Druckwasserreaktor 1600 MWe (EPR) - AREVA

Druckwasserreaktor
1600 MWe (EPR)
Kernkraftwerk Olkiluoto 3, Finnland
Funktionsbeschreibung mit Poster

Ein Wort voraus
Das beiliegende Poster zeigt das finnische
Kernkraftwerk Olkiluoto 3, das Ende 2010 bzw.
Anfang 2011 den Leistungsbetrieb aufnehmen
wird. Als Reaktor wird hier der EPR eingesetzt, ein
fortschrittlicher Druckwasserreaktor* der 1600-
MW e -Leistungsklasse. Die Anordnung und Gestaltung
der Bauwerke wie auch die Form, die
relative Größe und die räumliche Lage der technischen
Einrichtungen sind aus dem Poster ersichtlich.
Eines können solche bildlichen Darstellungen von
technischen Anlagen dem Betrachter jedoch nur
in geringem Maße vermitteln: die funktionellen
Zusammenhänge zwischen den Komponenten,
Systemen und Anlagenteilen.
Und damit sind wir bei der Zielsetzung dieser
Broschüre: eine Beschreibung der prinzipiellen
Arbeitsweise eines solchen Druckwasserreaktors
– zum besseren Verständnis des Posters. Die
folgenden Ausführungen beziehen sich auf die
Positionsnummern X im Poster.
Keine vollständige Aufzählung
Allerdings werden nicht alle 85 im Poster dargestellten
Bauteile erwähnt und erläutert – das
ergäbe ein ansehnliches Buch. Herausgegriffen
werden nur die Komponenten und Systeme, die
für das grundlegende Verständnis der Kraftwerksanlage
wichtig sind.
Am Standort Olkiluoto wird für das finnische Energieversorgungsunternehmen
Teollisuuden Voima Oy (TVO) der erste EPR errichtet (rechts im
Bild in der Fotomontage). Der kommerzielle Betrieb soll Ende 2010 bzw.
Anfang 2011 aufgenommen werden.
* Druckwasserreaktor deswegen, weil das Wasser im Reaktordruckbehälter mit
den daran anschließenden (Primär-)Kreisläufen unter einem so hohen Druck
steht, dass es trotz seiner Temperatur von circa 327 °C nicht verdampfen
kann.
Auch der französische Stromversorger Electricité de France (EDF) hat sich
im Oktober 2004 für den Bau eines EPR (links im Bild in der Fotomontage)
in der Normandie am Standort Flamanville entschieden. Im Oktober 2006
wurde auf der künftigen Baustelle symbolisch der erste Stein gelegt.
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Inhalt
4
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6
8
10
11
12
14
17
18
23
Perspektiven der Kernenergie
Wie unterscheiden sich fossil befeuerte
Kraftwerke von Kernkraftwerken?
Kernenergie kommt aus dem Kern der Atome
Wasser als „Neutronenbremse“
Wie funktioniert die kontrollierte Kettenreaktion?
Strahlung und Spaltprodukte
Die Energiequelle des Kernkraftwerks:
der Reaktorkern
Der Brennstoff Uran: „dicht gepackte Energie“
Brennelement-Zyklen von bis zu zwei Jahren
Brennelementlagerung
Welche Leistung hat ein Kernkraftwerk?
Wärmeleistung
Elektrische Leistung
Das Reaktorgebäude umschließt den
Reaktordruckbehälter …
… und alle anderen Komponenten des
Dampferzeugungssystems
Dampferzeuger, Druckhalter, Hauptkühlmittelpumpen, Druckspeicher,
Kontrollbereich
Die beiden Kühlkreisläufe eines Kernkraftwerks
mit Druckwasserreaktor
Der Reaktorkühlkreislauf führt die Wärme zu den
Dampferzeugern
Der Wasser-Dampf-Kreislauf versorgt die Turbine
mit Dampf
Über den Kondensator wird die Restwärme an die
Umgebung abgegeben
Zurück in den Dampferzeuger – und alles beginnt von Neuem
Und so entsteht der Strom
Ein kleiner Einblick ins Sicherheitskonzept
Der Reaktor zeigt „Selbstregelverhalten“
Sicherheitstechnische Einrichtungen
Beherrschung auslegungsüberschreitender Ereignisse
Das Nervenzentrum des Kraftwerks
Noch Fragen?
| 3

Perspektiven der Kernenergie
Die Kernenergie leistet heute einen maßgeblichen
Beitrag zu einer sicheren, umweltverträglichen und
wirtschaftlichen Stromversorgung. Seit Mitte der
1980er Jahre hat sich die weltweite Stromproduktion
aus Kernenergie verdoppelt und deckte 2005
mit 2626 Terawattstunden* rund 16 Prozent des globalen
Strombedarfs. Ende 2005 waren 443 Reaktorblöcke
in 31 Ländern in Betrieb; darunter befinden
sich alle größeren Industrieländer in West und Ost
sowie junge Industrienationen wie Brasilien, China,
Indien und Korea. Weitere 28 Blöcke in 12 Ländern
waren im Bau (Quellen: IEA, IAEA).
Zur Deckung des weltweit steigenden Energiebedarfs
bei gleichzeitiger Beachtung der Anforderungen
des Klimaschutzes wird auch in den nächsten
Jahrzehnten eine maßgebliche Beteiligung der Kernenergie
notwendig sein. Seit Beginn der 1990er
Jahre haben daher die global tätigen Kernkraftwerkshersteller
ihre Druck- und Siedewasserreaktor-Baulinien
hinsichtlich Wirtschaftlichkeit und
Sicherheit erheblich weiterentwickelt, um den heutigen
Anforderungen des Marktes und denen der politisch-gesellschaftlichen
Akzeptanz Rechnung zu
tragen.
Als weltweit führender Hersteller, der sich der Weiterentwicklung
der Kerntechnik verschrieben hat,
bietet AREVA NP, ein Unternehmen von AREVA und
Siemens, mit dem Druckwasserreaktor EPR und
*2 626 Milliarden Kilowattstunden
dem Siedewasserreaktor SWR 1000 baureife Reaktoren
auf der Basis der bewährten Leichtwasserreaktortechnologie
an. Beide sind Reaktoren der
Dritten Generation und verfügen über noch weitergehende
Sicherheitsmerkmale als die heutigen Kraftwerke.
Der erste EPR wird derzeit in Finnland errichtet
und auch der französische Energieversorger
Electricité de France (EDF) hat sich im Oktober 2004
für den Bau eines EPR in der Normandie am Standort
Flamanville entschieden. Im Oktober 2006 wurde
auf der künftigen Baustelle symbolisch der erste
Stein gelegt.
Über die heute angebotenen Leichtwasserreaktoren
hinaus werden im Rahmen internationaler Programme
zudem Reaktortechnologien erforscht und weiterentwickelt,
die noch nicht zur unmittelbaren Realisierung
anstehen. Diese „Reaktoren der Vierten
Generation“ können in 20 bis 30 Jahren zum kommerziellen
Einsatz kommen, bedürfen vorher aber
noch einer weiteren Entwicklung und Erprobung hinsichtlich
Wirtschaftlichkeit und Sicherheit. Längerfristig
sollen sie die bestehenden Reaktorlinien ergänzen
und neue Anwendungsfelder wie Prozesswärme,
Trinkwassergewinnung aus Meerwasser und
Wasserstofferzeugung erschließen. Ab der zweiten
Hälfte des 21. Jahrhunderts könnte außerdem die
Kernfusion mit ihrem riesigen Energiepotenzial zum
Einsatz kommen; ihre prinzipielle Eignung zur kommerziellen
Energieerzeugung ist allerdings noch
nachzuweisen.
30
25
20
15
10
5
0
Mrd. t SKE*
27,1
19,4
13,7
12,6
10,4
7,9
1970 1980 1990 1998 2020 2050
*SKE = Steinkohleeinheit
Wasserkraft
Erdgas
Erdöl
Kohle
Kernenergie
sonstige
erneuerbare
Energien
Generation I
Kommerzielle
Leistungsreaktoren:
DWR, SWR,
CANDU,
WWER/RBMK
Frühe Prototyp-Reaktoren
Fortschrittliche
Reaktoren:
Fortgeschrittene
wassergekühlte
Reaktoren
z.B. EPR, SWR 1000
Zukünftige
Reaktorkonzepte:
z.B. HTR
1950 1970 1990 2010 2030 2050
Fusion
Generation IV
Generation III, Generation III+
Generation II *
*einschließlich Modernisierung,
Leistungserhöhung und
Lebensdauerverlängerung
EPR / SWR 1000 HTR Fusion
Weltenergiebedarf und Deckung durch unterschiedliche
Energieträger (Quelle: WEC).
Die zeitliche Abfolge der „Reaktor-Generationen“.
4 |

