Druckwasserreaktor 1600 MWe (EPR) - AREVA
Druckwasserreaktor 1600 MWe (EPR) - AREVA
Druckwasserreaktor 1600 MWe (EPR) - AREVA
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<strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
<strong>1600</strong> <strong>MWe</strong> (<strong>EPR</strong>)<br />
Kernkraftwerk Olkiluoto 3, Finnland<br />
Funktionsbeschreibung mit Poster
Ein Wort voraus<br />
Das beiliegende Poster zeigt das finnische<br />
Kernkraftwerk Olkiluoto 3, das Ende 2010 bzw.<br />
Anfang 2011 den Leistungsbetrieb aufnehmen<br />
wird. Als Reaktor wird hier der <strong>EPR</strong> eingesetzt, ein<br />
fortschrittlicher <strong>Druckwasserreaktor</strong>* der <strong>1600</strong>-<br />
MW e -Leistungsklasse. Die Anordnung und Gestaltung<br />
der Bauwerke wie auch die Form, die<br />
relative Größe und die räumliche Lage der technischen<br />
Einrichtungen sind aus dem Poster ersichtlich.<br />
Eines können solche bildlichen Darstellungen von<br />
technischen Anlagen dem Betrachter jedoch nur<br />
in geringem Maße vermitteln: die funktionellen<br />
Zusammenhänge zwischen den Komponenten,<br />
Systemen und Anlagenteilen.<br />
Und damit sind wir bei der Zielsetzung dieser<br />
Broschüre: eine Beschreibung der prinzipiellen<br />
Arbeitsweise eines solchen <strong>Druckwasserreaktor</strong>s<br />
– zum besseren Verständnis des Posters. Die<br />
folgenden Ausführungen beziehen sich auf die<br />
Positionsnummern X im Poster.<br />
Keine vollständige Aufzählung<br />
Allerdings werden nicht alle 85 im Poster dargestellten<br />
Bauteile erwähnt und erläutert – das<br />
ergäbe ein ansehnliches Buch. Herausgegriffen<br />
werden nur die Komponenten und Systeme, die<br />
für das grundlegende Verständnis der Kraftwerksanlage<br />
wichtig sind.<br />
Am Standort Olkiluoto wird für das finnische Energieversorgungsunternehmen<br />
Teollisuuden Voima Oy (TVO) der erste <strong>EPR</strong> errichtet (rechts im<br />
Bild in der Fotomontage). Der kommerzielle Betrieb soll Ende 2010 bzw.<br />
Anfang 2011 aufgenommen werden.<br />
* <strong>Druckwasserreaktor</strong> deswegen, weil das Wasser im Reaktordruckbehälter mit<br />
den daran anschließenden (Primär-)Kreisläufen unter einem so hohen Druck<br />
steht, dass es trotz seiner Temperatur von circa 327 °C nicht verdampfen<br />
kann.<br />
Auch der französische Stromversorger Electricité de France (EDF) hat sich<br />
im Oktober 2004 für den Bau eines <strong>EPR</strong> (links im Bild in der Fotomontage)<br />
in der Normandie am Standort Flamanville entschieden. Im Oktober 2006<br />
wurde auf der künftigen Baustelle symbolisch der erste Stein gelegt.<br />
2 |
Inhalt<br />
4<br />
5<br />
6<br />
8<br />
10<br />
11<br />
12<br />
14<br />
17<br />
18<br />
23<br />
Perspektiven der Kernenergie<br />
Wie unterscheiden sich fossil befeuerte<br />
Kraftwerke von Kernkraftwerken?<br />
Kernenergie kommt aus dem Kern der Atome<br />
Wasser als „Neutronenbremse“<br />
Wie funktioniert die kontrollierte Kettenreaktion?<br />
Strahlung und Spaltprodukte<br />
Die Energiequelle des Kernkraftwerks:<br />
der Reaktorkern<br />
Der Brennstoff Uran: „dicht gepackte Energie“<br />
Brennelement-Zyklen von bis zu zwei Jahren<br />
Brennelementlagerung<br />
Welche Leistung hat ein Kernkraftwerk?<br />
Wärmeleistung<br />
Elektrische Leistung<br />
Das Reaktorgebäude umschließt den<br />
Reaktordruckbehälter …<br />
… und alle anderen Komponenten des<br />
Dampferzeugungssystems<br />
Dampferzeuger, Druckhalter, Hauptkühlmittelpumpen, Druckspeicher,<br />
Kontrollbereich<br />
Die beiden Kühlkreisläufe eines Kernkraftwerks<br />
mit <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
Der Reaktorkühlkreislauf führt die Wärme zu den<br />
Dampferzeugern<br />
Der Wasser-Dampf-Kreislauf versorgt die Turbine<br />
mit Dampf<br />
Über den Kondensator wird die Restwärme an die<br />
Umgebung abgegeben<br />
Zurück in den Dampferzeuger – und alles beginnt von Neuem<br />
Und so entsteht der Strom<br />
Ein kleiner Einblick ins Sicherheitskonzept<br />
Der Reaktor zeigt „Selbstregelverhalten“<br />
Sicherheitstechnische Einrichtungen<br />
Beherrschung auslegungsüberschreitender Ereignisse<br />
Das Nervenzentrum des Kraftwerks<br />
Noch Fragen?<br />
| 3
Perspektiven der Kernenergie<br />
Die Kernenergie leistet heute einen maßgeblichen<br />
Beitrag zu einer sicheren, umweltverträglichen und<br />
wirtschaftlichen Stromversorgung. Seit Mitte der<br />
1980er Jahre hat sich die weltweite Stromproduktion<br />
aus Kernenergie verdoppelt und deckte 2005<br />
mit 2626 Terawattstunden* rund 16 Prozent des globalen<br />
Strombedarfs. Ende 2005 waren 443 Reaktorblöcke<br />
in 31 Ländern in Betrieb; darunter befinden<br />
sich alle größeren Industrieländer in West und Ost<br />
sowie junge Industrienationen wie Brasilien, China,<br />
Indien und Korea. Weitere 28 Blöcke in 12 Ländern<br />
waren im Bau (Quellen: IEA, IAEA).<br />
Zur Deckung des weltweit steigenden Energiebedarfs<br />
bei gleichzeitiger Beachtung der Anforderungen<br />
des Klimaschutzes wird auch in den nächsten<br />
Jahrzehnten eine maßgebliche Beteiligung der Kernenergie<br />
notwendig sein. Seit Beginn der 1990er<br />
Jahre haben daher die global tätigen Kernkraftwerkshersteller<br />
ihre Druck- und Siedewasserreaktor-Baulinien<br />
hinsichtlich Wirtschaftlichkeit und<br />
Sicherheit erheblich weiterentwickelt, um den heutigen<br />
Anforderungen des Marktes und denen der politisch-gesellschaftlichen<br />
Akzeptanz Rechnung zu<br />
tragen.<br />
Als weltweit führender Hersteller, der sich der Weiterentwicklung<br />
der Kerntechnik verschrieben hat,<br />
bietet <strong>AREVA</strong> NP, ein Unternehmen von <strong>AREVA</strong> und<br />
Siemens, mit dem <strong>Druckwasserreaktor</strong> <strong>EPR</strong> und<br />
*2 626 Milliarden Kilowattstunden<br />
dem Siedewasserreaktor SWR 1000 baureife Reaktoren<br />
auf der Basis der bewährten Leichtwasserreaktortechnologie<br />
an. Beide sind Reaktoren der<br />
Dritten Generation und verfügen über noch weitergehende<br />
Sicherheitsmerkmale als die heutigen Kraftwerke.<br />
Der erste <strong>EPR</strong> wird derzeit in Finnland errichtet<br />
und auch der französische Energieversorger<br />
Electricité de France (EDF) hat sich im Oktober 2004<br />
für den Bau eines <strong>EPR</strong> in der Normandie am Standort<br />
Flamanville entschieden. Im Oktober 2006 wurde<br />
auf der künftigen Baustelle symbolisch der erste<br />
Stein gelegt.<br />
Über die heute angebotenen Leichtwasserreaktoren<br />
hinaus werden im Rahmen internationaler Programme<br />
zudem Reaktortechnologien erforscht und weiterentwickelt,<br />
die noch nicht zur unmittelbaren Realisierung<br />
anstehen. Diese „Reaktoren der Vierten<br />
Generation“ können in 20 bis 30 Jahren zum kommerziellen<br />
Einsatz kommen, bedürfen vorher aber<br />
noch einer weiteren Entwicklung und Erprobung hinsichtlich<br />
Wirtschaftlichkeit und Sicherheit. Längerfristig<br />
sollen sie die bestehenden Reaktorlinien ergänzen<br />
und neue Anwendungsfelder wie Prozesswärme,<br />
Trinkwassergewinnung aus Meerwasser und<br />
Wasserstofferzeugung erschließen. Ab der zweiten<br />
Hälfte des 21. Jahrhunderts könnte außerdem die<br />
Kernfusion mit ihrem riesigen Energiepotenzial zum<br />
Einsatz kommen; ihre prinzipielle Eignung zur kommerziellen<br />
