Kernreaktor


Kernreaktor

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Kẹrn|re|ak|tor 〈m. 23Anlage, in der Spaltungen von Atomkernen in einer kontrollierten Kettenreaktion ablaufen u. Energie frei wird; Sy Atommeiler, Atomreaktor, Reaktor (2)

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Kẹrn|re|ak|tor; Syn.: Reaktor, Atomreaktor, (veraltet:) Atommeiler: eine zu Forschungszwecken oder zur Leistungserzeugung (als Teil eines Kernkraftwerks) errichtete Anlage, in der sich in einem Spaltstoff ( Kernbrennstoff) eine Kernkettenreaktion einleiten, aufrechterhalten u. steuern lässt, bei der Wärmeenergie erzeugt wird.

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Kẹrn|re|ak|tor, der:
Anlage, in der die geregelte Kernkettenreaktion zur Gewinnung von Energie od. von bestimmten radioaktiven Stoffen genutzt wird:
Energieerzeugung durch -en.

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Kernreaktor,
 
Kurzbezeichnung Reạktor, allgemeinsprachlich Atomreaktor, Atommeiler, eine Anlage, in der eine kontrollierte, d. h. gesteuerte und/oder geregelte Kernkettenreaktion abläuft, in großen Leistungsreaktoren zur Gewinnung elektrischer Energie, in anderen, meist kleineren Reaktoren für Forschungs- und Versuchszwecke, zur Herstellung von künstlichen Isotopen oder zu Zwecken der Ausbildung und der Lehre. Die Kernkettenreaktion wird eingeleitet, indem der Kernreaktor kritisch gemacht wird (kritischer Zustand); sie erhält sich dann selbst durch die bei der Kernspaltung im Kernbrennstoff freigesetzten prompten und verzögerten Neutronen (Spaltneutronen), wenn unter Berücksichtigung der durch Neutroneneinfang und Ausfluss aus dem Reaktorkern bedingten Neutronenverluste durchschnittlich genau ein Neutron einen weiteren Spaltprozess bewirkt. In diesem Betriebszustand ist der effektive Vermehrungsfaktor (Multiplikationsfaktor) keff = 1 beziehungsweise die Reaktivität ρ = 0. In einem schnellen Kernreaktor werden die Spaltneutronen, schnelle Neutronen mit kinetischen Energien bis etwa 10 Megaelektronenvolt (MeV), unmittelbar zur Induzierung weiterer Spaltungen verwendet, in einem thermischen Kernreaktor werden sie mithilfe eines Moderators auf thermische Energie abgebremst, bevor sie Spaltungen auslösen. Die abgebremsten, so genannten langsamen oder thermischen Neutronen stehen im thermischen Gleichgewicht (Energiegleichgewicht) mit der Wärmebewegung der Moderatoratome und haben eine Energieverteilung, die der eines Gases mit der Temperatur des Moderators entspricht. (Bei einer Moderatortemperatur von z. B. 20 ºC beträgt die Energie der Wärmebewegung etwa 0,025 eV und die entsprechende Neutronengeschwindigkeit etwa 2 200 m/s.)
 