Wie unterscheiden sich fossil befeuerte
Kraftwerke von Kernkraftwerken?
Fossil befeuertes Kraftwerk
Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor
Dampferzeuger
Dampferzeuger
Druckhalter
Turbine
Generator
Kühlwasser
(Meer, Fluss,
Kühlturm)
Hauptkühlmittelpumpe
Turbine
Generator
Kühlwasser
(Meer, Fluss,
Kühlturm)
Fossile Energie Regenerative Energie Kernenergie
Reaktordruckbehälter
In allen Wärmekraftwerken wird durch Wärmezufuhr
das Wasser in einem „Kessel“ verdampft. Der Dampf
treibt die Schaufelräder einer Turbine, die wiederum
mit dem Generator gekuppelt ist, der den elektrischen
Strom erzeugt. Diese Einheit von Turbine und
Generator wird auch „Turbosatz“ genannt.
Ein Kernkraftwerk arbeitet im Prinzip genauso wie ein
fossil befeuertes Wärmekraftwerk, nur wird die
Wärme anders erzeugt: nicht durch Verbrennen von
Kohle, Erdöl oder Erdgas (Brennstoffe, die als „fossil“
bezeichnet werden, weil ihre Lagerstätten in früheren
Erdzeitaltern entstanden), sondern durch Kernspaltung
im Reaktor. Dennoch wird der eigentlich unkorrekte
Begriff „Brennstoff“ weltweit auch für die bei
Kernkraftwerken eingesetzte Energiequelle benutzt.
Zirkulierendes Wasser transportiert beim Druckwasserreaktor
diese Wärme in die Dampferzeuger, die
den Dampf zum Antrieb der Turbine produzieren.
Kernenergie unterstützt Klimaschutz
Jedes Jahr werden in Deutschland durch die Kernenergie
so viel Kohlendioxid-Emissionen vermieden wie jährlich
im gesamten Straßenverkehr ausgestoßen werden
(rund 165 Millionen Tonnen). Dafür müssen geringe Mengen
radioaktiven Abfalls in Kauf genommen werden. In
einem modernen 1300-MW e -Kernkraftwerk wie der Konvoi-Anlage
Isar 2 fallen jährlich etwa 50 Kubikmeter (m 3 )
endlagergerecht behandelte und verpackte radioaktive
Betriebsabfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
an. Dazu kommen 45 m 3 Wärme entwickelnde Abfälle,
wenn die verbrauchten Brennelemente der direkten
Endlagerung zugeführt werden. Durch Wiederaufarbeitung
der Brennelemente lässt sich diese Menge noch einmal
deutlich reduzieren auf 10 m 3 radioaktive Abfälle mit
vernachlässigbarer Wärmeentwicklung und 3 m 3 Wärme
entwickelnde Abfälle – die verglasten hochaktiven Spaltprodukte.
(Quelle: Kernenergie Basiswissen, Januar 2004).
kg CO 2
pro kWh*
1
0,75
0,5
0,25
0,96
0,78
10,4
0,76
Erdöl
0,35
0
Braunkohlkohle
Stein-
*Kilowattstunde
Erdgas
Emissionen verursacht durch
Betrieb
Brennstoffversorgung
Bau
0,20
Solar
(Photovoltaik)
0,02 0,04 0,025
Wind
Wasser
Kohlendioxid-(CO 2 -)Emission unterschiedlicher Kraftwerkstypen
(Quelle: Siemens Power Generation, Stand: 2005).
Uran
| 5

Kernenergie kommt
aus dem Kern der Atome
Der Kern eines Atoms besteht aus den Elementarteilchen
Proton und Neutron. Das Proton ist elektrisch
positiv geladen, das Neutron elektrisch neutral.
Die Zahl der Protonen bestimmt den Charakter der
chemischen Elemente. Die Neutronen dienen als
„Klebstoff“ zum Zusammenhalt der Protonen, die
sich sonst elektrostatisch abstoßen würden. Damit
ein Atomkern stabil ist, muss das Verhältnis der Protonenzahl
zur Neutronenzahl in einem engen Bereich
liegen; enthält der Kern zu viel von der einen oder anderen
Sorte Elementarteilchen, dann wird er instabil
und zerfällt früher oder später unter Aussendung von
Strahlung. Diesen Prozess nennt man „Radioaktivität“.
Sehr schwere Kerne können sich auch spontan
oder unter „einem kräftigen Schubs“ spalten. Dazu
gehört das Schwermetall Uran mit seinen 92
Protonen.
Der Brennstoff eines Druckwasserreaktors besteht
zum überwiegenden Teil aus dem nichtspaltbaren
Uran-Isotop 238 (es enthält 146 Neutronen, also zusammen
238 Kernteilchen). Nur das spaltbare Isotop
Uran 235 (mit 143 Neutronen), dessen Anteil maximal
5 Prozent beträgt, ist für die Leistungserzeugung zuständig.
Die spaltbaren Uran-Atomkerne werden mit
Neutronen beschossen. Durch die Aufnahme eines
Neutrons in einen Uran-235-Kern zerplatzt dieser in
zwei bis drei Kernbruchstücke, welche die bei der
Spaltung frei werdende Bindungsenergie als Bewegungsenergie
mit auf den Weg nehmen. Da die Kernbruchstücke
in ein Kristallgitter eingebettet sind, können
sie aber nicht frei wegfliegen, sondern werden
sehr schnell abgebremst. Bei diesem Bremsvorgang
wird die Bewegungsenergie in Wärme umgewandelt.
Bei jeder Spaltung eines solchen Urankerns werden
außerdem zwei bis drei Neutronen frei, die sich im
Mittel mit einer Geschwindigkeit von rund 10 000 Kilometer
je Sekunde fortbewegen und daher als
„schnelle Neutronen“ bezeichnet werden. Sie können
sich innerhalb des Brennstoffs und der umgebenden
Materialien frei bewegen. Damit wenigstens
eines dieser zwei bis drei Neutronen wiederum auf einen
Uran-235-Kern trifft und diesen spaltet (nur dann
kommt es zu der gewünschten Kettenreaktion),
muss die Geschwindigkeit dieser schnellen Neutronen
verringert werden, bevor sie unverrichteter Dinge
aus dem Reaktorkern herausfliegen oder von anderen
Kernen eingefangen (absorbiert) werden.
6 |
Primärsystem mit den vier Reaktorkühlkreisläufen und dem Reaktor in der Mitte.
Der Kernspaltungsprozess
Kernspaltung
mit Freisetzung
schneller
Neutronen.
Abbremsen der Neutronen durch
einen Moderator (z. B. Wasser).
Kein Abbremsen der schnellen Neutronen bei hoher
Moderatortemperatur bzw. Moderatorverlust (= Kühlmittelverlust
beim Leichtwasserreaktor). Damit wird
keine weitere Kernspaltung ausgelöst.