Energieerzeugung ist allerdings noch<br />
nachzuweisen.<br />
30<br />
25<br />
20<br />
15<br />
10<br />
5<br />
0<br />
Mrd. t SKE*<br />
27,1<br />
19,4<br />
13,7<br />
12,6<br />
10,4<br />
7,9<br />
1970 1980 1990 1998 2020 2050<br />
*SKE = Steinkohleeinheit<br />
Wasserkraft<br />
Erdgas<br />
Erdöl<br />
Kohle<br />
Kernenergie<br />
sonstige<br />
erneuerbare<br />
Energien<br />
Generation I<br />
Kommerzielle<br />
Leistungsreaktoren:<br />
DWR, SWR,<br />
CANDU,<br />
WWER/RBMK<br />
Frühe Prototyp-Reaktoren<br />
Fortschrittliche<br />
Reaktoren:<br />
Fortgeschrittene<br />
wassergekühlte<br />
Reaktoren<br />
z.B. <strong>EPR</strong>, SWR 1000<br />
Zukünftige<br />
Reaktorkonzepte:<br />
z.B. HTR<br />
1950 1970 1990 2010 2030 2050<br />
Fusion<br />
Generation IV<br />
Generation III, Generation III+<br />
Generation II *<br />
*einschließlich Modernisierung,<br />
Leistungserhöhung und<br />
Lebensdauerverlängerung<br />
<strong>EPR</strong> / SWR 1000 HTR Fusion<br />
Weltenergiebedarf und Deckung durch unterschiedliche<br />
Energieträger (Quelle: WEC).<br />
Die zeitliche Abfolge der „Reaktor-Generationen“.<br />
4 |
Wie unterscheiden sich fossil befeuerte<br />
Kraftwerke von Kernkraftwerken?<br />
Fossil befeuertes Kraftwerk<br />
Kernkraftwerk mit <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
Dampferzeuger<br />
Dampferzeuger<br />
Druckhalter<br />
Turbine<br />
Generator<br />
Kühlwasser<br />
(Meer, Fluss,<br />
Kühlturm)<br />
Hauptkühlmittelpumpe<br />
Turbine<br />
Generator<br />
Kühlwasser<br />
(Meer, Fluss,<br />
Kühlturm)<br />
Fossile Energie Regenerative Energie Kernenergie<br />
Reaktordruckbehälter<br />
In allen Wärmekraftwerken wird durch Wärmezufuhr<br />
das Wasser in einem „Kessel“ verdampft. Der Dampf<br />
treibt die Schaufelräder einer Turbine, die wiederum<br />
mit dem Generator gekuppelt ist, der den elektrischen<br />
Strom erzeugt. Diese Einheit von Turbine und<br />
Generator wird auch „Turbosatz“ genannt.<br />
Ein Kernkraftwerk arbeitet im Prinzip genauso wie ein<br />
fossil befeuertes Wärmekraftwerk, nur wird die<br />
Wärme anders erzeugt: nicht durch Verbrennen von<br />
Kohle, Erdöl oder Erdgas (Brennstoffe, die als „fossil“<br />
bezeichnet werden, weil ihre Lagerstätten in früheren<br />
Erdzeitaltern entstanden), sondern durch Kernspaltung<br />
im Reaktor. Dennoch wird der eigentlich unkorrekte<br />
Begriff „Brennstoff“ weltweit auch für die bei<br />
Kernkraftwerken eingesetzte Energiequelle benutzt.<br />
Zirkulierendes Wasser transportiert beim <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
diese Wärme in die Dampferzeuger, die<br />
den Dampf zum Antrieb der Turbine produzieren.<br />
Kernenergie unterstützt Klimaschutz<br />
Jedes Jahr werden in Deutschland durch die Kernenergie<br />
so viel Kohlendioxid-Emissionen vermieden wie jährlich<br />
im gesamten Straßenverkehr ausgestoßen werden<br />
(rund 165 Millionen Tonnen). Dafür müssen geringe Mengen<br />
radioaktiven Abfalls in Kauf genommen werden. In<br />
einem modernen 1300-MW e -Kernkraftwerk wie der Konvoi-Anlage<br />
Isar 2 fallen jährlich etwa 50 Kubikmeter (m 3 )<br />
endlagergerecht behandelte und verpackte radioaktive<br />
Betriebsabfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung<br />
an. Dazu kommen 45 m 3 Wärme entwickelnde Abfälle,<br />
wenn die verbrauchten Brennelemente der direkten<br />
Endlagerung zugeführt werden. Durch Wiederaufarbeitung<br />
der Brennelemente lässt sich diese Menge noch einmal<br />
deutlich reduzieren auf 10 m 3 radioaktive Abfälle mit<br />
vernachlässigbarer Wärmeentwicklung und 3 m 3 Wärme<br />
entwickelnde Abfälle – die verglasten hochaktiven Spaltprodukte.<br />
(Quelle: Kernenergie Basiswissen, Januar 2004).<br />
kg CO 2<br />
pro kWh*<br />
1<br />
0,75<br />
0,5<br />
0,25<br />
0,96<br />
0,78<br />
10,4<br />
0,76<br />
Erdöl<br />
0,35<br />
0<br />
Braunkohlkohle<br />
Stein-<br />
*Kilowattstunde<br />
Erdgas<br />
Emissionen verursacht durch<br />
Betrieb<br />
Brennstoffversorgung<br />
Bau<br />
0,20<br />
Solar<br />
(Photovoltaik)<br />
0,02 0,04 0,025<br />
Wind<br />
Wasser<br />
Kohlendioxid-(CO 2 -)Emission unterschiedlicher Kraftwerkstypen<br />
(Quelle: Siemens Power Generation, Stand: 2005).<br />
Uran<br />
| 5
Kernenergie kommt<br />
aus dem Kern der Atome<br />
Der Kern eines Atoms besteht aus den Elementarteilchen<br />
Proton und Neutron. Das Proton ist elektrisch<br />
positiv geladen, das Neutron elektrisch neutral.<br />
Die Zahl der Protonen bestimmt den Charakter der<br />
chemischen Elemente. Die Neutronen dienen als<br />
„Klebstoff“ zum Zusammenhalt der Protonen, die<br />
sich sonst elektrostatisch abstoßen würden. Damit<br />
ein Atomkern stabil ist, muss das Verhältnis der Protonenzahl<br />
zur Neutronenzahl in einem engen Bereich<br />
liegen; enthält der Kern zu viel von der einen oder anderen<br />
Sorte Elementarteilchen, dann wird er instabil<br />
und zerfällt früher oder später unter Aussendung von<br />
Strahlung. Diesen Prozess nennt man „Radioaktivität“.<br />
Sehr schwere Kerne können sich auch spontan<br />
oder unter „einem kräftigen Schubs“ spalten. Dazu<br />
gehört das Schwermetall Uran mit seinen 92<br />
Protonen.<br />
Der Brennstoff eines <strong>Druckwasserreaktor</strong>s besteht<br />
zum überwiegenden Teil aus dem nichtspaltbaren<br />
Uran-Isotop 238 (es enthält 146 Neutronen, also zusammen<br />
238 Kernteilchen). Nur das spaltbare Isotop<br />
Uran 235 (mit 143 Neutronen), dessen Anteil maximal<br />
5 Prozent beträgt, ist für die Leistungserzeugung zuständig.<br />
Die spaltbaren Uran-Atomkerne werden mit<br />
Neutronen beschossen. Durch die Aufnahme eines<br />
Neutrons in einen Uran-235-Kern zerplatzt dieser in<br />
zwei bis drei Kernbruchstücke, welche die bei der<br />
Spaltung frei werdende Bindungsenergie als Bewegungsenergie<br />
mit auf den Weg nehmen. Da die Kernbruchstücke<br />
in ein Kristallgitter eingebettet sind, können<br />
sie aber nicht frei wegfliegen, sondern werden<br />
sehr schnell abgebremst. Bei diesem Bremsvorgang<br />
wird die Bewegungsenergie in Wärme umgewandelt.<br />
Bei jeder Spaltung eines solchen Urankerns werden<br />
außerdem zwei bis drei Neutronen frei, die sich im<br />
Mittel mit einer Geschwindigkeit von rund 10 000 Kilometer<br />
je Sekunde fortbewegen und daher als<br />
„schnelle Neutronen“ bezeichnet werden. Sie können<br />
sich innerhalb des Brennstoffs und der umgebenden<br />
Materialien frei bewegen. Damit wenigstens<br />
eines dieser zwei bis drei Neutronen wiederum auf einen<br />
Uran-235-Kern trifft und diesen spaltet (nur dann<br />
kommt es zu der gewünschten Kettenreaktion),<br />
muss die Geschwindigkeit dieser schnellen Neutronen<br />
verringert werden, bevor sie unverrichteter Dinge<br />
aus dem Reaktorkern herausfliegen oder von anderen<br />
Kernen eingefangen (absorbiert) werden.<br />
6 |<br />
Primärsystem mit den vier Reaktorkühlkreisläufen und dem Reaktor in der Mitte.<br />
Der Kernspaltungsprozess<br />
Kernspaltung<br />
mit Freisetzung<br />
schneller<br />
Neutronen.<br />
Abbremsen der Neutronen durch<br />
einen Moderator (z. B. Wasser).<br />
Kein Abbremsen der schnellen Neutronen bei hoher<br />
Moderatortemperatur bzw. Moderatorverlust (= Kühlmittelverlust<br />
beim Leichtwasserreaktor). Damit wird<br />
keine weitere Kernspaltung ausgelöst.