 Prinzipieller Aufbau und Baulinien
 
Der Kernbrennstoff und bei einem thermischen Kernreaktor der Moderator befinden sich in der Spaltzone (Reaktorkern, englisch Core), die von einem Kühlmittel (Reaktorkühlmittel) zur Abführung der Wärme durchströmt wird und in die mithilfe einer Steuer- und Regeleinrichtung Neutronen absorbierende Steuerelemente (z. B. Steuer- beziehungsweise Regel- und Abschaltstäbe) eingefahren werden können. Die entscheidenden Kriterien für die Auslegung des Reaktorkerns sind die Selbststabilisierung der Kettenreaktion und die Sicherheit des Reaktors gegen einen unkontrollierten Leistungsanstieg (Selbstregelverhalten), die Gewährleistung der Abschaltbarkeit des Reaktors und die langfristige Sicherstellung des unterkritischen Zustandes bei abgeschaltetem Reaktor, die Wärme- und Nachwärmeabfuhr, die mechanischen und thermischen Belastungen der Brennelemente im Normalbetrieb und bei Störfällen sowie die Neutronenökonomie (geringe Neutronenverluste und/oder hohe Konversionsfaktoren), zu deren Verbesserung der Kern meistens mit einem Reflektor umgeben wird. Für den Reflektor werden die gleichen Materialien verwendet, die auch als Moderator dienen. Die zur Erreichung der Kritikalität, d. h. des Betriebszustands mit einer zeitlich konstanten Anzahl von Neutronen in der Spaltzone und damit konstanter Reaktorleistung erforderliche Menge Kernbrennstoff ist die kritische Masse, die je nach Reaktortyp zwischen einigen Kilogramm (homogener Kernreaktor mit hoch angereichertem Brennstoff und Reflektor) und über 100 t bei großen Leistungsreaktoren liegen kann. Bei der Spaltung eines Kerns U 235 entstehen im Mittel 2,5 Neutronen. Da davon ein Neutron für die nächste Spaltung benötigt wird, dürfen bei keff = 1 höchstens 1,5 Neutronen durch Neutroneneinfang oder Ausfluss aus dem Reaktorkern verloren gehen. Da die Spaltquerschnitte mit zunehmender Neutronenenergie abnehmen, ist die Wahrscheinlichkeit dafür, dass ein Neutron durch Neutroneneinfang oder Ausfluss für die Spaltung verloren geht, umso höher, je größer seine Energie ist. Das Prinzip des thermischen Kernreaktors beruht daher darauf, durch Wahl einer geeigneten Moderatorsubstanz die Neutronen möglichst schnell und ohne große Verluste abzubremsen. Hierzu dienen Stoffe, die eine möglichst niedrige Atommasse, hohe Dichte und kleinen Neutronenabsorptionsquerschnitt haben, wie gewöhnliches oder schweres Wasser, Graphit oder Kohlenwasserstoffe (z. B. Paraffin oder Polyäthylen). Der erste Kernreaktor (Chicago Pile CP-1, am 2. 12. 1942 kritisch) wurde mit Natururan betrieben, mit Graphit als Moderator. Wegen des geringen Gehaltes an Spaltstoff U 235 (0,7 %) kann ein Natururanreaktor nur mit reinem Graphit oder schwerem Wasser moderiert werden, weil leichtes Wasser (mit normalem Wasserstoff) einen zu großen Neutronenabsorptionsquerschnitt hat. Mit normalem Wasser moderierte Reaktoren (Leichtwasserreaktor, Abkürzung LWR) benötigen aus diesem Grund eine Anreicherung des Brennstoffes auf circa 2,5 % (U 235). Schnelle Kernreaktoren schließlich, die ohne Moderator arbeiten, benötigen hoch angereichertes U 235 beziehungsweise Pu 239 als Brennstoff.
 
Die Einteilung der Kernreaktoren in Typen oder Klassen kann nach verschiedenen Gesichtspunkten erfolgen, insbesondere nach physikalischen, konstruktiven oder praktischen Merkmalen. Die gängigste Einteilung ist die nach physikalischen Merkmalen und dabei v. a. nach den möglichen Kombinationen der verschiedenen Brennstoffe, Moderatormaterialien und zur Wärmeabfuhr eingesetzten Reaktorkühlmittel. Zu den konstruktiven Merkmalen gehören z. B. die Ausführung als heterogene Kernreaktoren, bei denen der Brennstoff getrennt von den übrigen Komponenten des Reaktorkerns vorliegt, und als homogene Kernreaktoren, bei denen die verschiedenen Komponenten in homogener Mischung vorliegen (Brennstoff mit Moderator und/oder Reaktorkühlmittel). Das Konzept des homogenen Kernreaktors ist nur bei einigen Forschungsreaktoren verwirklicht worden. Konstruktive Merkmale sind Kühlmitteltemperatur und -druck, Ein- oder Mehrkreiskühlsysteme, Druckbehälter- oder Druckröhrenbauweise, Art des Brennelementewechsels (während des Betriebes oder bei abgeschaltetem Reaktor) und Ähnliche. Praktische Merkmale ergeben sich aus Höhe des Abbrands, Fragen der Sicherheit, Kosten und Umweltverträglichkeit. Allen Kernreaktoren ist gemeinsam, dass die bei der Kernspaltung entstehenden Spaltprodukte beziehungsweise die durch Neutronenbestrahlung entstandenen Aktivierungsprodukte wegen ihrer hohen Radioaktivität ein erhebliches Gefährdungspotenzial darstellen. Dies ist insbesondere bei Leistungsreaktoren der Fall, bei denen im Laufe eines Betriebsjahres mehrere Hundert Kilogramm Spaltprodukte anfallen. An die Sicherheit dieser Anlagen (Kernkraftwerk) sind daher sehr hohe Forderungen zu stellen.
 