Langsames Neutron
trifft auf einen
weiteren Uran-235-
Kern. Damit wird
eine neue
Kernspaltung
ausgelöst.
Wasser als „Neutronenbremse“
Die durch die Kernspaltung entstandene Wärme wird
über die vier Reaktorkühlkreisläufe mit dem Reaktor in
der Mitte durch einen ständigen Wasser-Kreislauf
(Druck: annähernd 160 bar, Temperatur: circa 327 °C)
aus dem Reaktorkern abtransportiert. Jeder der Reaktorkühlkreisläufe
beinhaltet je einen Wärmetauscher
und eine Pumpe.
Dieses Wasser, auch Primär- oder Hauptkühlmittel genannt,
weil es dem Reaktor die Wärme entzieht und
ihn auf diese Weise kühlt, ist gewöhnliches Wasser
(H 2 O). Dieses „normale“ Wasser bezeichnet man als
„Leichtwasser“ im Gegensatz zum „schweren Wasser“,
das in einem selten anzutreffenden Reaktortyp
eingesetzt wird.
Das zirkulierende Wasser hat neben seiner Funktion
als Kühlmittel noch eine andere wichtige Aufgabe im
Reaktor: es dient als Moderator, d. h. als Neutronen
bremsendes Medium. Die anfangs schnellen Neutronen
verlieren ihre Bewegungsenergie durch ständiges
Anstoßen an den Atomen des Moderators, und zwar
vornehmlich an den Wasserstoffatomen des Wassers.
Durch diese Stoß- und Reibungsverluste werden die
Neutronen auf etwa 2 000 Meter je Sekunde „heruntergebremst“.
Bei dieser Geschwindigkeit können sie
besonders leicht weitere Uran-235-Kerne spalten. Die
gebremsten Neutronen heißen „thermische Neutronen“,
weil ihre Geschwindigkeit der thermischen (Wärme-)Bewegung
von Gasmolekülen bei circa 300 °C
entspricht.
Wie funktioniert die kontrollierte
Kettenreaktion?
Um eine konstante Wärmeleistung des Reaktors zu erhalten,
muss für eine zeitlich gleichbleibende Zahl von
Kernspaltungen gesorgt werden: Von den zwei bis
drei frei werdenden Neutronen muss also genau eines
wieder einen weiteren U-235-Kern spalten. Die überschüssigen
Neutronen werden unter anderem mit Hilfe
von Neutronen absorbierenden Materialien (Regelstäbe,
im Wasser gelöste Borsäure) oder von
Uran-238-Kernen eingefangen. Bei diesem Einfangvorgang
entstehen aus dem nichtspaltbaren Uran-Isotop
238 die spaltbaren Plutonium-Isotope 239 und
241, die ihrerseits durch Neutroneneinfang genauso
gespalten werden wie Uran 235. Durch die Teilnahme
des frisch entstandenen Plutoniums am Spaltprozess
erhöht sich die Energieausbeute aus dem Brennstoff
um rund 50 Prozent.
Festzuhalten sind vor allem zwei Dinge:
1. Nur in Anwesenheit des Moderators kann überhaupt
eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion
zustande gebracht werden.
2. Für eine unkontrolliert wachsende Kettenreaktion ist
die Anzahl der spaltbaren Uran-235-Kerne im Kernbrennstoff
viel zu gering und zu weit verteilt zwischen
den nichtspaltbaren Uran-238-Kernen.
Strahlung und Spaltprodukte
Die bei der Kernspaltung entstehenden Kernbruchstücke
werden Spaltprodukte genannt. Es bildet sich
eine Vielzahl verschiedener, zum Teil radioaktiver Atome,
z. B. Xenon 133, Krypton 85, Jod 131 usw. Sie
senden entsprechend ihrer individuell unterschiedlichen
Zerfallszeit noch über verschieden lange Zeiten
Strahlung aus. Alle Spaltprodukte gehen über verschiedene
Zwischenstufen in stabile, nicht mehr radioaktive
chemische Elemente über. Bei vielen dauert
das nur Sekunden, bei anderen viele Jahre oder Jahrzehnte.
Die radioaktiven Zerfallsvorgänge der Spaltprodukte
sind die Ursache für die nach dem Abschalten des Reaktors
(Unterbinden der Kettenreaktion) noch weiter
anfallende „Nachzerfallswärme“ (auch „Nachzerfallsleistung“
genannt). Diese Wärmeleistung wird durch
die Nachkühlsysteme 16 abgeführt, bis sie mit der Zeit
von selber abklingt.
Neben den Spaltprodukten entstehen beim Reaktorbetrieb
auch „Aktivierungsprodukte“. Dies sind nichtradioaktive
Elemente – etwa Legierungsbestandteile in
den Hüllrohren und Tragstrukturen der Brennelemente
–, die durch Neutroneneinfang radioaktiv werden.
Die radioaktiven Stoffe sind das eigentliche Gefährdungspotenzial
im Kernkraftwerk. Alle Sicherheitseinrichtungen
haben daher zum Ziel, diese Stoffe nicht
bzw. nur in zulässigem Maße in die Umgebung gelangen
zu lassen.
Die wichtigsten Aufgaben
des Kernkraftwerksbetriebs sind:
1. Erzeugen von Wärme durch Aufrechterhalten einer
kontrollierten Kettenreaktion von Kernspaltungen
2. Abführen und Umwandeln dieser Wärme in
elektrische Energie
3. Rückhalten der Spaltprodukte
4. Gesichertes Abführen der Nachzerfallswärme bei
abgeschaltetem Reaktor.
| 7

Die Energiequelle des Kernkraftwerks:
der Reaktorkern
Der Reaktorkern befindet sich im Reaktordruckbehälter
10 und besteht aus 241 Brennelementen, in
denen die Wärme erzeugt wird.
In jedem dieser Brennelemente sind 265 Brennstäbe
zu einem quadratischen Bündel angeordnet. Die
Brennstäbe, dünnwandige Rohre aus einer besonderen
Legierung des Metalls Zirkon und mit einem
Durchmesser von 9,5 Millimetern, enthalten eine
Säule von gesinterten Brennstofftabletten aus Urandioxid.
Die Länge dieser Brennstoffsäule – „aktive“
Länge genannt – beträgt 4,2 Meter.
Jedes Brennstabbündel ist außerdem mit einer Anzahl
von Steuerstabführungsrohren versehen. Das
sind Leerrohre, in die die Absorberstäbe der Steuerelemente
eintauchen können. Das Material dieser
Stäbe hat die Eigenschaft, Neutronen einzufangen,
die dann für den Kernspaltungsprozess verloren
sind. Je nachdem, wie weit die Absorberstäbe der
Steuerelemente in den Reaktorkern hineingefahren
werden, verändert sich die Anzahl der eingefangenen
Neutronen. Werden sie ganz in den Kern eingefahren,
schalten sie die Kettenreaktion ab. Insgesamt
enthält der Kern des EPR 89 solcher Steuerelemente
mit je 24 Absorberstäben.
Im Normalbetrieb dienen sie zur Erzielung einer
gleichmäßigen Leistungsverteilung im Kern. Zum
schnellen Abschalten des Reaktors fallen sie durch
ihr Eigengewicht (d.h. naturgesetzlich, ohne dass ein
Antriebsmechanismus dazu nötig wäre) in den Kern
hinein.
Brennstofftabletten aus
Urandioxid.
In den Brennstäben befindet
sich eine 4,2 Meter lange Säule
dieser Tabletten.
265 Brennstäbe bilden ein
Brennelement.
Im Reaktorkern befinden sich
241 dieser Brennelemente.
Der Brennstoff Uran:
„dicht gepackte“ Energie
Der Energieinhalt von Uran ist sehr viel höher als der
von Erdöl, Erdgas oder Kohle. Hier wird die frei werdende
Bindungsenergie der Elementarteilchen im
Atomkern genutzt statt der beim Verbrennen von
Kohlenstoff erzeugten Wärme. Somit können leicht
Vorräte an Uran angelegt werden, die für viele Jahre
Reaktorbetrieb reichen; hingegen wären auch riesige
Öl-Tanklager nach wenigen Monaten leer. Außerdem
können Erdöl und Kohle nicht nur zur Stromerzeugung
eingesetzt werden, sondern dienen auch
anderen Produktionszweigen als wichtige Rohstoffe
(z. B. Medikamente, Kunststoffe).
Aus einem Kilogramm Kernbrennstoff (ein Würfel mit
einer Kantenlänge von 45 Millimetern) mit einer Anreicherung
von 4,3 Prozent Uran 235 kann man so
8 |

