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| Schema eines Siedewasserreaktors |
Der Siedewasserreaktor (SWR) gehört zur Klasse der Leichtwasser-Atomreaktoren. Er dient zur Stromerzeugung in Atomkraftwerken. Dabei dient Wasser als Moderator und Kühlmittel. Nach dem Druckwasserreaktor (DWR), der ebenfalls in der Regel mit Leichtwasser betrieben wird, ist es der zweitmeist verbreitete Atomreaktortyp (20 % der Energieerzeugung)
Im Gegensatz zum Druckwasserreaktor mit Primär- und Sekundärkreislauf verfügt der Siedewasserreaktor nur über einen einzigen Dampf-Wasser-Kreislauf. Der Kreislauf des radioaktiv belasteten Kühlmittels ist somit nicht auf den Sicherheitsbehälter (Containment) beschränkt. Der erreichbare Wirkungsgrad eines SWR-Kraftwerks liegt geringfügig über dem Wert von DWR-Kraftwerken, weil das Wasser im Reaktor selbst verdampft und die zusätzliche Wärmeübertragung im Verdampfer entfällt. Druck und Temperatur sind niedriger als beim Druckwasserreaktor.
Der Siedewasserreaktor wurde vom Argonne National Laboratory (ANL) und General Electric (GE) in der Mitte der 1950er Jahre entwickelt. Der wichtigste gegenwärtige Hersteller ist Hitachi-GE Nuclear Energy, ein Unternehmen mit Hauptsitz in Wilmington (North Carolina), das auf die Konzeption und den Bau dieser Art von Reaktor spezialisiert ist.
Wirkungsweise
Das vorgewärmte Speisewasser wird in den Reaktordruckbehälter gepumpt, der durch den Sicherheitsbehälter vom restlichen Aufbau isoliert ist. Im Druckbehälter befinden sich die Brennelemente, meist mit auf etwa 4 % angereichertem Urandioxid als Brennstoff. Der Reaktordruckbehälter ist zu ungefähr zwei Dritteln mit Wasser gefüllt. Durch die bei der Atomspaltung entstehende Wärme verdampft das Wasser (Siedekühlung) bei z. B. 71 bar und 286 °C im Reaktordruckbehälter. Der Dampf treibt die Turbine an. Ein Generator wandelt die von der Turbine gelieferte Energie in elektrischen Strom um. Der entspannte Wasserdampf wird durch Kühlwasser im Kondensator verflüssigt und wieder dem Kreislauf zugeführt. Die Dampfmenge beträgt bei einem Siedewasserreaktor typischerweise etwa 7000 Tonnen pro Stunde.
Die Reaktorleistung kann über Umwälzpumpen innerhalb des Reaktordruckbehälters im Bereich zwischen etwa 50 und 100 % zur Lastanpassung geregelt werden. Außerdem ist sie über den Neutronenfluss mittels Steuerstäben aus Borcarbid, Hafnium oder Cadmium regelbar. Da die mittlere Moderatordichte im oberen Bereich durch die Dampfblasen geringer ist, werden die Steuerstäbe beim Siedewasserreaktor von unten eingefahren, sodass die Leistungsdichte möglichst homogen verteilt bleibt. Beim Abschalten aller Umwälzpumpen fällt die Leistung auf 30 bis 40 % der Nennleistung in den sogenannten Naturumlaufpunkt. Der (potentielle) Wirkungsgrad eines Siedewasserreaktors ist unwesentlich größer als der des Druckwasserreaktors (≈ 33 %); der Nettowirkungsgrad eines SWRs liegt bei ca. 35 %, da geringere Temperatur und Druck verwendet werden. In der Praxis spielen die Unterschiede im Wirkungsgrad jedoch nur eine untergeordnete Rolle, da bei der Stromerzeugung die Brennstoffkosten lediglich etwa 20 % betragen.
