabständen nachgewiesen. Sind an einzelnen Stellen des Kühlmittelkreislaufes Durchführungen nach außen erforderlich, z. B.

für Pumpen, Ventile, Absperrschieber oder Turbinenwellen, so werden geeignete Maßnahmen vorgesehen, damit das Kühlmittel nicht austreten kann. Hierzu gehört beispielsweise die Verwendung spezieller Stopfbuchsen.      Sicherheitsbehälter  D er Sicherheitsbehälter mit den dazugehörigen Einrichtungen, wie z. B. schnellschließende Armaturen in den aus dem Sicherheitsbehälter herausführenden Rohrleitungen, stellt die vierte Sicherheitsbarriere in einem Kernkraftwerk dar. Sie umschließt das Reaktordruckgefäß und den unmittelbar daran anschließenden Teil des Kühlmittelkreislaufes.

Bei Siedewasserreaktoren wird ein Sicherheitsbehälter mit Druckabbausystem verwendet. Dadurch wird erreicht, daß der Behälter für einen niedrigeren Druck, als er sich beim völligen Ausdampfen des Kühlmittels ergeben würde, ausgelegt bzw. kleiner ausgeführt werden kann. Dies wird dadurch ermöglicht, daß der z. B. aus einem Leck möglicherweise austretende Dampf über Rohleitungen in Wasserbecken geleitet wird und dort kondensiert.

Der Sicherheitsbehälter eines heutigen Siedewasserreaktors hat die Form einer Kugel mit einem Innendurchmesser - z. B. beim Kernkraftwerk Krümmel - von 29,6 m. Seine Wandstärke beträgt max. 30 mm. Da Behälter von solcher Größe nicht absolut gasdicht hergestellt werden können, befindet sich in 7 cm Abstand von der Außenwand des Sicherheitsbehälters noch eine Dichthaut aus Stahl von 4 mm Wandstärke.

Der Zwischenraum wird durch Absaugung ständig auf Unterdruck gehalten. Dadurch wird eine unkontrollierte Aktivitätsabgabe verhindert. An geeigneten Stellen sind Personen-und Materialschleusen vorgesehen. Damit bei einem Unfall die Innenwand des Sicherheitsbehälters durch das Platzen druckführender Anlagenteile nicht beschädigt werden kann, sind diese Komponenten innerhalb des Behälters noch besonders gesichert.  Rückhalteeinrichtung für flüssige und gasförmige radioaktive Stoffe (Beispiel für einen Siedewasserreaktor)  Beim Normalbetrieb eines Kernkraftwerkes fallen gasförmige, flüssige und feste radioaktive Substanzen an. Für die Beseitigung dieser „Abfälle“ sind eine Reihe von Maßnahmen und Verfahren entwickelt worden, von denen hier die Rückhalteeinrichtungen beschrieben wird, die vor der zulässigen Abgabe bestimmter gasförmiger, leichtflüssiger und flüssiger radioaktiver Stoffe an die Umgebung eingesetzt werden.

Von den bei einer Kernspaltung entstehenden über 200 verschiedenen Spaltprodukten sind 20 % Edelgase. Sie haben die Eigenschaft, bereits aus kleinsten Undichtigkeiten der Brennstabhüllen zu entweichen. Weitere radioaktive Gase entstehen durch Neutronenbestrahlung der Luft im Raum zwischen dem Reaktordruckgefäß und dem biologischen Schild. Bei einem Siedewasserreaktor strömen die im Reaktorwasser gelösten Gase und leichtflüchtigen Substanzen mit dem Dampf über die Turbine in die Kondensatoren. Von dort führt man sie zusammen mit der Einbruchsluft und den Radiolysegasen einer Aufbereitungsanlage zu. Dort werden die Gase über eine Verzögerungsleitung (Sandfilter), eine Aktivkohle-Verzögerungsanlage und ein Absolutfilter geleitet, ehe sie zusammen mit der Gebäudeluft über den Kamin abgegeben werden.

Beim Austritt aus dem Kamin vereilt sich die Restaktivität auf ein großes Luftvolumen.    Wiederaufbereitung - Entsorgung - Entlagerung  Je nach Stärke der Strahlung und aus Gründen der Handhabung teilt man die bei der Wiederaufbereitung entstehenden und in anderen Bereichen anfallenden, radioaktiven Abfälle in drei Kategorien ein : schwach-, mittel- und hochaktiven Abfall. Mit etwa 95 % bilden die schwach- und mittelaktiven Abfälle volumenmäßig den größten Anteil. Ziele der Abfallbehandlung sind eine weitgehende Verringerung in eine geeignete, endlagerungsfähige Form. Man bezeichnet diesen Schritt auch als „Konditionieren“ der Abfallstoffe. Während der schwachaktive Abfall in Fässer gepackt wird, muß der mittelaktive zuerst noch mit Beton vergossen werden, der die Strahlung nach außen abschirmt.