Blick in den Reaktordruckbehälter eines Kernkraftwerks
(Konvoi-Anlage Isar 2 mit 1300 MW e ) während der
Beladung mit Brennelementen.
viel Strom erzeugen wie mit 102 Tonnen Heizöl
(6 LKW mit je 17 Tonnen) oder 140 Tonnen Steinkohle
(5 Eisenbahnwagen mit je 28 Tonnen).
Brennelement-Zyklen von bis zu zwei
Jahren
Je nach Betriebsweise des Kernkraftwerks muss alle
12 bis 24 Monate ein Viertel bis ein Drittel der verbrauchten
(„abgebrannten“) Brennelemente gegen
frische Brennelemente mit einer speziell hierfür ausgelegten
Lademaschine 5 ausgetauscht werden.
Dabei werden sowohl die frischen wie auch die im
Reaktor verbleibenden Brennelemente nach einem
exakt berechneten „Beladeplan“ so eingesetzt, dass
der Kernbrennstoff unter Beachtung der Auslegungsgrenzen
optimal genutzt wird.
Während dieses periodischen Anlagenstillstands
werden auch die notwendigen Inspektionen und
Wartungsarbeiten durchgeführt.
Brennelementlagerung
Die beim Brennelementwechsel anfallenden verbrauchten
Brennelemente sowie die neuen Brennelemente
werden in dem separaten Brennelementlagergebäude
F gelagert.
Die einzusetzenden frischen Brennelemente lagern
im Brennelementlager für neue Brennelemente. Sie
werden vor dem Einsatz in der Inspektionseinrichtung
für neue Brennelemente einer detaillierten Prüfung
unterzogen.
Die verbrauchten Brennelemente werden im Brennelementlagerbecken
37 aufbewahrt. Dort werden
sie (zur Abschirmung und Kühlung) unter Wasser in
Lagergestellen zwischengelagert, bis ihre Radioaktivität
und Wärmeentwicklung so weit abgeklungen
sind, dass sie in speziellen Transportbehältern zur
Wiederaufarbeitungsanlage oder in ein Zwischenlager
transportiert werden können. Das Brennelementlagerbecken
kann verbrauchte Brennelemente
von sechs bis sieben Betriebsjahren aufnehmen.
| 9

Welche Leistung
hat ein Kernkraftwerk?
Die physikalische Leistung wird in der Maßeinheit
Watt – abgekürzt W – angegeben. Leistung ist die
Fähigkeit, in einer gegebenen Zeiteinheit eine bestimmte
Arbeit zu leisten. Bei sehr großen oder sehr
kleinen Werten verwendet man statt der Basis-
Maßeinheit geeignete abgeleitete Maßeinheiten.
1000 W nennt man ein Kilowatt (kW), 1000 kW ein
Megawatt (MW). Zum Vergleich: Ein Zimmerheizlüfter
nimmt etwa 2 kW auf, eine Waschmaschine etwa
1 kW und ein Automotor mittlerer Größe leistet etwa
100 kW. Die Energie, die die Waschmaschine für
eine Wäsche braucht, errechnet sich aus ihrem Leistungsbedarf
und der Zeit für das Waschprogramm:
dauert es 1 Stunde (h), dann braucht die Waschmaschine
1 kW mal 1 h = 1 kWh (Kilowattstunde). Ein
EPR mit 1600 MW Leistung produziert pro Stunde
1600 000 kWh (1600 MW mal 1 h); das reicht für den
gleichzeitigen Betrieb von 1,6 Millionen Waschmaschinen!
Wärmeleistung
Der im Poster gezeigte EPR hat eine „thermische“
Leistung von 4300 MW. Hierbei handelt es sich um
die ganze Heiz- oder Wärmeleistung, die beim Kernspaltungsprozess
aus dem im Reaktor eingesetzten
Brennstoff freigesetzt wird.
Eine Großstadt wie Frankfurt am Main (Deutschland) hat einen mittleren
Strombedarf von 365 Megawatt (MW). Ein fortschrittlicher Druckwasserreaktor
vom Typ EPR mit einer Leistung von rund 1 600 MW kann somit
vier derartige Großstädte rund um die Uhr mit Strom versorgen.
(Foto: Tourismus+Congress GmbH Frankfurt am Main)
Elektrische Leistung
Wie bei jedem Wärmekraftwerk kann aus physikalischen
Gründen nur etwa ein Drittel der Wärmeleistung
des Reaktors in elektrische Leistung umgewandelt
werden. Die restlichen zwei Drittel der
Wärmeleistung werden naturgesetzlich und unweigerlich
über die Kraftwerkskühlung (Kühlturm, Flusswasser)
an die Umgebung abgegeben.
Von der im Generator erzeugten Bruttoleistung werden
rund 100 MW direkt für den elektrischen Eigenbedarf
des Kraftwerks (Pumpenmotoren, Elektronik,
Beleuchtung) verbraucht.
Nach Abzug dieses Eigenbedarfs gelangen im Fall
des auf dem Poster gezeigten finnischen Kernkraftwerks
Olkiluoto 3 rund 1600 MW als elektrische
Nettoleistung über das Hochspannungsnetz zu den
Verbrauchern.
10 |

Das Reaktorgebäude
umschließt den Reaktordruckbehälter ...
Die Form des doppelschaligen, mit einer inneren
Stahlhülle ausgekleideten Reaktorgebäudes A wird
optisch von der zylinderförmigen Betonaußenhülle
mit ihrer ellipsoiden Kuppel bestimmt. Die äußere
Betonschale schützt das Reaktorgebäude gegen
gewaltsame Einwirkungen von außen. Sie ist so bemessen,
dass sie einem Flugzeugabsturz (Militäroder
große Passagier-Maschine) auf die Reaktorkuppel
ebenso standhält wie etwa den Explosionsdruckwellen
eines Flüssiggastankers. Die innere Betonschale
hält einem Druckaufbau stand, wie er
beispielsweise bei einem (allerdings sehr unwahrscheinlichen)
Abriss einer Hauptkühlmittelleitung auftreten
kann. Durch die gasdichte innere Stahlauskleidung
wird das Austreten radioaktiver Stoffe in die
Umgebung verhindert.
Das Reaktorgebäude ist auch gegen Erdbeben ausgelegt,
sodass die Einbauten nicht durch etwaige Erschütterungen
beeinträchtigt oder gar zerstört werden.
Für den extrem unwahrscheinlichen Störfall
eines Schmelzens des Reaktorkerns befindet sich an
der tiefsten Stelle des Reaktorgebäudes die Kernschmelzausbreitungsfläche
14 zum Auffangen und
Kühlen der Schmelze. Das äußerst robuste doppelwandige
Containment 1 schließt die in einem
solchen Fall frei werdende Radioaktivität sicher ein.
1
2
3
4
5
6
10
Reaktordruckbehälter
7
Der Reaktordruckbehälter 10 ist
sozusagen das Herz der Reaktoranlage
und beinhaltet den Reaktorkern
aus 241 Brennelementen
sowie diverse Einbauten wie Steuerstabführungsrohre,
Messeinrichtungen und Vorrichtungen
zur Strömungsverteilung des Kühlmittels.
Oberhalb der Kühlmittelstutzen wird der Reaktordruckbehälter
von einem Deckel verschlossen, auf
dem die Steuerstabantriebe 9 befestigt sind. Beim
EPR wiegt der Reaktordruckbehälter mit Deckel 526
Tonnen. Seine Höhe beträgt 12,7 Meter (m), der Innendurchmesser
rund 4,9 m und die Wanddicke
0,25 m.
8
9
Schnitt durch den Reaktordruckbehälter des EPR samt Einbauten.
1 Steuerstabantrieb
2 Füllstandssonde
3 Reaktordruckbehälterdeckel
4 Steuerstabführung
5 Kühlmitteleintrittsstutzen
6 Kernbehälter
7 Brennelement
8 unterer Rost
9 Strömungsverteiler
10 Kühlmittelaustrittsstutzen
11 Brennelement mit eingefahrenem Steuerstab
11
| 11