Sicherheit und Kontamination
Montagearbeiten an den Steuerstabantrieben in Gundremmingen
Die Dampfturbine wird im Siedewasserreaktor – im Gegensatz zum Druckwasserreaktor – direkt von dem im Reaktordruckbehälter erzeugten Wasserdampf betrieben, so dass die mit dem Dampf transportierten radioaktive Stoffe in das Turbinengebäude (Maschinenhaus) gelangen. Dieses gehört in Deutschland daher – anders als beim Druckwasserreaktor – zum Kontrollbereich. Daraus ergeben sich die folgenden drei wesentlichen Unterschiede:
Ein großer Teil des Maschinenhauses kann bei Betrieb nur eingeschränkt begangen werden. Bereits kurz nach dem Ausschalten ist dies jedoch möglich. Die Turbinenwelle muss mit einem aufwändigen System zur Abdichtung und zum Absaugen von eventuell austretendem Leckagedampf ausgestattet sein. Es ist ein aufwändiges System zum Absaugen und Behandeln der mit dem Dampf mitgeführten Gase erforderlich.
Die den Dampf kontaminierenden radioaktiven Stoffe lassen sich in drei Gruppen einteilen:
Wassergetragene Stoffe
Dabei handelt es sich um aktivierte Ionen (z. B. 24Na), um Metallpartikel aus den Rohr- und Behälterwerkstoffen (z. B. 60Co) und um wasserlösliche Spaltprodukte (z. B. 137Cs, 99mTc).
Bei den heute in Betrieb befindlichen SWR-Kernkraftwerken ist innerhalb des Reaktordruckbehälters eine Kombination aus Wasserabscheider und Dampftrockner eingebaut. Die wassergetragene Kontamination verbleibt daher zusammen mit dem abgetrennten Wasser zum überwiegenden Teil innerhalb des Reaktordruckbehälters.
Gasförmige Stoffe
Die gasförmigen Stoffe werden praktisch vollständig mit dem Dampf aus dem Reaktordruckbehälter ausgetragen und passieren die Turbine. Bei der anschließenden Kondensation des Dampfes werden die Gase aus dem Kondensator abgesaugt und einem Abgasbehandlungssystem zugeführt.
Der dominierende Teil der Radioaktivität im Dampf besteht aus dem Stickstoffisotop 16N, das durch Aktivierung aus dem Sauerstoffisotop 16O entsteht. 16N hat eine Halbwertszeit von 7 Sekunden. Nach Beendigung des Reaktorbetriebs kann das Maschinenhaus daher nach wenigen Minuten wieder begangen werden. Weiterhin kommen im Dampf gasförmige Spaltprodukte vor, hauptsächlich radioaktive Isotope der Edelgase Krypton und Xenon.
Jod
Der Übertrag von Jodisotopen aus dem Reaktorwasser in den Dampf wird einerseits von der Wasserlöslichkeit und andererseits von der Flüchtigkeit des Jods bzw. seiner chemischen Verbindungen bestimmt. Die Konzentration an radioaktivem Jod im Dampf ist grundsätzlich höher als die der wassergetragenen Isotope.
Durch die radioaktiven Stoffe im Dampf und deren Zerfallsprodukte werden Rohrleitungen und Teile der Turbinen an der Oberfläche kontaminiert. Wenn solche Teile ausgetauscht werden, müssen die Altmaterialien vor der Verschrottung durch Abtragen der Oberfläche, zum Beispiel durch Sandstrahlen, dekontaminiert werden. Leitungen, die Reaktorwasser führen, werden vor Inspektionsarbeiten oder vor dem Austausch mit chemischen Verfahren dekontaminiert.
Die Steuerstäbe werden bei den deutschen und allgemein bei neueren Siedewasserreaktoren durch elektrische Antriebe justiert. Für die Schnellabschaltung steht unabhängig davon ein hydraulisches System zur Verfügung, bei dem unter hohem Druck stehendes Wasser die Steuerstäbe in den Reaktor einschiebt. Das Schnellabschaltsystem ist nach dem Fail-safe-Prinzip aufgebaut, d. h. Fehler im System führen zum selbstständigen Auslösen der Schnellabschaltung. Darüber hinaus ist ein System zur Einspeisung einer Borsalzlösung, also neutralisierter Borsäure, vorhanden, die einen hohen Wirkungsquerschnitt für Neutroneneinfang hat und daher den Reaktor unterkritisch machen kann.