 
Der Reaktorkern eines Kernreaktors ist im Hinblick auf ein stabiles Regelverhalten im kritischen Zustand im Allgemeinen so ausgelegt, dass bei einer störungsbedingten Änderung einer Zustandsvariablen, z. B. der Leistung, der Brennstofftemperatur und beim Leichtwasserreaktor des Dampfgehaltes im Reaktorkühlmittel, oder einer Reaktivitätsstörung (unkontrollierte Abweichung vom kritischen Zustand) die Reaktivität ρ aufgrund von inneren, auf physikalischen Gesetzen beruhenden Rückkopplungsmechanismen auf dem Wert null bleibt oder ohne Eingriffe von außen wieder auf null zurückgeht. Im Fall eines Leistungsanstiegs durch eine unbeabsichtigte Reaktivitätserhöhung führt die damit verbundene Temperaturerhöhung im Reaktorkern wieder zu einem ρ = 0, d. h. der Kernreaktor begrenzt die Leistungserhöhung selbsttätig (stabiles Selbstregelverhalten). Bei Leichtwasserreaktoren führt eine Störung der Wärmeabfuhr, z. B. durch Kühlmittelverlust, zu einer Verdampfung von Wasser, d. h. des Moderators im Reaktorkern und damit zu einer Absenkung der Leistung oder - bei einer größeren Störung - zum Erlöschen der Kettenreaktion (selbsttätige Reaktorabschaltung). Man bezeichnet Kernreaktoren, die ein stabiles Selbstregelverhalten aufweisen, als inhärent sicher gegen unkontrollierte, v. a. extreme Leistungserhöhungen (Tschernobyl).
 
Die Leistungsregelung eines Kernreaktors besteht darin, den Vermehrungsfaktor keff während des Betriebes je nach Bedarf zu verkleinern oder zu vergrößern, d. h. dem Reaktorkern gemäß der Beziehung keff ≈ 1 + ρ negative oder positive Reaktivität zuzuführen. In den meisten Fällen wird der Kernreaktor durch Steuerelemente geregelt, die Bor, Cadmium, Hafnium oder andere Absorbermaterialien enthalten und beim Ein- und Ausfahren in die beziehungsweise aus der Spaltzone durch Vergrößerung oder Verkleinerung der Neutronenabsorption negative oder positive Reaktivität zuführen. Erleichtert wird die Regelung durch die Auslegung des Reaktors auf ein stabiles Regelverhalten. Bei Leichtwasserreaktoren erfolgt die Leistungsregelung unter Ausnutzung der selbstregelnden Eigenschaften dieser Kernreaktoren indirekt, beim Druckwasserreaktor durch die Leistungsregelung der Turbine, die über Dampferzeuger auf die Temperatur des Reaktorkühlmittels zurückwirkt und durch die damit verbundene Reaktivitätsänderung die Reaktorleistung der Turbinenleistung anpasst, beim Siedewasserreaktor durch Variation der Drehzahl der internen Umwälzpumpen und der damit verbundenen Änderung des Kühlmitteldurchsatzes durch den Reaktorkern. In diesen Fällen werden die Steuerelemente v. a. zum An- und Abfahren, Abschaltung des Reaktors sowie beim Druckwasserreaktor zur Regelung der Reaktorkühlmitteltemperatur benötigt.
 