... und alle anderen Komponenten
des Dampferzeugungssystems
Dampferzeuger
Die vier Dampferzeuger 6 sind
große Wärmetauscher und zugleich
die Trennstellen zwischen den vier
Kreisläufen des Reaktorkühlsystems
und dem (nichtradioaktiven)
Wasser-Dampf-Kreislauf (Sekundärkreislauf).
Sie erzeugen den Dampf zum Antrieb
der Turbine 51 52 , die wiederum den Generator 55
antreibt.
Im Inneren besteht der Dampferzeuger, grob skizziert,
aus einigen tausend U-förmigen Rohren, die
von dem circa 327 °C heißen Reaktorkühlmittel
durchströmt werden. Ähnlich wie ein Tauchsieder
gibt das U-Rohr-Bündel die Wärme des Reaktorkühlmittels
an das im Dampferzeuger befindliche
Speisewasser des Wasser-Dampf-Kreislaufs ab, sodass
dieses nach und nach erhitzt und schließlich
verdampft wird, dann als Dampf den Dampferzeuger
verlässt und über die Frischdampfleitung 7 der Turbine
zugeführt wird.
1
2
6
7
8
9
10
11
12
3
Transport eines Dampferzeugers zur chinesischen Anlage Ling Ao 2.
Rechts: Schnitt durch den Dampferzeuger. Beim EPR beträgt die Wärmeübertragungsfläche
eines Dampferzeugers 7 960 Quadratmeter und die
Höhe etwa 23 Meter.
1 sekundärseitiges Mannloch 6 Dampfaustrittsstutzen
2 Notspeisestutzen 7 Dampftrockner
3 horizontale Tragpratzen 8 Wasserabscheider
4 Trennplatte 9 Notspeisewasserverteiler
5 Kühlmitteleintrittsstutzen 10 Speisewasserverteiler
11 Speisewasserstutzen
12 Führungsmantel
13 Heizrohrbündel
14 Rohrboden
15 vertikale Tragpratzen
16 Kühlmittelaustrittsstutzen
12 |
4
5
13
14
15
16

Druckhalter
Ähnlich wie der Ausgleichsbehälter
einer Zentralheizung hat der Druckhalter
18 die Aufgabe, die aus Temperaturänderungen
herrührenden
Volumenschwankungen des Kühlmittels
aufzufangen und so den Betriebsdruck des
Kühlmittels im Reaktorkühlsystem weitgehend konstant
zu halten. Damit soll z. B. verhindert werden,
dass sich bei Druckabsenkungen Dampfblasen im
Kreislauf bilden, die den Kühlmittelfluss und den Wärmeübergang
vom Brennstab an das Wasser behindern
würden.
Dieser stehende Behälter ist im unteren Teil mit Wasser,
im oberen Teil mit Dampf gefüllt und über eine
Rohrleitung, die Ausgleichsleitung, mit dem Reaktorkühlsystem
verbunden. Der Druck wird mit Hilfe
einer elektrischen Heizung im Wasserbereich des
Druckhalters (Erzeugen von Dampf zur Druckerhöhung)
und mit einer Wassersprüheinrichtung im oberen,
dampfgefüllten Teil des Druckhalters (Kondensation
von Dampf zur Druckabsenkung) geregelt.
Eine oben auf dem Druckhalter angebrachte
Armaturenstation verhindert durch Abblasen von
Dampf in einen separaten Abblasebehälter eine unzulässige
Druckerhöhung.
Hauptkühlmittelpumpen
Die vier Hauptkühlmittelpumpen 11
pumpen das in den Dampferzeugern
abgekühlte Primärkühlmittel
wieder zurück in den Reaktordruckbehälter
und sorgen so für den stetigen
Umlauf des Kühlmittels. Sie sind als stehende
einstufige Kreiselpumpen ausgeführt. Mit einer Antriebsleistung
von circa 9 Megawatt (das entspricht
etwa der Motorleistung von 100 Mittelklasse-PKW)
fördert jede der vier Pumpen einen Volumenstrom
von rund 28 000 Kubikmetern pro Stunde.
Druckspeicher
Die vier Druckspeicher 17 sind sicherheitstechnische
Einrichtungen, die in unmittelbarer Nähe des
Reaktorkühlkreislaufes im Reaktorgebäude untergebracht
sind (einen für jeden der vier Kühlkreisläufe).
Sie enthalten borhaltiges Wasser, das von einem
Stickstoffpolster unter Druck gehalten wird, so dass
sie bei einem (allerdings sehr unwahrscheinlichen)
Abriss einer Hauptkühlmittelleitung und dem damit
Einheben des Druckhalters im französischen Kernkraftwerk
Golfech 2. Der Druckhalter des EPR ist 14,4 Meter hoch und
wiegt leer rund 150 Tonnen.
verbundenen starken Druckabfall selbsttätig ihren
Wasserinhalt zur Notkühlung des Reaktorkerns einspeisen.
Die im Wasser enthaltene Borsäure fängt
Neutronen ein und verhindert sicher ein Wiedereinsetzen
der Kettenreaktion auch bei niedrigen
Temperaturen.
Kontrollbereich
An das Reaktorgebäude A schließen sich unmittelbar
die vier Sicherheitsgebäude B C D E ,
das Brennelementlagergebäude F und das Hilfsanlagengebäude
G an. Zusammen bilden sie den
„Kontrollbereich“, d. h., alle Radioaktivität führenden
Anlagenteile und Rohrleitungssysteme sind innerhalb
dieser Gebäude untergebracht. Das Reaktorgebäude,
die Sicherheitsgebäude 2 und 3 sowie das Brennelementlagergebäude
sind durch doppelte Betonwände
gegen die auf Seite 11 beschriebenen gewaltsamen
Einwirkungen von außen geschützt. Die
räumliche Trennung der Sicherheitsgebäude 1 und 4
stellt sicher, dass z. B. bei einem Flugzeugabsturz
Beschädigungen auf eines der beiden Gebäude beschränkt
bleiben. Der Zugang zum Kontrollbereich
erfolgt über das Zugangsgebäude J und wird
streng kontrolliert.
| 13

Die beiden Kühlkreisläufe eines
Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
Dampferzeuger
Druckhalter
Turbine
Generator
Reaktordruckbehälter
Hauptkühlmittelpumpe
Kühlwasser (Meer, Fluss,
Kühlturm)
Primärkreislauf
Wasser-Dampf-Kreislauf
Herausragendes Merkmal eines Druckwasserreaktors
ist die Aufteilung des nuklearen Dampferzeugungssystems
in zwei separate Kreisläufe: den
radioaktiven Primärkreislauf und den nichtradioaktiven
Wasser-Dampf-Kreislauf. Daneben gibt es ein
Kühlsystem, das die Restwärme an das Meer oder
den Fluss abgibt.
Der Reaktorkühlkreislauf führt die
Wärme zu den Dampferzeugern
Vier symmetrisch angeordnete Kühlkreisläufe mit
je einem Dampferzeuger 6 , einer Hauptkühlmittelpumpe
11 und den verbindenden Hauptkühlmittelleitungen
12 schließen an die Stutzen des Reaktordruckbehälters
10 an und bilden mit dem über die
Ausgleichsleitung angeschlossenen Druckhalter 18
das Reaktorkühlsystem.
Vom Reaktordruckbehälter gelangt das erhitzte
Primärkühlmittel (Wasser) durch die Hauptkühlmittel-
leitungen in die Dampferzeuger, durchströmt die
U-förmigen Heizrohre und gibt dabei einen Teil der
mitgeführten Wärme (Energie) an das Speisewasser
des Wasser-Dampf-Kreislaufes ab, indem es sich um
etwa 30 °C abkühlt. Die Hauptkühlmittelpumpen
fördern das abgekühlte Kühlmittel in den Reaktordruckbehälter
und damit zum Reaktorkern zurück.
Durch Temperaturänderung hervorgerufene Volumenschwankungen
des Kühlmittels werden kurzfristig
vom Druckhalter und langfristig vom Volumenregelsystem
13 ausgeglichen.
Der Wasser-Dampf-Kreislauf versorgt
die Turbine mit Dampf
Der Wasser-Dampf-Kreislauf oder Sekundärkreislauf
wird auch als konventioneller Kreislauf des Kernkraftwerks
bezeichnet, weil die Komponenten auch
in herkömmlichen, mit Kohle, Erdöl oder Erdgas befeuerten
Kraftwerken zu finden sind.
14 |