Unabhängig vom Reaktortyp muss nach dem Abschalten die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Beim Siedewasserreaktor kann das durch Ableiten von Dampf in den Turbinenkondensator oder in einen Kondensationsbehälter geschehen. Trotz hoher Energieabfuhr über die Verdampfungswärme benötigt der Siedewasserreaktor eine anhaltende und ausreichende Wassernachspeisung. In vielen Siedewasseranlagen steht dazu eine Hochdruckpumpe zur Verfügung, die von einer kleinen Dampfturbine angetrieben wird. Damit wird zugleich Energie aus dem Reaktor abgeführt und Wasser nachgespeist. Dieses Aggregat kann auch aus Batterien gespeist werden, so dass für begrenzte Zeit eine Kernkühlung auch ohne Notstromgeneratoren möglich ist.
Ein Unterschied zum Druckwasserreaktor besteht darin, dass bei einem Kühlmittelverlust bis unter die Oberkante des Reaktorkerns in begrenzten Umfang noch eine Kühlung des oberen Teils der Brennelemente durch vorbeiströmenden Dampf gegeben ist. Bei den Atomunfällen von Fukushima I hat sich gezeigt, dass Schäden durch Überhitzung an den Brennelementen in den früheren Siedewasserreaktor-Baureihen dadurch allerdings nicht verhindert werden.
Versagen der Kühlung
Das Versagen der Kühlung des Reaktors außer Betrieb führt zur Überhitzung und nachfolgend zum Schmelzen der Brennstäbe (Kernschmelze). Die Brennstabhüllen, welche in der Regel aus Zirkaloy bestehen, reagieren bei hoher Temperatur chemisch mit Wasser. Dabei wird Wasserstoff gebildet. Bei der Vermischung mit Luft entsteht ein explosionsfähiges Gemisch, das zu heftigen Explosionen im Reaktorgebäude führen kann. Die klassische deutsche Sicherheitsphilosophie für Atomkraftwerke nahm an, dass als größter anzunehmender Unfall (GAU) ein Bruch der Hauptkühlmittelleitung mit vollständigem Verlust des Kühlwassers eintritt. Dieser sog. Auslegungsstörfall sollte als Genehmigungsvoraussetzung ohne massive Verstrahlung der Umwelt noch beherrscht werden können. Kommt es zur teilweisen oder vollständigen Kernschmelze, so sammelt sich eine bis zu 2400 °C heiße radioaktive Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters an und kann das Durchschmelzen des Behälterbodens bewirken. Wenn die radioaktive Schmelze den Reaktordruckbehälter sowie den Sicherheitsbehälter durchdrungen hat, wird ein Großteil der Radioaktivität des Reaktors in die Umwelt freigesetzt. Dieses Ereignis wird als „Super-GAU“ bezeichnet, da es über den „GAU“, auf den die Atomkraftwerke sicherheitstechnisch ausgelegt sind, hinausgeht. Wenn das Corium (die radioaktive Schmelze) auf Wasser, z. B. äußeres Kühlwasser, trifft, kann eine Wasserdampfexplosion stattfinden, bei der erhebliche Mengen des Materials atmosphärisch freigesetzt werden. Das heiße radioaktive Material kann sich auch bis ins Erdreich durchschmelzen und das Grundwasser verseuchen. Das Vorhandensein eines Core-Catchers könnte dieses Durchschmelzen in den Boden verhindern. Momentan sind jedoch nur wenige Atomkraftwerke mit Core-Catchern ausgerüstet.
In Deutschland verwendete Baulinien
SWR vom Typ Mark I
In Deutschland sind nur noch am Standort Gundremmingen Siedewasserreaktoren in Betrieb (bis 2021). International weit verbreitet sind Siedewasserreaktoren des US-amerikanischen Unternehmens General Electric. Die Boiling Water Reactor (BWR) genannten Reaktorkerne der Baureihen 1-4 (BWR/1 bis BWR/4) wurden in einen Sicherheitsbehälter des Typs Mark I bzw. ab der Reaktorkernbaureihe BWR/5 des Typs Mark II eingebaut. Auch die erste Generation der in Deutschland errichteten Siedewasserreaktoren geht auf eine Kooperation mit General Electric zurück.