 Leistungsreaktoren
 
Praktischer Bedeutung als Leistungsreaktoren in Kernkraftwerken hat nur eine kleine Zahl möglicher Kernreaktortypen gewonnen. Häufigster Typ ist heute der Leichtwasserreaktor mit leichtem (gewöhnlichem) Wasser als Moderator und Reaktorkühlmittel. Er wird als Druckwasserreaktor (Abkürzung DWR, englisch pressurized water reactor, PWR) und als Siedewasserreaktor (Abkürzung SWR, englisch boiling water reactor, BWR) gebaut. Bei beiden Typen umschließt ein stählerner Reaktordruckbehälter den Reaktorkern. Beim DWR wird das Wasser durch Pumpen über die Hauptkühlmittelleitung des Reaktorkühlsystems in den Reaktordruckbehälter gefördert, beim Durchströmen des Reaktorkerns erwärmt und einem Dampferzeuger zugeführt (Primärkreislauf), auf dessen Sekundärseite der Dampf für die Turbine entsteht (Zweikreisanlage). Beim SWR tritt das vom Kondensator der Turbinen kommende Wasser in den Reaktordruckbehälter ein, wird beim Durchtritt durch den Reaktorkern erwärmt und teilweise verdampft, und der entstehende Dampf wird über Wasserabscheider und Dampftrockner der Turbine zugeleitet (Einkreisanlage).
 
Ein weiterer in Kernkraftwerken genutzter Typ eines Leistungsreaktors arbeitet mit schwerem Wasser (D2O) als Moderator und Reaktorkühlmittel. Bei diesen Schwerwasserkernreaktoren wird das Kühlmittel, das die Brennelemente umströmt und sich dabei aufheizt, getrennt vom Moderator geführt, der durch einen besonderen Kühlkreislauf zur Verbesserung der Neutronenökonomie auf einer niedrigen Temperatur gehalten wird. Eine Baulinie wird ähnlich wie Druckwasserreaktoren mit einem in einem stählernen Reaktordruckbehälter untergebrachten Kern betrieben (Druckkesselreaktor). Moderator und Kühlmittel liegen auf einem hohen Druck (circa 12 MPa). Die Brennelemente befinden sich in Trennrohren, die vom Kühlmittel durchströmt werden. Eine andere Baulinie, die Druckröhrenreaktoren (CANDU, Kanada), führen das Reaktorkühlmittel in so genannten Druckröhren, die die Brennelemente aufnehmen, durch einen mit dem Moderator gefüllten drucklosen Tank. Die Brennelemente können bei beiden Typen während des Betriebes ausgewechselt werden.
 
Ein Druckröhrenreaktor ist auch der in der UdSSR entwickelte und nur dort gebaute Typ RBMK, ein graphitmoderierter, leichtwassergekühlter Kernreaktor. Der Reaktorkern besteht aus einem Graphitkörper mit vertikalen Druckröhren, die das Reaktorkühlmittel und die Brennelemente aufnehmen und somit die schwere Komponente Reaktordruckbehälter ersetzen. Das Kühlmittel verdampft bereits in den Druckröhren (SWR-Prinzip), und der erzeugte Dampf wird über Wasserabscheider der Turbine zugeleitet. Die Brennelemente werden während des Betriebes ausgewechselt. Von diesem Typ sind die Kernreaktoren in Tschernobyl, wo sich am 26. April 1986 der schwerste Reaktorunfall in der Geschichte der zivilen Nutzung der Kernenergie ereignete.
 
In Großbritannien entwickelte gasgekühlte Reaktoren (GGR, englisch gascooled graphite reactor) arbeiten ebenfalls mit Graphit als Moderator, jedoch mit Kohlendioxid als Reaktorkühlmittel. Das mit Gebläsen im Reaktorkühlsystem umgewälzte Kühlmittel überträgt die im Reaktorkern erzeugte Wärme an die Dampferzeuger. Die älteren Magnox-Reaktoren verwendeten als Brennstoff metallisches Natururan in Hüllrohren aus Magnox (englisch magnesium not oxidizing, eine Legierung aus Mg, Al und Be), der weiterentwickelte AGR-Typ (englisch advanced gascooled reactor) dagegen angereichertes Urandioxid in Hüllrohren aus Edelstahl. Damit lassen sich höhere Kühlmitteltemperaturen und Dampfzustände, vergleichbar denen in konventionellen Dampfkraftwerken erreichen. Der Brennelementewechsel findet auch bei diesen Anlagen während des Betriebes statt. Obwohl der GGR günstige Sicherheitseigenschaften aufweist (Spannbetondruckbehälter; geringe Leistungsdichte und große Wärmespeicherkapazität im Reaktorkern, d. h. träges Temperaturverhalten) und in der neueren Version auch konventionelle Dampfzustände und damit hohe Wirkungsgrade erreicht, konnte er sich aus wirtschaftlichen Gründen nicht durchsetzen.
 