Langsames Neutron<br />
trifft auf einen<br />
weiteren Uran-235-<br />
Kern. Damit wird<br />
eine neue<br />
Kernspaltung<br />
ausgelöst.<br />
Wasser als „Neutronenbremse“<br />
Die durch die Kernspaltung entstandene Wärme wird<br />
über die vier Reaktorkühlkreisläufe mit dem Reaktor in<br />
der Mitte durch einen ständigen Wasser-Kreislauf<br />
(Druck: annähernd 160 bar, Temperatur: circa 327 °C)<br />
aus dem Reaktorkern abtransportiert. Jeder der Reaktorkühlkreisläufe<br />
beinhaltet je einen Wärmetauscher<br />
und eine Pumpe.<br />
Dieses Wasser, auch Primär- oder Hauptkühlmittel genannt,<br />
weil es dem Reaktor die Wärme entzieht und<br />
ihn auf diese Weise kühlt, ist gewöhnliches Wasser<br />
(H 2 O). Dieses „normale“ Wasser bezeichnet man als<br />
„Leichtwasser“ im Gegensatz zum „schweren Wasser“,<br />
das in einem selten anzutreffenden Reaktortyp<br />
eingesetzt wird.<br />
Das zirkulierende Wasser hat neben seiner Funktion<br />
als Kühlmittel noch eine andere wichtige Aufgabe im<br />
Reaktor: es dient als Moderator, d. h. als Neutronen<br />
bremsendes Medium. Die anfangs schnellen Neutronen<br />
verlieren ihre Bewegungsenergie durch ständiges<br />
Anstoßen an den Atomen des Moderators, und zwar<br />
vornehmlich an den Wasserstoffatomen des Wassers.<br />
Durch diese Stoß- und Reibungsverluste werden die<br />
Neutronen auf etwa 2 000 Meter je Sekunde „heruntergebremst“.<br />
Bei dieser Geschwindigkeit können sie<br />
besonders leicht weitere Uran-235-Kerne spalten. Die<br />
gebremsten Neutronen heißen „thermische Neutronen“,<br />
weil ihre Geschwindigkeit der thermischen (Wärme-)Bewegung<br />
von Gasmolekülen bei circa 300 °C<br />
entspricht.<br />
Wie funktioniert die kontrollierte<br />
Kettenreaktion?<br />
Um eine konstante Wärmeleistung des Reaktors zu erhalten,<br />
muss für eine zeitlich gleichbleibende Zahl von<br />
Kernspaltungen gesorgt werden: Von den zwei bis<br />
drei frei werdenden Neutronen muss also genau eines<br />
wieder einen weiteren U-235-Kern spalten. Die überschüssigen<br />
Neutronen werden unter anderem mit Hilfe<br />
von Neutronen absorbierenden Materialien (Regelstäbe,<br />
im Wasser gelöste Borsäure) oder von<br />
Uran-238-Kernen eingefangen. Bei diesem Einfangvorgang<br />
entstehen aus dem nichtspaltbaren Uran-Isotop<br />
238 die spaltbaren Plutonium-Isotope 239 und<br />
241, die ihrerseits durch Neutroneneinfang genauso<br />
gespalten werden wie Uran 235. Durch die Teilnahme<br />
des frisch entstandenen Plutoniums am Spaltprozess<br />
erhöht sich die Energieausbeute aus dem Brennstoff<br />
um rund 50 Prozent.<br />
Festzuhalten sind vor allem zwei Dinge:<br />
1. Nur in Anwesenheit des Moderators kann überhaupt<br />
eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion<br />
zustande gebracht werden.<br />
2. Für eine unkontrolliert wachsende Kettenreaktion ist<br />
die Anzahl der spaltbaren Uran-235-Kerne im Kernbrennstoff<br />
viel zu gering und zu weit verteilt zwischen<br />
den nichtspaltbaren Uran-238-Kernen.<br />
Strahlung und Spaltprodukte<br />
Die bei der Kernspaltung entstehenden Kernbruchstücke<br />
werden Spaltprodukte genannt. Es bildet sich<br />
eine Vielzahl verschiedener, zum Teil radioaktiver Atome,<br />
z. B. Xenon 133, Krypton 85, Jod 131 usw. Sie<br />
senden entsprechend ihrer individuell unterschiedlichen<br />
Zerfallszeit noch über verschieden lange Zeiten<br />
Strahlung aus. Alle Spaltprodukte gehen über verschiedene<br />
Zwischenstufen in stabile, nicht mehr radioaktive<br />
chemische Elemente über. Bei vielen dauert<br />
das nur Sekunden, bei anderen viele Jahre oder Jahrzehnte.<br />
Die radioaktiven Zerfallsvorgänge der Spaltprodukte<br />
sind die Ursache für die nach dem Abschalten des Reaktors<br />
(Unterbinden der Kettenreaktion) noch weiter<br />
anfallende „Nachzerfallswärme“ (auch „Nachzerfallsleistung“<br />
genannt). Diese Wärmeleistung wird durch<br />
die Nachkühlsysteme 16 abgeführt, bis sie mit der Zeit<br />
von selber abklingt.<br />
Neben den Spaltprodukten entstehen beim Reaktorbetrieb<br />
auch „Aktivierungsprodukte“. Dies sind nichtradioaktive<br />
Elemente – etwa Legierungsbestandteile in<br />
den Hüllrohren und Tragstrukturen der Brennelemente<br />
–, die durch Neutroneneinfang radioaktiv werden.<br />
Die radioaktiven Stoffe sind das eigentliche Gefährdungspotenzial<br />
im Kernkraftwerk. Alle Sicherheitseinrichtungen<br />
haben daher zum Ziel, diese Stoffe nicht<br />
bzw. nur in zulässigem Maße in die Umgebung gelangen<br />
zu lassen.<br />
Die wichtigsten Aufgaben<br />
des Kernkraftwerksbetriebs sind:<br />
1. Erzeugen von Wärme durch Aufrechterhalten einer<br />
kontrollierten Kettenreaktion von Kernspaltungen<br />
2. Abführen und Umwandeln dieser Wärme in<br />
elektrische Energie<br />
3. Rückhalten der Spaltprodukte<br />
4. Gesichertes Abführen der Nachzerfallswärme bei<br />
abgeschaltetem Reaktor.<br />
| 7
Die Energiequelle des Kernkraftwerks:<br />
der Reaktorkern<br />
Der Reaktorkern befindet sich im Reaktordruckbehälter<br />
10 und besteht aus 241 Brennelementen, in<br />
denen die Wärme erzeugt wird.<br />
In jedem dieser Brennelemente sind 265 Brennstäbe<br />
zu einem quadratischen Bündel angeordnet. Die<br />
Brennstäbe, dünnwandige Rohre aus einer besonderen<br />
Legierung des Metalls Zirkon und mit einem<br />
Durchmesser von 9,5 Millimetern, enthalten eine<br />
Säule von gesinterten Brennstofftabletten aus Urandioxid.<br />
Die Länge dieser Brennstoffsäule – „aktive“<br />
Länge genannt – beträgt 4,2 Meter.<br />
Jedes Brennstabbündel ist außerdem mit einer Anzahl<br />
von Steuerstabführungsrohren versehen. Das<br />
sind Leerrohre, in die die Absorberstäbe der Steuerelemente<br />
eintauchen können. Das Material dieser<br />
Stäbe hat die Eigenschaft, Neutronen einzufangen,<br />
die dann für den Kernspaltungsprozess verloren<br />
sind. Je nachdem, wie weit die Absorberstäbe der<br />
Steuerelemente in den Reaktorkern hineingefahren<br />
werden, verändert sich die Anzahl der eingefangenen<br />
Neutronen. Werden sie ganz in den Kern eingefahren,<br />
schalten sie die Kettenreaktion ab. Insgesamt<br />
enthält der Kern des <strong>EPR</strong> 89 solcher Steuerelemente<br />
mit je 24 Absorberstäben.<br />
Im Normalbetrieb dienen sie zur Erzielung einer<br />
gleichmäßigen Leistungsverteilung im Kern. Zum<br />
schnellen Abschalten des Reaktors fallen sie durch<br />
ihr Eigengewicht (d.h. naturgesetzlich, ohne dass ein<br />
Antriebsmechanismus dazu nötig wäre) in den Kern<br />
hinein.<br />
Brennstofftabletten aus<br />
Urandioxid.<br />
In den Brennstäben befindet<br />
sich eine 4,2 Meter lange Säule<br />
dieser Tabletten.<br />
265 Brennstäbe bilden ein<br />
Brennelement.<br />
Im Reaktorkern befinden sich<br />
241 dieser Brennelemente.<br />
Der Brennstoff Uran:<br />
„dicht gepackte“ Energie<br />
Der Energieinhalt von Uran ist sehr viel höher als der<br />
von Erdöl, Erdgas oder Kohle. Hier wird die frei werdende<br />
Bindungsenergie der Elementarteilchen im<br />
Atomkern genutzt statt der beim Verbrennen von<br />
Kohlenstoff erzeugten Wärme. Somit können leicht<br />