KRB in Gundremmingen, August 1966
Bei den Siedewasserreaktoren in Deutschland (und teilweise in anderen Ländern) wird zwischen verschiedenen Baulinien unterschieden. Typisches Merkmal für die Typen der ersten Baulinien waren das kuppelförmige Gebäude mit einem Containment unter der Betonhülle. Diese Reaktoren wurden in den 1950er und 1960er Jahren von AEG in Zusammenarbeit mit General Electric entworfen. Deutsche Kraftwerke dieser Baulinie waren Kahl, Gundremmingen A und Lingen. Alle drei Reaktoren sind inzwischen stillgelegt und zurückgebaut worden, bzw. befinden sich in der Rückbauphase. In den Nachbarländern Deutschlands sind noch von General Electric gebaute Siedewasserreaktoren in Betrieb, z. B. die schweizerischen Kernkraftwerke Mühleberg und Leibstadt.
Eine Sonderbauform des vorgenannten Reaktortypen war der Heißdampfreaktor Großwelzheim in Karlstein am Main, direkt neben dem Atomkraftwerk Kahl.
Baulinie 69 (KWU)
Bei der zweiten Baulinie handelt es sich um die Baulinie 69. Dieser Reaktortyp wurde im Jahre 1969 von der damaligen Kraftwerk Union konzipiert. Ein typisches Merkmal für diese Kraftwerke sind die kastenförmigen Bauten und der separate kugelförmige Sicherheitsbehälter innerhalb des Gebäudes. Ein direkter Vorläufer des Typs 69 war das stillgelegte und im Rückbau befindliche Atomkraftwerk Würgassen.
Das ARD-Politikmagazin "Fakt" berichtete am 14. März 2011, dass eine österreichische Studie über die Baulinie 69 einen gravierenden Konstruktionsfehler erkannt hat: an der Schweißnaht des Reaktordruckbehälters kann es zu Haarrissen kommen, die zu einem Bruch führen könnten. Der Studie zufolge besteht diese Gefahr auch bei den in Deutschland eingesetzten Kraftwerken der Baureihe 69. Dabei bestehe die Gefahr, so der Bericht, dass die Überprüfung der gefährdeten Schweißnähte schwer bis gar nicht möglich sei. Dieser Konstruktionsfehler ist nicht durch Umbauten zu beheben.
Krümmel. Letztere Anlage war bis zur Leistungserhöhung von Oskarshamn 3 im Jahre 2010/11 der leistungsstärkste Siedewasserreaktor weltweit.
Nach dem von der Bundesregierung im März 2011 verhängten Atom-Moratorium infolge der Atomunfälle von Fukushima I wurde Ende Mai 2011 von Bund und Ländern beschlossen, die vorgenannten Reaktoren (sowie vier weitere) stillzulegen.
Baulinie 72 (KWU)
Die bisher letzte in Deutschland verwirklichte Baulinie ist die Baulinie 72, ebenfalls nach dem Jahr ihrer Konzipierung benannt. Die Reaktoren dieser Kraftwerke sind in zylinderförmigen Gebäuden untergebracht. Innerhalb der Stahlbetonhülle befindet sich ein zylindrisches Containment. Die Blöcke B und C des Atomkraftwerks Gundremmingen sind die weltweit einzigen die mit Reaktoren dieser Baulinie ausgerüstet wurden. Die Baulinie 72 ist eine technische Weiterentwicklung der 69er-Baulinie, mit überarbeitetem Sicherheitskonzept und neuer Gebäudekonzeption und -auslegung.
Diese Baureihe, als einzige Siedewasserreaktor-Baureihe noch (2016) in Deutschland in Betrieb, hat wesentliche Sicherheitsverbesserungen in Vergleich zu den Siedewasserreaktoren in Fukushima, unter anderem eine 6-fach redundante Notstromversorgung, passiv arbeitende Kühlsysteme, ein stärkeres Containmentgebäude, Druckablasskamin und die Möglichkeit, Kühlmittelverluste von außen auszugleichen.
Weiterentwicklung
Unter dem Namen KERENA (bis März 2009 SWR 1000) wird von Areva NP in Kooperation mit E.ON der Nachfolgetyp der Baureihe 72 entwickelt, ein Siedewasserreaktor mit einer elektrischen Leistung von 1250 MW. AREVA NP und die kanadische Provinz New Brunswick haben im Juli 2010 eine Absichtserklärung unterzeichnet, die den Bau eines KERENA als Option enthält.