Diese konventionelle Dampfkraftanlage besteht im
Wesentlichen aus den im Maschinenhaus L angeordneten
Komponenten Turbine 51 52 , Generator
55 , Kondensator 53 , Hauptkondensatpumpen (im
Poster nicht sichtbar), Speisewasserpumpen 60 ,
Vorwärmern 50 59 61 und Speisewasserbehälter
57 .
Der in den Dampferzeugern 6 entstandene Frischdampf
mit 78 bar Druck und 293 °C Temperatur verlässt
über die vier Frischdampfleitungen 7 das Reaktorgebäude
und wird zunächst in die vier
Frischdampf-Armaturenstationen 19 geführt. Die
hier befindlichen Absperrarmaturen sollen im Falle
eines Leitungsbruches außerhalb der Armaturenstationen
ein unkontrolliertes Ausdampfen der Dampferzeuger
verhindern, während Abblase- und Sicherheitsventile
für eine sichere Druckbegrenzung der
Sekundärseite sorgen.
Aus den Armaturenstationen führen die Frischdampfleitungen
in das Maschinenhaus L und dort
zunächst in den Hochdruckteil (HD-Teil) der Dampfturbine
51 . Der Dampf strömt in der Mitte ein und
„bläst“ zu beiden Seiten* auf die stufenartig größer
werdenden Schaufelkränze, die fest mit der Turbinenwelle
verbunden sind. Der unter hohem Druck
und hoher Temperatur stehende Dampf entspannt
sich; die dabei frei werdende Energie treibt die Turbinenwelle
an. Etwa ein Drittel der gesamten Turbinenleistung
wird in dieser HD-Turbine erzeugt.
Niederdruck-Turbinenläufer im Kernkraftwerk Isar 2.
In Olkiluoto hat die letzte Turbinenstufe einen Durchmesser von
rund 7 Metern (m), bei einer Schaufellänge von 1,8 m.
An beiden Enden des „doppelflutigen“ Hochdruckteils
der Turbine strömt der Dampf – mittlerweile
deutlich kühler (178 °C), mit stark reduziertem Druck
(10 bar) und etwas feuchter als am Anfang – durch
die Überströmleitungen 54 in den zweiten Teil der
Dampfturbinenanlage, nämlich drei (oder auch zwei)
ebenfalls doppelflutige Niederdruckturbinen (ND-Teile)
52 . Auf dem Weg dorthin wird der Dampf durch
den „WAZÜ“ (Wasserabscheider und Zwischenüberhitzer)
49 geleitet. Hier wird mit einem abgezweigten
Frischdampfstrom der aus dem HD-Teil
kommende Überströmdampf zunächst getrocknet
und dann überhitzt (und somit auf ein höheres Energieniveau
angehoben), damit die Endschaufeln der
ND-Turbinen nicht durch auskondensierte Wassertröpfchen
im Dampf beschädigt werden.
Nachdem rund ein Drittel der im Dampf enthaltenen
Energie in den Dampfturbinen von Wärmeenergie in
Rotationsenergie für die Turbinenwelle umgewandelt
wurde, strömt der auf etwa 0,03 bar** entspannte
Dampf anschließend in die unter den Turbinen angeordneten
Kondensatoren 53 . Diese sind Wärmetauscher,
in denen einige Tausend von Kühlwasser (aus
dem Kühlturm oder dem Fluss bzw. Meer) durch-
* daher die Bezeichnung „doppelflutig“ für diese Turbinenbauart
**entspricht dem Luftdruck in etwa 24 Kilometer Höhe
| 15

Die beiden Kühlkreisläufe eines
Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
strömte Titanrohre von etwa 2 Zentimeter Durchmesser
verlegt sind. Die Kondensatoren haben die
Aufgabe, den Turbinendampf zu kondensieren, also
wieder zu Wasser zu machen. Bei der Berührung mit
den (kalten) Kühlwasserrohren schlägt sich der
Dampf, der jetzt nur noch etwa eine Temperatur von
30 °C hat, in Form von Wassertropfen nieder.
Über den Kondensator wird die Restwärme
an die Umgebung abgegeben
Bevor wir den weiteren Weg des (ehemaligen) Dampfes
betrachten, sollten wir uns klarmachen, dass
durch den eben beschriebenen Vorgang der Dampfkondensation
ein großer Teil der zuvor hineingesteckten
Wärme (über 60 Prozent) verloren geht,
nämlich die Kondensationswärme, die über den
Kondensator an den Kühlturm oder an das Flusskühlwasser
abgegeben werden muss. Das ist
bei allen Wärmekraftwerken so, also auch bei den
Kohle-, Öl- oder Gaskraftwerken. Je kälter das Kühlwasser
ist, umso niedriger ist der Dampfdruck, der
bei Temperaturen von unter 100 °C im Vakuumbereich
liegt. Und je niedriger der Dampfdruck im Kondensator
ist, desto höher ist das nutzbare Energiegefälle
zur Stromerzeugung und somit der Wirkungsgrad.
Aufgrund der niedrigen Meerwassertemperatur in
Finnland beträgt der thermische Wirkungsgrad von
Olkiluoto 3 rund 37 Prozent.
Zurück in den Dampferzeuger –
und alles beginnt von Neuem
Aus den Turbinenkondensatoren wird das Kondensat
abgepumpt und über ND-Vorwärmer 59 61 in
den Speisewasserbehälter 57 gefördert, im Prinzip
ein Pufferbehälter, der Mengenschwankungen im
Wasser-Dampf-Kreislauf auffangen kann.
Aus diesem Speisewasserbehälter pumpen die Speisewasserpumpen
60 das Wasser über HD-Vorwärmer
50 und eine Speisewasser-Armaturenstation
20 in den Dampferzeuger, wo es weiter erhitzt und
wieder verdampft wird.
Turbosatz im Kernkraftwerk Isar 2, im Vordergrund Erregermaschine
und Generator.
16 |

Und so entsteht der Strom
(2)
(1)
Drehstromgenerator mit Generatorläufer (1)
und Generatorständer (2).
Die Dampfturbine ist der Antrieb für den Generator
55 , mit dem die Drehenergie der Turbinenwelle
schließlich in elektrische Energie umgewandelt wird.
Das dahinterstehende Prinzip ist die „elektromagnetische
Induktion“: Bewegt sich ein Magnetfeld an
einer Leiterspule vorbei, so wird in der Spule eine
elektrische Spannung erzeugt, die in einem angeschlossenen
Leiterkreis einen Strom zum Fließen
bringt.
Der Drehstromgenerator für die Erzeugung elektrischer
Energie in Kraftwerken beinhaltet in der Mitte
den Generatorläufer mit dem rotierenden Magnetfeld
und drei um 120° gegeneinander versetzte Spulen im
sogenannten Generatorständer. Der Läufer – durch
die Turbinenwelle in Drehung versetzt – induziert in jeder
der Spulen nacheinander eine Wechselspannung.
Damit sich im Generatorläufer ein Magnetfeld aufbaut,
muss Strom durch seine Leiterwicklung fließen.
Den nötigen Gleichstrom hierfür liefert die mit dem
Generator gekuppelte Erregermaschine 56 – gewissermaßen
als Hilfsgenerator.
Die vom Turbogenerator erzeugte elektrische Energie
wird in drei Maschinentransformatoren 65 von
27 Kilovolt (kV) auf 400 kV transformiert und über die
Hochspannungsschaltanlage 67 in das Versorgungsnetz
68 eingespeist.
| 17