Vorräte an Uran angelegt werden, die für viele Jahre<br />
Reaktorbetrieb reichen; hingegen wären auch riesige<br />
Öl-Tanklager nach wenigen Monaten leer. Außerdem<br />
können Erdöl und Kohle nicht nur zur Stromerzeugung<br />
eingesetzt werden, sondern dienen auch<br />
anderen Produktionszweigen als wichtige Rohstoffe<br />
(z. B. Medikamente, Kunststoffe).<br />
Aus einem Kilogramm Kernbrennstoff (ein Würfel mit<br />
einer Kantenlänge von 45 Millimetern) mit einer Anreicherung<br />
von 4,3 Prozent Uran 235 kann man so<br />
8 |
Blick in den Reaktordruckbehälter eines Kernkraftwerks<br />
(Konvoi-Anlage Isar 2 mit 1300 MW e ) während der<br />
Beladung mit Brennelementen.<br />
viel Strom erzeugen wie mit 102 Tonnen Heizöl<br />
(6 LKW mit je 17 Tonnen) oder 140 Tonnen Steinkohle<br />
(5 Eisenbahnwagen mit je 28 Tonnen).<br />
Brennelement-Zyklen von bis zu zwei<br />
Jahren<br />
Je nach Betriebsweise des Kernkraftwerks muss alle<br />
12 bis 24 Monate ein Viertel bis ein Drittel der verbrauchten<br />
(„abgebrannten“) Brennelemente gegen<br />
frische Brennelemente mit einer speziell hierfür ausgelegten<br />
Lademaschine 5 ausgetauscht werden.<br />
Dabei werden sowohl die frischen wie auch die im<br />
Reaktor verbleibenden Brennelemente nach einem<br />
exakt berechneten „Beladeplan“ so eingesetzt, dass<br />
der Kernbrennstoff unter Beachtung der Auslegungsgrenzen<br />
optimal genutzt wird.<br />
Während dieses periodischen Anlagenstillstands<br />
werden auch die notwendigen Inspektionen und<br />
Wartungsarbeiten durchgeführt.<br />
Brennelementlagerung<br />
Die beim Brennelementwechsel anfallenden verbrauchten<br />
Brennelemente sowie die neuen Brennelemente<br />
werden in dem separaten Brennelementlagergebäude<br />
F gelagert.<br />
Die einzusetzenden frischen Brennelemente lagern<br />
im Brennelementlager für neue Brennelemente. Sie<br />
werden vor dem Einsatz in der Inspektionseinrichtung<br />
für neue Brennelemente einer detaillierten Prüfung<br />
unterzogen.<br />
Die verbrauchten Brennelemente werden im Brennelementlagerbecken<br />
37 aufbewahrt. Dort werden<br />
sie (zur Abschirmung und Kühlung) unter Wasser in<br />
Lagergestellen zwischengelagert, bis ihre Radioaktivität<br />
und Wärmeentwicklung so weit abgeklungen<br />
sind, dass sie in speziellen Transportbehältern zur<br />
Wiederaufarbeitungsanlage oder in ein Zwischenlager<br />
transportiert werden können. Das Brennelementlagerbecken<br />
kann verbrauchte Brennelemente<br />
von sechs bis sieben Betriebsjahren aufnehmen.<br />
| 9
Welche Leistung<br />
hat ein Kernkraftwerk?<br />
Die physikalische Leistung wird in der Maßeinheit<br />
Watt – abgekürzt W – angegeben. Leistung ist die<br />
Fähigkeit, in einer gegebenen Zeiteinheit eine bestimmte<br />
Arbeit zu leisten. Bei sehr großen oder sehr<br />
kleinen Werten verwendet man statt der Basis-<br />
Maßeinheit geeignete abgeleitete Maßeinheiten.<br />
1000 W nennt man ein Kilowatt (kW), 1000 kW ein<br />
Megawatt (MW). Zum Vergleich: Ein Zimmerheizlüfter<br />
nimmt etwa 2 kW auf, eine Waschmaschine etwa<br />
1 kW und ein Automotor mittlerer Größe leistet etwa<br />
100 kW. Die Energie, die die Waschmaschine für<br />
eine Wäsche braucht, errechnet sich aus ihrem Leistungsbedarf<br />
und der Zeit für das Waschprogramm:<br />
dauert es 1 Stunde (h), dann braucht die Waschmaschine<br />
1 kW mal 1 h = 1 kWh (Kilowattstunde). Ein<br />
<strong>EPR</strong> mit <strong>1600</strong> MW Leistung produziert pro Stunde<br />
<strong>1600</strong> 000 kWh (<strong>1600</strong> MW mal 1 h); das reicht für den<br />
gleichzeitigen Betrieb von 1,6 Millionen Waschmaschinen!<br />
Wärmeleistung<br />
Der im Poster gezeigte <strong>EPR</strong> hat eine „thermische“<br />
Leistung von 4300 MW. Hierbei handelt es sich um<br />
die ganze Heiz- oder Wärmeleistung, die beim Kernspaltungsprozess<br />
aus dem im Reaktor eingesetzten<br />
Brennstoff freigesetzt wird.<br />
Eine Großstadt wie Frankfurt am Main (Deutschland) hat einen mittleren<br />
Strombedarf von 365 Megawatt (MW). Ein fortschrittlicher <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
vom Typ <strong>EPR</strong> mit einer Leistung von rund 1 600 MW kann somit<br />
vier derartige Großstädte rund um die Uhr mit Strom versorgen.<br />
(Foto: Tourismus+Congress GmbH Frankfurt am Main)<br />
Elektrische Leistung<br />
Wie bei jedem Wärmekraftwerk kann aus physikalischen<br />
Gründen nur etwa ein Drittel der Wärmeleistung<br />
des Reaktors in elektrische Leistung umgewandelt<br />
werden. Die restlichen zwei Drittel der<br />
Wärmeleistung werden naturgesetzlich und unweigerlich<br />
über die Kraftwerkskühlung (Kühlturm, Flusswasser)<br />
an die Umgebung abgegeben.<br />
Von der im Generator erzeugten Bruttoleistung werden<br />
rund 100 MW direkt für den elektrischen Eigenbedarf<br />
des Kraftwerks (Pumpenmotoren, Elektronik,<br />
Beleuchtung) verbraucht.<br />
Nach Abzug dieses Eigenbedarfs gelangen im Fall<br />
des auf dem Poster gezeigten finnischen Kernkraftwerks<br />
Olkiluoto 3 rund <strong>1600</strong> MW als elektrische<br />
Nettoleistung über das Hochspannungsnetz zu den<br />
Verbrauchern.<br />
10 |
Das Reaktorgebäude<br />
umschließt den Reaktordruckbehälter ...<br />
Die Form des doppelschaligen, mit einer inneren<br />
Stahlhülle ausgekleideten Reaktorgebäudes A wird<br />
optisch von der zylinderförmigen Betonaußenhülle<br />
mit ihrer ellipsoiden Kuppel bestimmt. Die äußere<br />
Betonschale schützt das Reaktorgebäude gegen<br />
gewaltsame Einwirkungen von außen. Sie ist so bemessen,<br />
dass sie einem Flugzeugabsturz (Militäroder<br />
große Passagier-Maschine) auf die Reaktorkuppel<br />
ebenso standhält wie etwa den Explosionsdruckwellen<br />
eines Flüssiggastankers. Die innere Betonschale<br />
hält einem Druckaufbau stand, wie er<br />
beispielsweise bei einem (allerdings sehr unwahrscheinlichen)<br />
Abriss einer Hauptkühlmittelleitung auftreten<br />
kann. Durch die gasdichte innere Stahlauskleidung<br />
wird das Austreten radioaktiver Stoffe in die<br />
Umgebung verhindert.<br />
Das Reaktorgebäude ist auch gegen Erdbeben ausgelegt,<br />
sodass die Einbauten nicht durch etwaige Erschütterungen<br />
beeinträchtigt oder gar zerstört werden.<br />
Für den extrem unwahrscheinlichen Störfall<br />
eines Schmelzens des Reaktorkerns befindet sich an<br />
der tiefsten Stelle des Reaktorgebäudes die Kernschmelzausbreitungsfläche<br />
14 zum Auffangen und<br />
Kühlen der Schmelze. Das äußerst robuste doppelwandige<br />
Containment 1 schließt die in einem<br />
solchen Fall frei werdende Radioaktivität sicher ein.<br />
1<br />
2<br />
3<br />
4<br />
5<br />
6<br />
10<br />
Reaktordruckbehälter<br />
7<br />
Der Reaktordruckbehälter 10 ist<br />
sozusagen das Herz der Reaktoranlage<br />
und beinhaltet den Reaktorkern<br />
aus 241 Brennelementen<br />
sowie diverse Einbauten wie Steuerstabführungsrohre,<br />
Messeinrichtungen und Vorrichtungen<br />
zur Strömungsverteilung des Kühlmittels.<br />
Oberhalb der Kühlmittelstutzen wird der Reaktordruckbehälter<br />