Ebenfalls mit Graphit als Moderator, jedoch mit dem Edelgas Helium als Reaktorkühlmittel arbeitet der Hochtemperaturreaktor (Abkürzung HTR). Als Brennstoff dienen so genannte Coated particles (Brennelement) mit höher angereichertem Uran oder hoch angereichertem Uran mit Thorium als Brutstoff. Dieser Kernreaktor erlaubt wesentlich höhere Kühlmitteltemperaturen als der LWR oder der GGR und damit auch höhere Prozesstemperaturen und Wirkungsgrade. Er bietet zudem die Möglichkeit, Prozesswärme bei Temperaturen bis 950 ºC und höher auszukoppeln. Eine Bauart mit kugelförmigen Brennelementen, bei der die Brennelemente während des Betriebes laufend gewechselt werden, wurde in Deutschland entwickelt (Thorium-HTR: AVR in Jülich und THTR-300 in Uentrop). Hochtemperaturreaktoren haben ausgezeichnete Sicherheitseigenschaften wie z. B. keramische und hochtemperaturbeständige Brennelemente, träges Temperaturverhalten und selbsttätiges Abschalten bei Ausfall der Kühlung. Bei kleineren Hochtemperaturreaktoren kann die Nachzerfallsleistung durch Naturkonvektion und Strahlung abgeführt werden, d. h. sie sind inhärent sicher gegen Ausfall der Nachwärmeabfuhr.
 
Kernreaktoren, die mit schnellen Neutronen, also ohne Moderator, und mit flüssigem Natrium als Kühlmittel (das nicht moderieren darf) arbeiten, können so gebaut werden, dass sie mehr Spaltstoff erzeugen, als sie verbrauchen. In ihrem Reaktorkern ist die Spaltzone, die als Brennstoff ein Plutonium/Uran-Mischoxid enthält, von einem so genannten Brutmantel mit natürlichem oder angereichertem Urandioxid umgeben, in dem die aus der Spaltzone austretenden Neutronen das thermisch nichtspaltbare U 238 in spaltbares Pu 239 umwandeln. Man nennt diese Kernreaktoren daher schnelle Brüter. Schnelle Brüter und Hochtemperaturreaktoren werden als fortgeschrittene Reaktoren bezeichnet, weil sie Möglichkeiten der erweiterten Nutzung der Kernenergie eröffnen. Bisher wird in Leichtwasserreaktoren über den im Natururan enthaltenen Anteil von 0,7 % spaltbarem U 235 hinaus durch Konversion von U 238 in Pu 239 lediglich eine Erhöhung der Ausbeute um circa 35 % erreicht. Brutreaktoren dagegen können durch Umwandlung des nichtspaltbaren U 238 eine 40- bis 60fach höhere Energieausbeute liefern. Thorium-Hochtemperaturreaktoren sind in der Lage, das in der Natur reichlich vorhandene Thorium durch Einfang eines Neutrons in das spaltbare künstliche Isotop U 233 zu verwandeln; sie steigern so das nutzbare Angebot an spaltbaren Stoffen.
 
Weltweit sind heute über tausend Kernreaktoren in Betrieb; davon etwa 400 Forschungs-, Materialtest- sowie Ausbildungs- und Unterrichtsreaktoren, mehr als 400 in Kernkraftwerken, einige als Heizreaktoren zur Erzeugung von Fernwärme und die übrigen in nuklear angetriebenen Schiffen.
 
 
D. Emendörfer u. K.-H. Höcker: Theorie der K.en, 2 Bde. (1-21982-93);
 A. Ziegler: Lb. der Reaktortechnik, 3 Bde. (1983-85);
 
Kernkraftwerke, Beitrr. v. W. Rysy u. a. (1986);
 
Hb. Kernenergie, hg. v. H. Michaelis u. C. Salander (41995).
 
Hier finden Sie in Überblicksartikeln weiterführende Informationen:
 
Kernreaktor: Kernspaltung als Kettenreaktion
 

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Kẹrn|re|ak|tor, der: Anlage, in der die geregelte Kernkettenreaktion zur Gewinnung von Energie od. von bestimmten radioaktiven Stoffen genutzt wird: Energieerzeugung durch -en.

Universal-Lexikon. 2012.

Synonyme:

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