Ein kleiner Einblick
ins Sicherheitskonzept
Um die in der Umgebung von Kernkraftwerken lebenden
und die in der Anlage beschäftigten Menschen
vor radioaktiver Strahlung zu schützen, werden
eine ganze Reihe von Sicherheitsvorkehrungen
getroffen. Sie sorgen dafür, dass weder im Normalbetrieb
noch bei Störfällen unzulässig hohe Mengen
von radioaktiven Stoffen aus dem Reaktorbereich
heraus oder gar in die Umgebung dringen können.
Durch Schutzeinrichtungen wird auch gewährleistet,
dass die Reaktoranlage jederzeit sicher abgeschaltet
und dann weiter in einem sicheren, d. h. ausreichend
gekühlten Zustand gehalten wird. Dazu
muss ständig die laufend erzeugte Nachzerfallswärme
aus dem Reaktorkern abgeführt werden – um
eine Überhitzung des Reaktors zu vermeiden.
Der Reaktor zeigt
„Selbstregelverhalten“
Gemeint ist damit die „inhärente“, d. h. „innewohnende“
Sicherheit, die auf den physikalischen Eigenschaften
von Wasser und Uran beruht. Es ergibt sich
nämlich, dass bei einem Temperaturanstieg im
Reaktorkern mehr Spaltneutronen vom Uran 238
„weggefangen“ werden bzw. durch das Moderatorwasser
hindurch „ungebremst davonfliegen“.
Als Folge davon geht die Anzahl der Spaltungsvorgänge
pro Zeiteinheit und damit die Wärmeerzeugung
wieder zurück. Dieses „Selbstregelverhalten“
stellt sicher, dass auch bei Ausfall der Regelung (Neutronen
absorbierende Regelstäbe und Borsäureeinspeisung)
der Reaktor unter Kontrolle bleibt.
Ein „Durchgehen“ des Reaktors, d. h. eine plötzliche,
unkontrollierte Zunahme der Kernspaltungen, ist
deshalb physikalisch unmöglich. Aus wirtschaftlichen
Gründen und zur Materialschonung wird dieser
Selbstregelvorgang durch schnell reagierende Regeleinrichtungen
unterstützt.
Sicherheitstechnische Einrichtungen
Trotz umfangreicher Vorkehrungen, die zur Verhinderung
von Betriebsstörungen getroffen werden,
sind die Kraftwerkssysteme so konstruiert, dass sie
auch außerordentliche Störungen bewältigen. Solche
„Störungen“ können sein:
– Bruch einer größeren Rohrleitung (Hauptkühlmittelleitung,
Frischdampfleitung, Speisewasserleitung
usw.)
– Ausfall der Reaktorregelung, d. h., die Steuerelemente
fallen nicht in den Reaktorkern ein oder die
Einspeisung von Borsäure funktioniert nicht
– Gewaltsame Einwirkung von außen, z. B. Erdbeben,
Flugzeugabstürze, Explosionsdruckwellen.
Um zu gewährleisten, dass bei Normalbetrieb und
bei Betriebsstörungen die Radioaktivität im Reaktor
sicher eingeschlossen bleibt, sind im Kernkraftwerk
vielfältige Sicherheitseinrichtungen installiert.
Die passiven Einrichtungen benötigen für ihre
Schutzfunktion weder ein Auslösesignal noch eine
Stromzufuhr. Sie wirken allein durch ihr Vorhandensein,
wie die zahlreichen Schutzbarrieren aus Beton
und Stahl.
Aufgabe dieser Barrieren ist es, die unzulässige Abgabe
radioaktiver Substanzen oder ionisierender
Strahlung aus dem Kraftwerk sicher zu vermeiden
(siehe Grafik auf Seite 19). Um die Barrieren vor Beschädigung
zu schützen, sorgen die aktiven Sicherheitssysteme
dafür, dass die Betriebsparameter des
Kraftwerks innerhalb der Auslegungsgrenzen bleiben.
Gesteuert werden die Sicherheitssysteme von
einem elektronisch arbeitenden Reaktorschutzsystem
28 , dem „Gehirn“ der Sicherheitsmaschinerie.
Es führt alle zur Sicherheit des Reaktors nötigen
Schalthandlungen ohne menschliches Zutun automatisch
aus – man ist also nicht auf rechtzeitige und
richtige Schalteingriffe der Bedienmannschaft angewiesen.
Das Reaktorschutzsystem, das laufend alle wichtigen
Betriebsmessgrößen der Anlage überwacht, löst
bei Annäherung an Gefährdungsgrenzen Maßnahmen
aus, indem es – je nach Bedarf – Sicherheitseinrichtungen
betätigt. Zu diesen aktiven sicherheitstechnischen
Einrichtungen zählen:
– das Reaktorschnellabschaltsystem mit seinen
durch Eigengewicht einfallenden, Neutronen absorbierenden
Steuerelementen
– das Gebäudeabschlusssystem: Wenn bei einem
Störfall das Austreten von Radioaktivität im Reaktorgebäude
A zu befürchten ist, ermöglicht dieses
System, das Reaktorgebäude gegenüber der Atmosphäre
„dicht zu machen“. Dabei werden alle
durch die Reaktorgebäudewand führenden Rohrleitungen
durch Absperreinrichtungen automatisch
verschlossen.
18 |

Barrieren zur Verhinderung
des Austritts radioaktiver
Substanzen und ionisierender
Strahlung
2
6
1. Im Kristallgitter der Urantabletten werden
die bei der Kernspaltung entstehenden
Spaltprodukte bis auf wenige Prozent festgehalten.
2. Hüllrohre aus Zirkaloy, gasdicht und druckfest
verschweißt, umhüllen den Brennstoff
und halten die Spaltprodukte zurück.
3. Der Reaktordruckbehälter, ein Schutzpanzer,
der den auftretenden Belastungen
durch Druck, Temperatur und Strahlung
standhält.
5
4. Die Betonabschirmung: Ein dicker konzentrischer
Schild aus Stahlbeton umgibt den
Reaktordruckbehälter und schirmt die austretende
Strahlung nahezu vollständig ab.
3
5. Die innere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes
ist vollständig mit Stahl ausgekleidet
und umgibt den nuklearen Teil der Anlage
– vollkommen dicht und nur durch
Schleusen begehbar.
1
6. Die äußere Stahlbetonhülle des Reaktorgebäudes
schützt vor allem gegen Einwirkungen
von außen. Zusammen mit der inneren
Stahlbetonhülle dient sie als letzter Strahlenschutzschild
und reduziert die letztendlich
aus dem Reaktorgebäude austretende
Strahlung auf vernachlässigbar kleine, weit
unterhalb der zulässigen Grenzwerte liegende
Werte.
4
– das Notkühlsystem: Es übernimmt bei Störfällen
mit Lecks im Primärkühlsystem die Kühlung des
Reaktorkerns. Die vier Sicherheitseinspeisepumpen
26 können kleinere Kühlmittelverluste ausgleichen.
Die ebenfalls vier Niederdruckeinspeisepumpen
32 gleichen größere Kühlmittelverluste aus
und führen langzeitig die Nachzerfallswärme des
abgeschalteten Reaktors ab. Außerdem sind noch
die schon erwähnten Druckspeicher 17 da, die
nach einem großen Leck im Primärkühlkreis und
starkem Druckabfall im Reaktorsystem selbsttätig
ihr borhaltiges und deshalb Neutronen absorbierendes
Kühlwasser in den Reaktorkern entleeren.
– Bei Störungen des Wasser-Dampf-Kreislaufs
stellen vier Abblaseregelventile und das separate
Notspeichersystem 24 25 30 die Kühlung des
– Reaktors durch Wärmeabgabe über die Dampferzeuger
sicher.
– Die Notstromdieselanlage 48 übernimmt durch
automatisch zugeschaltete Dieselgeneratoren die
Energieversorgung für die sicherheitstechnisch
wichtigen Systeme, wenn der Generator bei Störfällen
den Kraftwerkseigenbedarf an Strom nicht
mehr liefern kann und auch die äußeren Stromnetze
nicht mehr funktionieren.
– Als Reservesystem zu den Notstromdieseln können
zusätzliche diversitäre Diesel und Batterien die
zur sicheren Abschaltung des Reaktors benötigten
elektrischen Einrichtungen mit Strom versorgen.
| 19