von einem Deckel verschlossen, auf<br />
dem die Steuerstabantriebe 9 befestigt sind. Beim<br />
<strong>EPR</strong> wiegt der Reaktordruckbehälter mit Deckel 526<br />
Tonnen. Seine Höhe beträgt 12,7 Meter (m), der Innendurchmesser<br />
rund 4,9 m und die Wanddicke<br />
0,25 m.<br />
8<br />
9<br />
Schnitt durch den Reaktordruckbehälter des <strong>EPR</strong> samt Einbauten.<br />
1 Steuerstabantrieb<br />
2 Füllstandssonde<br />
3 Reaktordruckbehälterdeckel<br />
4 Steuerstabführung<br />
5 Kühlmitteleintrittsstutzen<br />
6 Kernbehälter<br />
7 Brennelement<br />
8 unterer Rost<br />
9 Strömungsverteiler<br />
10 Kühlmittelaustrittsstutzen<br />
11 Brennelement mit eingefahrenem Steuerstab<br />
11<br />
| 11
... und alle anderen Komponenten<br />
des Dampferzeugungssystems<br />
Dampferzeuger<br />
Die vier Dampferzeuger 6 sind<br />
große Wärmetauscher und zugleich<br />
die Trennstellen zwischen den vier<br />
Kreisläufen des Reaktorkühlsystems<br />
und dem (nichtradioaktiven)<br />
Wasser-Dampf-Kreislauf (Sekundärkreislauf).<br />
Sie erzeugen den Dampf zum Antrieb<br />
der Turbine 51 52 , die wiederum den Generator 55<br />
antreibt.<br />
Im Inneren besteht der Dampferzeuger, grob skizziert,<br />
aus einigen tausend U-förmigen Rohren, die<br />
von dem circa 327 °C heißen Reaktorkühlmittel<br />
durchströmt werden. Ähnlich wie ein Tauchsieder<br />
gibt das U-Rohr-Bündel die Wärme des Reaktorkühlmittels<br />
an das im Dampferzeuger befindliche<br />
Speisewasser des Wasser-Dampf-Kreislaufs ab, sodass<br />
dieses nach und nach erhitzt und schließlich<br />
verdampft wird, dann als Dampf den Dampferzeuger<br />
verlässt und über die Frischdampfleitung 7 der Turbine<br />
zugeführt wird.<br />
1<br />
2<br />
6<br />
7<br />
8<br />
9<br />
10<br />
11<br />
12<br />
3<br />
Transport eines Dampferzeugers zur chinesischen Anlage Ling Ao 2.<br />
Rechts: Schnitt durch den Dampferzeuger. Beim <strong>EPR</strong> beträgt die Wärmeübertragungsfläche<br />
eines Dampferzeugers 7 960 Quadratmeter und die<br />
Höhe etwa 23 Meter.<br />
1 sekundärseitiges Mannloch 6 Dampfaustrittsstutzen<br />
2 Notspeisestutzen 7 Dampftrockner<br />
3 horizontale Tragpratzen 8 Wasserabscheider<br />
4 Trennplatte 9 Notspeisewasserverteiler<br />
5 Kühlmitteleintrittsstutzen 10 Speisewasserverteiler<br />
11 Speisewasserstutzen<br />
12 Führungsmantel<br />
13 Heizrohrbündel<br />
14 Rohrboden<br />
15 vertikale Tragpratzen<br />
16 Kühlmittelaustrittsstutzen<br />
12 |<br />
4<br />
5<br />
13<br />
14<br />
15<br />
16
Druckhalter<br />
Ähnlich wie der Ausgleichsbehälter<br />
einer Zentralheizung hat der Druckhalter<br />
18 die Aufgabe, die aus Temperaturänderungen<br />
herrührenden<br />
Volumenschwankungen des Kühlmittels<br />
aufzufangen und so den Betriebsdruck des<br />
Kühlmittels im Reaktorkühlsystem weitgehend konstant<br />
zu halten. Damit soll z. B. verhindert werden,<br />
dass sich bei Druckabsenkungen Dampfblasen im<br />
Kreislauf bilden, die den Kühlmittelfluss und den Wärmeübergang<br />
vom Brennstab an das Wasser behindern<br />
würden.<br />
Dieser stehende Behälter ist im unteren Teil mit Wasser,<br />
im oberen Teil mit Dampf gefüllt und über eine<br />
Rohrleitung, die Ausgleichsleitung, mit dem Reaktorkühlsystem<br />
verbunden. Der Druck wird mit Hilfe<br />
einer elektrischen Heizung im Wasserbereich des<br />
Druckhalters (Erzeugen von Dampf zur Druckerhöhung)<br />
und mit einer Wassersprüheinrichtung im oberen,<br />
dampfgefüllten Teil des Druckhalters (Kondensation<br />
von Dampf zur Druckabsenkung) geregelt.<br />
Eine oben auf dem Druckhalter angebrachte<br />
Armaturenstation verhindert durch Abblasen von<br />
Dampf in einen separaten Abblasebehälter eine unzulässige<br />
Druckerhöhung.<br />
Hauptkühlmittelpumpen<br />
Die vier Hauptkühlmittelpumpen 11<br />
pumpen das in den Dampferzeugern<br />
abgekühlte Primärkühlmittel<br />
wieder zurück in den Reaktordruckbehälter<br />
und sorgen so für den stetigen<br />
Umlauf des Kühlmittels. Sie sind als stehende<br />
einstufige Kreiselpumpen ausgeführt. Mit einer Antriebsleistung<br />
von circa 9 Megawatt (das entspricht<br />
etwa der Motorleistung von 100 Mittelklasse-PKW)<br />
fördert jede der vier Pumpen einen Volumenstrom<br />
von rund 28 000 Kubikmetern pro Stunde.<br />
Druckspeicher<br />
Die vier Druckspeicher 17 sind sicherheitstechnische<br />
Einrichtungen, die in unmittelbarer Nähe des<br />
Reaktorkühlkreislaufes im Reaktorgebäude untergebracht<br />
sind (einen für jeden der vier Kühlkreisläufe).<br />
Sie enthalten borhaltiges Wasser, das von einem<br />
Stickstoffpolster unter Druck gehalten wird, so dass<br />
sie bei einem (allerdings sehr unwahrscheinlichen)<br />
Abriss einer Hauptkühlmittelleitung und dem damit<br />
Einheben des Druckhalters im französischen Kernkraftwerk<br />
Golfech 2. Der Druckhalter des <strong>EPR</strong> ist 14,4 Meter hoch und<br />
wiegt leer rund 150 Tonnen.<br />
verbundenen starken Druckabfall selbsttätig ihren<br />
Wasserinhalt zur Notkühlung des Reaktorkerns einspeisen.<br />
Die im Wasser enthaltene Borsäure fängt<br />
Neutronen ein und verhindert sicher ein Wiedereinsetzen<br />
der Kettenreaktion auch bei niedrigen<br />
Temperaturen.<br />
Kontrollbereich<br />
An das Reaktorgebäude A schließen sich unmittelbar<br />
die vier Sicherheitsgebäude B C D E ,<br />
das Brennelementlagergebäude F und das Hilfsanlagengebäude<br />
G an. Zusammen bilden sie den<br />
„Kontrollbereich“, d. h., alle Radioaktivität führenden<br />
Anlagenteile und Rohrleitungssysteme sind innerhalb<br />
dieser Gebäude untergebracht. Das Reaktorgebäude,<br />
die Sicherheitsgebäude 2 und 3 sowie das Brennelementlagergebäude<br />
sind durch doppelte Betonwände<br />
gegen die auf Seite 11 beschriebenen gewaltsamen<br />
Einwirkungen von außen geschützt. Die<br />
räumliche Trennung der Sicherheitsgebäude 1 und 4<br />
stellt sicher, dass z. B. bei einem Flugzeugabsturz<br />
Beschädigungen auf eines der beiden Gebäude beschränkt<br />
bleiben. Der Zugang zum Kontrollbereich<br />
erfolgt über das Zugangsgebäude J und wird<br />
streng kontrolliert.<br />
| 13
Die beiden Kühlkreisläufe eines<br />
Kernkraftwerks mit <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
Dampferzeuger<br />
Druckhalter<br />
Turbine<br />
Generator<br />
Reaktordruckbehälter<br />
Hauptkühlmittelpumpe<br />
Kühlwasser (Meer, Fluss,<br />
Kühlturm)<br />
Primärkreislauf<br />
Wasser-Dampf-Kreislauf<br />
Herausragendes Merkmal eines <strong>Druckwasserreaktor</strong>s<br />
ist die Aufteilung des nuklearen Dampferzeugungssystems<br />
in zwei separate Kreisläufe: den<br />
radioaktiven Primärkreislauf und den nichtradioaktiven<br />
Wasser-Dampf-Kreislauf. Daneben gibt es ein<br />
Kühlsystem, das die Restwärme an das Meer oder<br />
den Fluss abgibt.<br />
Der Reaktorkühlkreislauf führt die<br />
Wärme zu den Dampferzeugern<br />
Vier symmetrisch angeordnete Kühlkreisläufe mit<br />
je einem Dampferzeuger 6 , einer Hauptkühlmittelpumpe<br />
11 und den verbindenden Hauptkühlmittelleitungen<br />
12 schließen an die Stutzen des Reaktordruckbehälters<br />