Anwendungsbereich und Standorte
Siedewasserreaktoren sind weniger verbreitet als Druckwasserreaktoren, obwohl beide Reaktortypen einen ähnlichen Wirkungsgrad besitzen. Ihr Vorteil gegenüber Druckwasserreaktoren ist der geringere bautechnische Aufwand (es gibt nur einen Wasserkreislauf statt zwei, Betriebsdruck und -temperatur sind deutlich geringer) sowie eine theoretisch einfachere Störfallbeherrschung. Ein wesentlicher Nachteil ist die wegen der dort herrschenden Strahlung eingeschränkte Begehbarkeit von Teilbereichen des Maschinenhauses während des Leistungsbetriebs (in erster Linie wegen 16N-Aktivität). Die Leistung des Siedewasserreaktors wird zwischen etwa 50 und 100 Prozent durch Verändern der Umlaufgeschwindigkeit des Wassers und damit des Dampfblasengehalts im Reaktor geregelt. Wegen seiner höheren Regelgeschwindigkeit ist der Siedewasserreaktor für die Erzeugung von Mittellast einsetzbar.
Damit die Verteilung der Dampfblasen im Reaktorwasser weitgehend gleichmäßig ist, muss der SWR senkrecht stehen. In der gebräuchlichen Konstruktion mit internem Sieden kann er daher nicht als Schiffsreaktor eingesetzt werden.
Eine Variante des Siedewasserreaktors ist der Siedewasser-Druckröhrenreaktor, dessen bekanntester Typ der RBMK, ein Reaktor sowjetischer Bauart, ist. Ein Reaktor dieses Typs explodierte bei der Atomkatastrophe von Tschernobyl.
Standorte in Deutschland
Atomkraftwerk Kahl (Rückbau 2010 abgeschlossen)
Atomkraftwerk Großwelzheim (Rückbau 2008 abgeschlossen)
Atomkraftwerk Lingen (sicherer Einschluss, Rückbau ab 2013 geplant)
Atomkraftwerk Würgassen (im Rückbau)
Atomkraftwerk Brunsbüttel (Nachbetrieb)
Atomkraftwerk Philippsburg (Block 1, Nachbetrieb)
Atomkraftwerk Isar (Block 1, Nachbetrieb)
Atomkraftwerk Krümmel (Nachbetrieb)
Atomkraftwerk Gundremmingen (Block A im Rückbau, Blöcke B/C in Betrieb)
Standorte in der Schweiz
Atomkraftwerk Leibstadt (in Betrieb)
Atomkraftwerk Mühleberg (in Betrieb)
Standort in Österreich
Atomkraftwerk Zwentendorf (nach einer Volksabstimmung nicht in Betrieb gegangen)
Weitere Anlagen mit SWR in Europa
Atomkraftwerk Olkiluoto (Finnland)
Atomkraftwerk Santa María de Garoña (Spanien)
Atomkraftwerk Cofrentes (Spanien)
Atomkraftwerk Oskarshamn (Schweden)
Atomkraftwerk Ringhals (Schweden)
Atomkraftwerk Forsmark (Schweden)
Außerdem 5 stillgelegte Blöcke in Italien, den Niederlanden und Schweden
Lastfolgebetrieb
Die Fähigkeit zum Lastfolgebetrieb war für die meisten deutschen Atomkraftwerke (AKW) ein konzeptbestimmendes Auslegungskriterium. Daher sind die Kernüberwachung und die Reaktorregelung schon beim Entwurf der Reaktoren so ausgelegt worden, dass keine nachträgliche Ertüchtigung der Anlagen für den Lastfolgebetrieb nötig ist. Die bayerische Staatsregierung antwortete auf Anfrage, dass alle bayerischen AKW für den Lastfolgebetrieb ausgelegt sind. Deutsche SWR, die im Lastfolgebetrieb gefahren wurden (oder werden) sind z.B.: Gundremmingen Block B und C, Isar 1 und Philippsburg 1.
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Quellen