Erst dann dürfen diese Abfälle transportiert und endgelagert werden. Die schwach- und hochaktiven Stoffe entstehen nicht nur in Kernkraftwerken, sondern auch in Versuchslabors und Kliniken. Eine Endlagerungsstätte ist das Salzbergwerk Asse. Der hochaktive Abfall setzt durch den Zerfall Wärme frei. Er muß also so verpackt werden, daß nicht nur die Strahlen vor dem austreten bewahrt werden, sondern auch die Temperatur nach außen abgegeben werden kann. Deshalb werden diese hochaktiven Abfälle in Glas geschmolzen und ins Endlager gebracht.

 Anlagen      I. Schema eines Atomkraftwerkes   II. Schema eines Druckwasserreaktors   III. Schema eines Siedewasserreaktors   IV. Technische Daten zum SNR 300   V. Technische Daten zum THTR 300   VI.

Die Sicherheitsbarrieren im Kraftwerk   VII Der Brennstoff“kreislauf“   VIII.Standorte der Kraftwerke in der BRD   Technische Daten des Brutreaktors SNR 300         Thermische Leistung 762 MW Elektrische Leistung (netto) 295 MW Wirkungsgrad (netto) 38,7 % Spaltstoff Pu Spaltmenge (1. Zyklus) 1124 kg Brutstoff U-238 Masse Brutstoff 12,5 t Spaltzone   Zahl der Brennstäbe je Brennelement 166 Zahl der Brennelementpos. im Kern 205 Brennstablänge 750 mm axiale Brutzone (oben und unten) 800 mm Brutzone   Zahl der Brutstäbe je Brutelement 61 Zahl der Brutelemente 96 Brutstablänge 1750 mm Absorbermaterial B4C Zahl der Regeltrimm-und Abschaltelemente   12 Frischdampfmenge 346 kg/s Kühlwasserbedarf 12,3 m3/s Primärkreislauf   Kühlmittel Na Eintrittstemperatur 377 °C Austrittstemperatur 546 °C Druck 12 bar Sekundärkreislauf   Kühlmittel Na Eintrittstemperatur 355 °C Austrittstemperatur 520 °C Druck 14 bar Wasser-Dampf-Kreislauf   Arbeitsmittel H2O Eintrittstemperatur 355 °C Austrittstemperatur 500 °C Druck (Austritt) 167 bar   Technische Daten des Thorium-Hochtemperaturreaktors THTR 300         Thermische Leistung 759,5 MW Elektrische Leistung 307,5 MW Wirkungsgrad (netto) 40,49 % Spaltstoff U-235 Anreicherungsgrad des Spaltstoffs (U-235 bezogen auf Gesamt-U) 93 % Masse des Spaltstoffes im Gleichgewichtscore   344 kg Brutstoff TH-232 Masse des Brutstoffes im Gleichgewichtscore 1   6400 kg Spaltstoffanteil am Schwermetall (Thorium, Uran, Plutonium)-Einsatz   5,4 % Zahl der Kernstäbe (Abschalt-und Regelstäbe)   42 Zahl der Reflektorstäbe (davon 12 für Regelung)   36 Absorbermaterial B4C Primärkühlkreis   Kühlmittel He Eintrittstemperatur 250 °C Austrittstemperatur 750 °C Druck 39,2 bar Wasser-Dampf-Kreislauf   Arbeitsmittel H2O Speisewassertemperatur 180 °C Frischdampftemperatur 530 °C Frischdampfdruck 177,5 bar  1 Brennstoff-Kristallgitter 2 Brennstabhülle 3 Reaktordruckgefäß 4 Sicherheitsbehälter mit Dichthaut 5 Rückhalteeinrichtungen für flüssige und gasförmige radioaktive Stoffe 6 Biologischer Schild 7 Reaktorgebäude 6 3 2 1 4 7 5 Sicherheitsbarrieren gegen das Austreten radioaktiver Stoffe

Suchen artikel im kategorien
Schlüsselwort    Kategorien    - kategorien - astronomiebiographienbiologiechemiedeutschenglischfranzosischgeographiegeschichtehauswirtschaftinformatikitalienischkunstlateinliteraturmathematikmusikphilosophiephysikpolitikpsychologierechtsozialkundesporttechnikwirtschaft	•  Zusammenfassung Der Vorleser  •  sachtextanalyse  •  interpretation zwist  •  Fabel interpretation  •  literarische charakteristik  •  interpretation bender heimkehr  •  felix lateinbuch  •  interpretation der taucher von schiller  •  textbeschreibung  •  charakterisierung eduard selicke

Anmerkungen: * Name: * Email: URL: * Diskussion: (NO HTML)

| impressum | datenschutz