10 an und bilden mit dem über die<br />
Ausgleichsleitung angeschlossenen Druckhalter 18<br />
das Reaktorkühlsystem.<br />
Vom Reaktordruckbehälter gelangt das erhitzte<br />
Primärkühlmittel (Wasser) durch die Hauptkühlmittel-<br />
leitungen in die Dampferzeuger, durchströmt die<br />
U-förmigen Heizrohre und gibt dabei einen Teil der<br />
mitgeführten Wärme (Energie) an das Speisewasser<br />
des Wasser-Dampf-Kreislaufes ab, indem es sich um<br />
etwa 30 °C abkühlt. Die Hauptkühlmittelpumpen<br />
fördern das abgekühlte Kühlmittel in den Reaktordruckbehälter<br />
und damit zum Reaktorkern zurück.<br />
Durch Temperaturänderung hervorgerufene Volumenschwankungen<br />
des Kühlmittels werden kurzfristig<br />
vom Druckhalter und langfristig vom Volumenregelsystem<br />
13 ausgeglichen.<br />
Der Wasser-Dampf-Kreislauf versorgt<br />
die Turbine mit Dampf<br />
Der Wasser-Dampf-Kreislauf oder Sekundärkreislauf<br />
wird auch als konventioneller Kreislauf des Kernkraftwerks<br />
bezeichnet, weil die Komponenten auch<br />
in herkömmlichen, mit Kohle, Erdöl oder Erdgas befeuerten<br />
Kraftwerken zu finden sind.<br />
14 |
Diese konventionelle Dampfkraftanlage besteht im<br />
Wesentlichen aus den im Maschinenhaus L angeordneten<br />
Komponenten Turbine 51 52 , Generator<br />
55 , Kondensator 53 , Hauptkondensatpumpen (im<br />
Poster nicht sichtbar), Speisewasserpumpen 60 ,<br />
Vorwärmern 50 59 61 und Speisewasserbehälter<br />
57 .<br />
Der in den Dampferzeugern 6 entstandene Frischdampf<br />
mit 78 bar Druck und 293 °C Temperatur verlässt<br />
über die vier Frischdampfleitungen 7 das Reaktorgebäude<br />
und wird zunächst in die vier<br />
Frischdampf-Armaturenstationen 19 geführt. Die<br />
hier befindlichen Absperrarmaturen sollen im Falle<br />
eines Leitungsbruches außerhalb der Armaturenstationen<br />
ein unkontrolliertes Ausdampfen der Dampferzeuger<br />
verhindern, während Abblase- und Sicherheitsventile<br />
für eine sichere Druckbegrenzung der<br />
Sekundärseite sorgen.<br />
Aus den Armaturenstationen führen die Frischdampfleitungen<br />
in das Maschinenhaus L und dort<br />
zunächst in den Hochdruckteil (HD-Teil) der Dampfturbine<br />
51 . Der Dampf strömt in der Mitte ein und<br />
„bläst“ zu beiden Seiten* auf die stufenartig größer<br />
werdenden Schaufelkränze, die fest mit der Turbinenwelle<br />
verbunden sind. Der unter hohem Druck<br />
und hoher Temperatur stehende Dampf entspannt<br />
sich; die dabei frei werdende Energie treibt die Turbinenwelle<br />
an. Etwa ein Drittel der gesamten Turbinenleistung<br />
wird in dieser HD-Turbine erzeugt.<br />
Niederdruck-Turbinenläufer im Kernkraftwerk Isar 2.<br />
In Olkiluoto hat die letzte Turbinenstufe einen Durchmesser von<br />
rund 7 Metern (m), bei einer Schaufellänge von 1,8 m.<br />
An beiden Enden des „doppelflutigen“ Hochdruckteils<br />
der Turbine strömt der Dampf – mittlerweile<br />
deutlich kühler (178 °C), mit stark reduziertem Druck<br />
(10 bar) und etwas feuchter als am Anfang – durch<br />
die Überströmleitungen 54 in den zweiten Teil der<br />
Dampfturbinenanlage, nämlich drei (oder auch zwei)<br />
ebenfalls doppelflutige Niederdruckturbinen (ND-Teile)<br />
52 . Auf dem Weg dorthin wird der Dampf durch<br />
den „WAZÜ“ (Wasserabscheider und Zwischenüberhitzer)<br />
49 geleitet. Hier wird mit einem abgezweigten<br />
Frischdampfstrom der aus dem HD-Teil<br />
kommende Überströmdampf zunächst getrocknet<br />
und dann überhitzt (und somit auf ein höheres Energieniveau<br />
angehoben), damit die Endschaufeln der<br />
ND-Turbinen nicht durch auskondensierte Wassertröpfchen<br />
im Dampf beschädigt werden.<br />
Nachdem rund ein Drittel der im Dampf enthaltenen<br />
Energie in den Dampfturbinen von Wärmeenergie in<br />
Rotationsenergie für die Turbinenwelle umgewandelt<br />
wurde, strömt der auf etwa 0,03 bar** entspannte<br />
Dampf anschließend in die unter den Turbinen angeordneten<br />
Kondensatoren 53 . Diese sind Wärmetauscher,<br />
in denen einige Tausend von Kühlwasser (aus<br />
dem Kühlturm oder dem Fluss bzw. Meer) durch-<br />
* daher die Bezeichnung „doppelflutig“ für diese Turbinenbauart<br />
**entspricht dem Luftdruck in etwa 24 Kilometer Höhe<br />
| 15
Die beiden Kühlkreisläufe eines<br />
Kernkraftwerks mit <strong>Druckwasserreaktor</strong><br />
strömte Titanrohre von etwa 2 Zentimeter Durchmesser<br />
verlegt sind. Die Kondensatoren haben die<br />
Aufgabe, den Turbinendampf zu kondensieren, also<br />
wieder zu Wasser zu machen. Bei der Berührung mit<br />
den (kalten) Kühlwasserrohren schlägt sich der<br />
Dampf, der jetzt nur noch etwa eine Temperatur von<br />
30 °C hat, in Form von Wassertropfen nieder.<br />
Über den Kondensator wird die Restwärme<br />
an die Umgebung abgegeben<br />
Bevor wir den weiteren Weg des (ehemaligen) Dampfes<br />
betrachten, sollten wir uns klarmachen, dass<br />
durch den eben beschriebenen Vorgang der Dampfkondensation<br />
ein großer Teil der zuvor hineingesteckten<br />
Wärme (über 60 Prozent) verloren geht,<br />
nämlich die Kondensationswärme, die über den<br />
Kondensator an den Kühlturm oder an das Flusskühlwasser<br />
abgegeben werden muss. Das ist<br />
bei allen Wärmekraftwerken so, also auch bei den<br />
Kohle-, Öl- oder Gaskraftwerken. Je kälter das Kühlwasser<br />
ist, umso niedriger ist der Dampfdruck, der<br />
bei Temperaturen von unter 100 °C im Vakuumbereich<br />
liegt. Und je niedriger der Dampfdruck im Kondensator<br />
ist, desto höher ist das nutzbare Energiegefälle<br />
zur Stromerzeugung und somit der Wirkungsgrad.<br />
Aufgrund der niedrigen Meerwassertemperatur in<br />
Finnland beträgt der thermische Wirkungsgrad von<br />
Olkiluoto 3 rund 37 Prozent.<br />
Zurück in den Dampferzeuger –<br />
und alles beginnt von Neuem<br />
Aus den Turbinenkondensatoren wird das Kondensat<br />
abgepumpt und über ND-Vorwärmer 59 61 in<br />
den Speisewasserbehälter 57 gefördert, im Prinzip<br />
ein Pufferbehälter, der Mengenschwankungen im<br />
Wasser-Dampf-Kreislauf auffangen kann.<br />
Aus diesem Speisewasserbehälter pumpen die Speisewasserpumpen<br />
60 das Wasser über HD-Vorwärmer<br />
50 und eine Speisewasser-Armaturenstation<br />
20 in den Dampferzeuger, wo es weiter erhitzt und<br />
wieder verdampft wird.<br />
Turbosatz im Kernkraftwerk Isar 2, im Vordergrund Erregermaschine<br />
und Generator.<br />
16 |
Und so entsteht der Strom<br />
(2)<br />
(1)<br />
Drehstromgenerator mit Generatorläufer (1)<br />
und Generatorständer (2).<br />
Die Dampfturbine ist der Antrieb für den Generator<br />
55 , mit dem die Drehenergie der Turbinenwelle<br />
schließlich in elektrische Energie umgewandelt wird.<br />
Das dahinterstehende Prinzip ist die „elektromagnetische<br />
Induktion“: Bewegt sich ein Magnetfeld an<br />
einer Leiterspule vorbei, so wird in der Spule eine<br />
elektrische Spannung erzeugt, die in einem angeschlossenen<br />
Leiterkreis einen Strom zum Fließen<br />
bringt.<br />
Der Drehstromgenerator für die Erzeugung elektrischer<br />
Energie in Kraftwerken beinhaltet in der Mitte<br />
den Generatorläufer mit dem rotierenden Magnetfeld<br />
