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Kerntechnik > Kerntechnische Anlagen in Deutschland
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Kerntechnische Anlagen in Deutschland
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Der Fachbereich "Sicherheit in der Kerntechnik" des Bundesamtes für
Strahlenschutz führt tabellarische Auflistungen über in Betrieb
befindliche und abgeschaltete bzw. in Stilllegung befindliche
Leistungs-, Prototyp- und Forschungsreaktoren sowie von Anlagen der
Kernbrennstoffver- und -entsorgung in Deutschland:
Anlagen "In Betrieb"
Tab. 1 - Kernkraftwerke
Tab. 2 - Forschungsreaktoren
Tab. 3 - Anlagen der nuklearen Ver- und Entsorgung
Bearbeitungsstand: August 2010
Anlagen "In Stilllegung"
Tab. 1 - Kernkraftwerke
Tab. 2 - Forschungsreaktoren
Tab. 3 - Anlagen der nuklearen Ver- und Entsorgung
Bearbeitungsstand: Januar 2010
Zudem erstellt der Fachbereich jährlich den Statusbericht zur Kernenergienutzung in der Bundesrepublik Deutschland. Der Bericht ist zu finden in DORIS, dem "Digitalen Online Repositorium und Informations-System" des Bundesamtes für Strahlenschutz. Bitte beziehen Sie sich beim Zitieren dieses Dokumentes immer auf folgende URN: urn:nbn:de:0221-201007052619.
In Deutschland sind 17 Kernkraftwerke in Betrieb, davon
gehören zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. "Leichtes" Wasser (H2O) dient als Moderator (Neutronenbremsmittel) und gleichzeitig als Kühlmittel, das die durch die Kernspaltung erzeugte Wärme aufnimmt und weiterleitet. Der Reaktordruckbehälter steht unter einem Druck von circa 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers - trotz der Temperatur von etwa 320 °C.
Ein in sich geschlossener Hauptkühlmittelkreislauf, der Primärkreislauf, überträgt die im Reaktor erzeugte Wärme an die Dampferzeuger. Das Wasser wird durch die Hauptkühlmittelpumpen von unten nach oben durch den Reaktorkern gepumpt, verlässt den Reaktordruckbehälter und wird durch die Heizrohre in den
Dampferzeugern geführt. Hier wird die Wärme an einen zweiten Wasserkreislauf
abgegeben, wo das Wasser wegen des niedrigen Drucks von etwa 60 bar bei 280 °C
siedet. Dieser Wasser-Dampf-Kreislauf (Sekundärkreislauf) ist an die Turbine
angeschlossen, die mit dem Generator auf einer Welle angeordnet ist. Die
Trennung von Hauptkühlmittel- und Dampf-Wasser-Kreislauf mittels Dampferzeuger
verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen.
Der "abgearbeitete" Wasserdampf wird durch einen dritten Kreislauf, den
Kondensator-Kühlkreislauf, wieder zu Wasser kondensiert, das im sekundären
Kühlkreislauf in die Dampferzeuger zurückgespeist wird.
Die Regelstäbe, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren. Bei
einer Schnellabschaltung fallen sie durch die Schwerkraft in den Reaktorkern
ein.
Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Sicherheitsbehälter. Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung einen sofortigen Abschluss des Primärkreislaufs innerhalb des Sicherheitsbehälters zu erreichen. Das Maschinenhaus mit der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiv kontaminierten Medien.
Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR)
sind auch Leichtwasserreaktoren. "Leichtes", normales Wasser dient als Moderator und gleichzeitig als Kühlmittel, das die durch die Kernspaltung erzeugte Wärme
aufnimmt und weiterleitet. Der Reaktordruckbehälter, in dem das Wasser bei der
verwendeten Temperatur von etwa 290 °C zum Sieden kommt, steht unter einem
Druck von etwa 70 bar. 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 Frischdampf mit einer Temperatur von rund 290 °C und
einem Druck von ca. 70 bar (Sattdampf) der Turbine zugeführt.
Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übergeben hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Kondensatorkreislauf) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen
zurückgespeist.
Die Regelstäbe, die das neutronenabsorbierende Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) oder hydraulisch (Schnellabschaltung) von unten in den Reaktorkern eingefahren. Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung eine sofortige Trennung des Reaktors vom Maschinenhaus zu erreichen. Weil die Dampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Kondensatleitungen des SWR
aufgrund des schwach radioaktiven Dampfes Ablagerungen enthalten können, sind
weitere Schutzeinrichtungen installiert.
Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR)
Siedewasserreaktoren der Baulinie 69
Die technische Entwicklung der SWR fand in den USA zeitlich noch vor dem DWR ab
1956 statt. 1959 ging dort das erste 200 MWe Demonstrationskraftwerk Dresden 1 und 1963 die erste kommerzielle Anlage Oyster Creek in Betrieb.
In Deutschland war ebenfalls der SWR zeitlich vor dem DWR Ausgangspunkt der
Reaktorenentwicklung. Mit dem Versuchsatomkraftwerk Kahl (VAK), welches ab 1958
gebaut wurde und 1961 mit einer elektrischen Leistung von 15 Megawatt (MWe) den
ersten Strom in das deutsche Netz einspeiste, wurden die ersten Erfahrungen mit
der SWR-Technik gesammelt.
Über die Demonstrationskraftwerke Gundremmingen A (1966 - 252 MWe) und Würgassen (1972 - 670 MWe) führte die Weiterentwicklung der SWR-Technik zur ersten deutschen eigenständigen SWR-Entwicklung, der sogenannten "Baulinie 69" (benannt nach dem Planungsjahr 1969). Vorbildfunktion für die deutsche SWR-Entwicklung hatte ab 1966 hier die SWR-Entwicklung des
US-amerikanischen Herstellers General Electric (GE).
Zu den SWR-Anlagen dieser Baulinie 69 zählen die Kernkraftwerke- Brunsbüttel (1976 - 806 MWe),
- Isar 1 (1977 - 912 MWe),
- Philippsburg 1 (1979 - 926 MWe) sowie als letzte
Anlage dieser Baureihe
- Krümmel (1983 - 1376 MWe).
Die Baureihe 69 weist wesentliche technische Unterschiede im Vergleich zu den
Vorgänger-SWR-Anlagen (auch denen aus den USA) auf und stellt somit eine
Eigenentwicklung der deutschen damaligen Kernkraftwerkshersteller "Allgemeine
Elektricitätsgesellschaft (AEG)" sowie "Siemens/Kraftwerkunion (KWU)" dar.
Im Wesentlichen sind dies folgende Merkmale:
- In den Reaktordruckbehälter (RDB) integrierte Zwangsumwälzpumpen, dadurch keine reaktorexternen Umwälzschleifen mehr (wie zum Beispiel noch bei Würgassen);
- Druckabbausystem mit Sicherheits- und Entlastungsventilen an den Frischdampfleitungen sowie einer Kondensationskammer als Ersatzwärmesenke im kugelförmigen Reaktorsicherheitsbehälter (RSB).
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