Ein kleiner Einblick
ins Sicherheitskonzept
Die meisten aktiven Sicherheitssysteme sind vierfach
vorhanden, wobei maximal zwei Teilsysteme zur
Störfallbeherrschung ausreichen. Die Betriebsmannschaft
kann bei allen Betriebsstörungen ruhig und
überlegt handeln, da die Sicherheitssysteme innerhalb
der ersten 30 Minuten nach einer Störung alle
sicherheitstechnisch notwendigen Schalthandlungen
automatisch vornehmen und die Anlage in einen
stabilen und sicheren Zustand bringen.
Beherrschung auslegungsüberschreitender
Ereignisse
Mit der zugrunde liegenden sicherheitstechnischen
Konzeption ist die Wahrscheinlichkeit, dass sich
Störungen bzw. Störfälle zu auslegungsüberschreitenden
Ereignissen entwickeln können, bereits auf
ein Minimum reduziert.
Die Auslegung technischer Systeme enthält immer
Sicherheitsreserven, sodass auch ein Ereignis, das
formal die Auslegungsgrenzen überschreitet, entweder
durch diese Reserven abgefangen oder aber
durch zusätzlich vorgesehene Maßnahmen („Accident
Management“) beherrscht werden kann.
Darüber hinaus wurden beim EPR zusätzliche Vorkehrungen
getroffen, die gewährleisten, dass selbst
hypothetische auslegungsüberschreitende Ereignisse
keine Auswirkungen auf die Umgebung haben.
Dazu zählen z. B. bauliche Vorkehrungen, die bewirken,
dass bei einem extrem unwahrscheinlichen
Kernschmelzunfall die Schmelze innerhalb des Containments
von der Kernschmelzausbreitungsfläche
14 aufgefangen und dort zuverlässig gekühlt wird.
Höchste Sicherheit durch Redundanz und
Da bei keiner Technologie ein Ausfall einzelner Bauteile oder
Systeme hundertprozentig ausgeschlossen werden kann,
sind in einem Kernkraftwerk wie dem hier beschriebenen
EPR alle Sicherheitssysteme mehrfach (= redundant) vorhanden.
Je nach Auslegung gibt es dabei mindestens zwei
Systeme mehr, als für die eigentliche (Schutz-)Funktion
benötigt werden (n+2-Prinzip), d. h., eines kann sich im Reparaturzustand
befinden und eines kann durch einen Einzelfehler
ausfallen. Beim EPR sind die meisten Sicherheitssysteme
vierfach redundant, also vierfach vorhanden. Um
eine gleichzeitige Beschädigung mehrerer Redundanzen
durch ein einziges Ereignis zu verhindern, sind diese räumlich
voneinander getrennt untergebracht, z. B. in den vier
Sicherheitsgebäuden.
Notstromdiesel in der Konvoi-Anlage Isar 2, Deutschland.
15
14
Sollte es trotz aller Maßnahmen zur Störfall-Vorbeugung zum
Schmelzen des Reaktorkerns kommen, wird die Schmelze
unterhalb des Reaktordruckbehälters auf einer speziellen
Ausbreitungsfläche 14 innerhalb des Containments aufgefangen
und durch das im Flutbecken 15 befindliche Wasser
gekühlt.
20 |

Diversität
Da auch mehrfach vorhandene gleichartige Sicherheitssysteme
aus derselben Ursache (z. B. Konstruktionsfehler
eines Bauteils) versagen können, werden zusätzlich
(zur Redundanz) für eine Schutzfunktion technisch unterschiedliche
Einrichtungen (z. B. Bauteile verschiedener
Hersteller, hydraulische und elektrische Antriebe) vorgesehen,
vergleichbar mit dem sprichwörtlichen „Gürtel
zum Hosenträger“. Dieses Auslegungsprinzip wird Diversität
genannt.
Durch gleichzeitige Anwendung von Redundanz, räumlicher
Trennung und Diversität wird erreicht, dass die Ausfallwahrscheinlichkeit
von Sicherheitssystemen sehr, sehr
klein ist.
Das Nervenzentrum des Kraftwerks
In der Kraftwerkswarte 22 laufen alle Fäden zusammen
– sie ist die Schalt- und Steuerzentrale des
Kernkraftwerks. Von hier aus kann das gesamte
Kraftwerk mit fünf Personen überwacht und betrieben
werden. Drei weitere Personen stehen für eventuelle
Wartungstätigkeiten außerhalb der Kraftwerkswarte
zur Verfügung.
Auf Großbildschirmen werden alle wichtigen Anlagenparameter
dargestellt und über mehrere Schaltpulte
können alle aktiven Komponenten des Kernkraftwerks
(Regelstäbe, Pumpen, Ventile usw.) bedient
werden.
Und für den unwahrscheinlichen Fall, dass die Warte
einmal nicht verfügbar ist, gibt es eine separate
Notsteuerstelle, von der aus das Kraftwerk jederzeit
sicher abgeschaltet werden kann.
Computerstudie einer modernen
Kernkraftwerkswarte.
21 |

22 |

Noch Fragen?
Wie schon eingangs gesagt, werden im Rahmen
dieser Kurzbeschreibung nur die wichtigsten Anlagenteile
und Zusammenhänge dargestellt. Wenn Sie
weiterführende Informationen wünschen, schicken
Sie doch einfach eine E-Mail an:
DEinfo@areva.com
23 |

Kartonmodell-
Bausatz des EPR
Und wenn Sie Ihren „eigenen“ Reaktor bauen wollen, kaufen Sie doch einfach
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Olkiluoto 3) bauen.
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Deutschland:
INFORUM Verlags- und
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Robert-Koch-Platz 4
10115 Berlin
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(inforum -> Shop -> EPR-Modell)
Scheuer & Strüver GmbH
Sorbenstr. 22
20537 Hamburg
www.moduni.de
Order No. 1000501
Finnland:
Risteysasema
Hämentie 17
00500 Helsinki
www.risteysasema.fi
Großbritannien:
Marcle Models
Turnagain, Finch Lane,
AMERSHAM, Bucks. HP7 9NE
www.marcle.co.uk
USA:
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Tel./Fax: (703) 620-9720
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bietet AREVA ihren Kunden zuverlässige technologische Lösungen für CO 2 -freie
Energieerzeugung sowie die Energieübertragung und -verteilung. AREVA ist das weltweit
führende Kerntechnikunternehmen und deckt als einziges Unternehmen alle Bereiche des
Kernbrennstoffkreislaufs ab.
58 000 AREVA-Mitarbeiter weltweit setzen sich Tag für Tag im Sinne einer Nachhaltigen
Entwicklung des Unternehmens für das Prinzip der kontinuierlichen Verbesserung ein. Die
Nachhaltige Entwicklung stellt somit einen Kernbestandteil der Unternehmensstrategie von
AREVA dar.
Mit ihren Aktivitäten stellt sich AREVA den großen Herausforderungen des 21. Jahrhunderts:
dem allgemeinen Zugang zu Energie, der Bewahrung der Erde und der Verantwortung gegenüber
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