und drei um 120° gegeneinander versetzte Spulen im<br />
sogenannten Generatorständer. Der Läufer – durch<br />
die Turbinenwelle in Drehung versetzt – induziert in jeder<br />
der Spulen nacheinander eine Wechselspannung.<br />
Damit sich im Generatorläufer ein Magnetfeld aufbaut,<br />
muss Strom durch seine Leiterwicklung fließen.<br />
Den nötigen Gleichstrom hierfür liefert die mit dem<br />
Generator gekuppelte Erregermaschine 56 – gewissermaßen<br />
als Hilfsgenerator.<br />
Die vom Turbogenerator erzeugte elektrische Energie<br />
wird in drei Maschinentransformatoren 65 von<br />
27 Kilovolt (kV) auf 400 kV transformiert und über die<br />
Hochspannungsschaltanlage 67 in das Versorgungsnetz<br />
68 eingespeist.<br />
| 17
Ein kleiner Einblick<br />
ins Sicherheitskonzept<br />
Um die in der Umgebung von Kernkraftwerken lebenden<br />
und die in der Anlage beschäftigten Menschen<br />
vor radioaktiver Strahlung zu schützen, werden<br />
eine ganze Reihe von Sicherheitsvorkehrungen<br />
getroffen. Sie sorgen dafür, dass weder im Normalbetrieb<br />
noch bei Störfällen unzulässig hohe Mengen<br />
von radioaktiven Stoffen aus dem Reaktorbereich<br />
heraus oder gar in die Umgebung dringen können.<br />
Durch Schutzeinrichtungen wird auch gewährleistet,<br />
dass die Reaktoranlage jederzeit sicher abgeschaltet<br />
und dann weiter in einem sicheren, d. h. ausreichend<br />
gekühlten Zustand gehalten wird. Dazu<br />
muss ständig die laufend erzeugte Nachzerfallswärme<br />
aus dem Reaktorkern abgeführt werden – um<br />
eine Überhitzung des Reaktors zu vermeiden.<br />
Der Reaktor zeigt<br />
„Selbstregelverhalten“<br />
Gemeint ist damit die „inhärente“, d. h. „innewohnende“<br />
Sicherheit, die auf den physikalischen Eigenschaften<br />
von Wasser und Uran beruht. Es ergibt sich<br />
nämlich, dass bei einem Temperaturanstieg im<br />
Reaktorkern mehr Spaltneutronen vom Uran 238<br />
„weggefangen“ werden bzw. durch das Moderatorwasser<br />
hindurch „ungebremst davonfliegen“.<br />
Als Folge davon geht die Anzahl der Spaltungsvorgänge<br />
pro Zeiteinheit und damit die Wärmeerzeugung<br />
wieder zurück. Dieses „Selbstregelverhalten“<br />
stellt sicher, dass auch bei Ausfall der Regelung (Neutronen<br />
absorbierende Regelstäbe und Borsäureeinspeisung)<br />
der Reaktor unter Kontrolle bleibt.<br />
Ein „Durchgehen“ des Reaktors, d. h. eine plötzliche,<br />
unkontrollierte Zunahme der Kernspaltungen, ist<br />
deshalb physikalisch unmöglich. Aus wirtschaftlichen<br />
Gründen und zur Materialschonung wird dieser<br />
Selbstregelvorgang durch schnell reagierende Regeleinrichtungen<br />
unterstützt.<br />
Sicherheitstechnische Einrichtungen<br />
Trotz umfangreicher Vorkehrungen, die zur Verhinderung<br />
von Betriebsstörungen getroffen werden,<br />
sind die Kraftwerkssysteme so konstruiert, dass sie<br />
auch außerordentliche Störungen bewältigen. Solche<br />
„Störungen“ können sein:<br />
– Bruch einer größeren Rohrleitung (Hauptkühlmittelleitung,<br />
Frischdampfleitung, Speisewasserleitung<br />
usw.)<br />
– Ausfall der Reaktorregelung, d. h., die Steuerelemente<br />
fallen nicht in den Reaktorkern ein oder die<br />
Einspeisung von Borsäure funktioniert nicht<br />
– Gewaltsame Einwirkung von außen, z. B. Erdbeben,<br />
Flugzeugabstürze, Explosionsdruckwellen.<br />
Um zu gewährleisten, dass bei Normalbetrieb und<br />
bei Betriebsstörungen die Radioaktivität im Reaktor<br />
sicher eingeschlossen bleibt, sind im Kernkraftwerk<br />
vielfältige Sicherheitseinrichtungen installiert.<br />
Die passiven Einrichtungen benötigen für ihre<br />
Schutzfunktion weder ein Auslösesignal noch eine<br />
Stromzufuhr. Sie wirken allein durch ihr Vorhandensein,<br />
wie die zahlreichen Schutzbarrieren aus Beton<br />
und Stahl.<br />
Aufgabe dieser Barrieren ist es, die unzulässige Abgabe<br />
radioaktiver Substanzen oder ionisierender<br />
Strahlung aus dem Kraftwerk sicher zu vermeiden<br />
(siehe Grafik auf Seite 19). Um die Barrieren vor Beschädigung<br />
zu schützen, sorgen die aktiven Sicherheitssysteme<br />
dafür, dass die Betriebsparameter des<br />
Kraftwerks innerhalb der Auslegungsgrenzen bleiben.<br />
Gesteuert werden die Sicherheitssysteme von<br />
einem elektronisch arbeitenden Reaktorschutzsystem<br />
28 , dem „Gehirn“ der Sicherheitsmaschinerie.<br />
Es führt alle zur Sicherheit des Reaktors nötigen<br />
Schalthandlungen ohne menschliches Zutun automatisch<br />
aus – man ist also nicht auf rechtzeitige und<br />
richtige Schalteingriffe der Bedienmannschaft angewiesen.<br />
Das Reaktorschutzsystem, das laufend alle wichtigen<br />
Betriebsmessgrößen der Anlage überwacht, löst<br />
bei Annäherung an Gefährdungsgrenzen Maßnahmen<br />
aus, indem es – je nach Bedarf – Sicherheitseinrichtungen<br />
betätigt. Zu diesen aktiven sicherheitstechnischen<br />
Einrichtungen zählen:<br />
– das Reaktorschnellabschaltsystem mit seinen<br />
durch Eigengewicht einfallenden, Neutronen absorbierenden<br />
Steuerelementen<br />
– das Gebäudeabschlusssystem: Wenn bei einem<br />
Störfall das Austreten von Radioaktivität im Reaktorgebäude<br />
A zu befürchten ist, ermöglicht dieses<br />
System, das Reaktorgebäude gegenüber der Atmosphäre<br />
„dicht zu machen“. Dabei werden alle<br />
durch die Reaktorgebäudewand führenden Rohrleitungen<br />
durch Absperreinrichtungen automatisch<br />
verschlossen.<br />
18 |
Barrieren zur Verhinderung<br />
des Austritts radioaktiver<br />
Substanzen und ionisierender<br />
Strahlung<br />
2<br />
6<br />
1. Im Kristallgitter der Urantabletten werden<br />
die bei der Kernspaltung entstehenden<br />
Spaltprodukte bis auf wenige Prozent festgehalten.<br />
2. Hüllrohre aus Zirkaloy, gasdicht und druckfest<br />
verschweißt, umhüllen den Brennstoff<br />
und halten die Spaltprodukte zurück.<br />
3. Der Reaktordruckbehälter, ein Schutzpanzer,<br />
der den auftretenden Belastungen<br />
durch Druck, Temperatur und Strahlung<br />
standhält.<br />
5<br />
4. Die Betonabschirmung: Ein dicker konzentrischer<br />
Schild aus Stahlbeton umgibt den<br />
Reaktordruckbehälter und schirmt die austretende<br />
Strahlung nahezu vollständig ab.<br />
3<br />
5. Die innere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes<br />
ist vollständig mit Stahl ausgekleidet<br />
und umgibt den nuklearen Teil der Anlage<br />
– vollkommen dicht und nur durch<br />
Schleusen begehbar.<br />
1<br />
6. Die äußere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes<br />
schützt vor allem gegen Einwirkungen<br />
von außen. Zusammen mit der inneren<br />
Stahlbetonhülle dient sie als letzter Strahlenschutzschild<br />
und reduziert die letztendlich<br />
aus dem Reaktorgebäude austretende<br />
Strahlung auf vernachlässigbar kleine, weit<br />
unterhalb der zulässigen Grenzwerte liegende<br />
Werte.<br />
4<br />
– das Notkühlsystem: Es übernimmt bei Störfällen<br />
mit Lecks im Primärkühlsystem die Kühlung des<br />
Reaktorkerns. Die vier Sicherheitseinspeisepumpen<br />
26 können kleinere Kühlmittelverluste ausgleichen.<br />
Die ebenfalls vier Niederdruckeinspeisepumpen<br />
32 gleichen größere Kühlmittelverluste aus<br />
und führen langzeitig die Nachzerfallswärme des<br />
abgeschalteten Reaktors ab. Außerdem sind noch<br />
die schon erwähnten Druckspeicher 17 da, die<br />
nach einem großen Leck im Primärkühlkreis und<br />
starkem Druckabfall im Reaktorsystem selbsttätig<br />
ihr borhaltiges und deshalb Neutronen absorbierendes<br />
Kühlwasser in den Reaktorkern entleeren.<br />
– Bei Störungen des Wasser-Dampf-Kreislaufs<br />
stellen vier Abblaseregelventile und das separate<br />
Notspeichersystem 24 25 30 die Kühlung des<br />
– Reaktors durch Wärmeabgabe über die Dampferzeuger<br />
sicher.<br />
– Die Notstromdieselanlage 48 übernimmt durch<br />
automatisch zugeschaltete Dieselgeneratoren die<br />
Energieversorgung für die sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Systeme, wenn der Generator bei Störfällen<br />
den Kraftwerkseigenbedarf an Strom nicht<br />
mehr liefern kann und auch die äußeren Stromnetze<br />
nicht mehr funktionieren.<br />
– Als Reservesystem zu den Notstromdieseln können<br />
zusätzliche diversitäre Diesel und Batterien die<br />
zur sicheren Abschaltung des Reaktors benötigten<br />
elektrischen Einrichtungen mit Strom versorgen.<br />
| 19
Ein kleiner Einblick<br />
ins Sicherheitskonzept<br />
Die meisten aktiven Sicherheitssysteme sind vierfach<br />
vorhanden, wobei maximal zwei Teilsysteme zur<br />
Störfallbeherrschung ausreichen. Die Betriebsmannschaft<br />
kann bei allen Betriebsstörungen ruhig und<br />
überlegt handeln, da die Sicherheitssysteme innerhalb<br />
der ersten 30 Minuten nach einer Störung alle<br />
sicherheitstechnisch notwendigen Schalthandlungen<br />
automatisch vornehmen und die Anlage in einen<br />
stabilen und sicheren Zustand bringen.<br />
Beherrschung auslegungsüberschreitender<br />
Ereignisse<br />
Mit der zugrunde liegenden sicherheitstechnischen<br />
Konzeption ist die Wahrscheinlichkeit, dass sich<br />
Störungen bzw. Störfälle zu auslegungsüberschreitenden<br />
Ereignissen entwickeln können, bereits auf<br />
ein Minimum reduziert.<br />
Die Auslegung technischer Systeme enthält immer<br />
Sicherheitsreserven, sodass auch ein Ereignis, das<br />
formal die Auslegungsgrenzen überschreitet, entweder<br />
durch diese Reserven abgefangen oder aber<br />
durch zusätzlich vorgesehene Maßnahmen („Accident<br />
Management“) beherrscht werden kann.<br />
Darüber hinaus wurden beim <strong>EPR</strong> zusätzliche Vorkehrungen<br />
getroffen, die gewährleisten, dass selbst<br />
hypothetische auslegungsüberschreitende Ereignisse<br />
keine Auswirkungen auf die Umgebung haben.<br />
Dazu zählen z. B. bauliche Vorkehrungen, die bewirken,<br />
dass bei einem extrem unwahrscheinlichen<br />
Kernschmelzunfall die Schmelze innerhalb des Containments<br />
von der Kernschmelzausbreitungsfläche<br />
14 aufgefangen und dort zuverlässig gekühlt wird.<br />
Höchste Sicherheit durch Redundanz und<br />
Da bei keiner Technologie ein Ausfall einzelner Bauteile oder<br />
Systeme hundertprozentig ausgeschlossen werden kann,<br />
sind in einem Kernkraftwerk wie dem hier beschriebenen<br />
<strong>EPR</strong> alle Sicherheitssysteme mehrfach (= redundant) vorhanden.<br />
Je nach Auslegung gibt es dabei mindestens zwei<br />
Systeme mehr, als für die eigentliche (Schutz-)Funktion<br />
benötigt werden (n+2-Prinzip), d. h., eines kann sich im Reparaturzustand<br />
befinden und eines kann durch einen Einzelfehler<br />
ausfallen. Beim <strong>EPR</strong> sind die meisten Sicherheitssysteme<br />
vierfach redundant, also vierfach vorhanden. Um<br />
eine gleichzeitige Beschädigung mehrerer Redundanzen<br />
durch ein einziges Ereignis zu verhindern, sind diese räumlich<br />
voneinander getrennt untergebracht, z. B. in den vier<br />
Sicherheitsgebäuden.<br />
Notstromdiesel in der Konvoi-Anlage Isar 2, Deutschland.<br />
15<br />
14<br />
Sollte es trotz aller Maßnahmen zur Störfall-Vorbeugung zum<br />
Schmelzen des Reaktorkerns kommen, wird die Schmelze<br />
unterhalb des Reaktordruckbehälters auf einer speziellen<br />
Ausbreitungsfläche 14 innerhalb des Containments aufgefangen<br />
und durch das im Flutbecken 15 befindliche Wasser<br />
gekühlt.<br />
20 |
Diversität<br />
Da auch mehrfach vorhandene gleichartige Sicherheitssysteme<br />
aus derselben Ursache (z. B. Konstruktionsfehler<br />
eines Bauteils) versagen können, werden zusätzlich<br />
(zur Redundanz) für eine Schutzfunktion technisch unterschiedliche<br />
Einrichtungen (z. B. Bauteile verschiedener<br />
Hersteller, hydraulische und elektrische Antriebe) vorgesehen,<br />
vergleichbar mit dem sprichwörtlichen „Gürtel<br />
zum Hosenträger“. Dieses Auslegungsprinzip wird Diversität<br />
genannt.<br />
Durch gleichzeitige Anwendung von Redundanz, räumlicher<br />
Trennung und Diversität wird erreicht, dass die Ausfallwahrscheinlichkeit<br />
von Sicherheitssystemen sehr, sehr<br />
klein ist.<br />
Das Nervenzentrum des Kraftwerks<br />
In der Kraftwerkswarte 22 laufen alle Fäden zusammen<br />
– sie ist die Schalt- und Steuerzentrale des<br />
Kernkraftwerks. Von hier aus kann das gesamte<br />
Kraftwerk mit fünf Personen überwacht und betrieben<br />
werden. Drei weitere Personen stehen für eventuelle<br />
Wartungstätigkeiten außerhalb der Kraftwerkswarte<br />
zur Verfügung.<br />
Auf Großbildschirmen werden alle wichtigen Anlagenparameter<br />
dargestellt und über mehrere Schaltpulte<br />
können alle aktiven Komponenten des Kernkraftwerks<br />
(Regelstäbe, Pumpen, Ventile usw.) bedient<br />
werden.<br />
Und für den unwahrscheinlichen Fall, dass die Warte<br />
einmal nicht verfügbar ist, gibt es eine separate<br />
Notsteuerstelle, von der aus das Kraftwerk jederzeit<br />
sicher abgeschaltet werden kann.<br />
Computerstudie einer modernen<br />
Kernkraftwerkswarte.<br />
21 |
22 |
Noch Fragen?<br />
Wie schon eingangs gesagt, werden im Rahmen<br />
dieser Kurzbeschreibung nur die wichtigsten Anlagenteile<br />
und Zusammenhänge dargestellt. Wenn Sie<br />
weiterführende Informationen wünschen, schicken<br />
Sie doch einfach eine E-Mail an:<br />
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23 |
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Deutschland:<br />
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Verwaltungsgesellschaft<br />
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10115 Berlin<br />
www.kernenergie.de<br />
(inforum -> Shop -> <strong>EPR</strong>-Modell)<br />
Scheuer & Strüver GmbH<br />
Sorbenstr. 22<br />
20537 Hamburg<br />
www.moduni.de<br />
Order No. 1000501<br />
Finnland:<br />
Risteysasema<br />
Hämentie 17<br />
00500 Helsinki<br />
www.risteysasema.fi<br />
Großbritannien:<br />
Marcle Models<br />
Turnagain, Finch Lane,<br />
AMERSHAM, Bucks. HP7 9NE<br />
www.marcle.co.uk<br />
USA:<br />
H&B Precision Card Models<br />
P.O. Box<br />
8786 Reston, VA 20195<br />
Tel./Fax: (703) 620-9720<br />
e-mail: hbprecisioncard@cs.com<br />
Paper Models International<br />
9910 S.W. Bonnie Brae Drive<br />
Beaverton<br />
OR 87008-6045<br />
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