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Reaktortypen

Wer das Dossier „Aufbau eines Reaktors“ durchgearbeitet hat, der weiß bereits, aus welchen Teilen ein Kernkraftwerk im Prinzip besteht. Doch mit Kernkraftwerken ist es so ähnlich wie mit Autos, die alle einen Motor und vier Reifen besitzen. Erst wenn man genau hinsieht, dann entdeckt man, dass manche Autos mit Benzin fahren und andere mit Diesel, und dass bei einigen Autos der Motor dort steckt, wo bei anderen der Kofferraum ist. Genauso gibt es eine Reihe unterschiedlicher Kernreaktor-Typen, und die stellen wir alle in folgendem Dossier vor. Außerdem erfährt man einiges über die ferne Zukunft der Kerntechnik.

Cars are Cars

Alle gleich und doch nicht gleich: Kernkraftwerke gleichen sich nur äußerlich, so wie Autos. Es gibt eine ganze Reihe verschiedener Kernkraftwerks-Typen, von denen in diesem Modul nur die gängigsten und technisch interessantesten vorgestellt werden.

In Deutschland sind zurzeit acht Kernkraftwerke in Betrieb, davon sind sechs Druckwasserreaktoren und zwei Siedewasserreaktoren.


Deutsche Kernkraftwerke in Betrieb - Bildquelle: DAtF

 

Sieden oder nicht Sieden

Um Reaktortypen grob zu unterscheiden, kann man zunächst darauf gucken, womit der Reaktorkern gekühlt wird. Dieses Kühlmittel kann Natrium sein (Schneller Brüter) oder Heliumgas (Thorium-Hochtemperaturreaktor). Solche Reaktoren erklären wir später.

Wasser marsch!

Jetzt soll es erst mal um die Reaktoren gehen, die mit Wasser – genauer H2O – gekühlt werden: die „Leichtwasserreaktoren“. Das Wasser umspült die Brennstäbe im Reaktorkern. Leichtwasserreaktoren kann man noch mal unterscheiden, und zwar danach, ob das Wasser in ihnen verdampft (Siedewasserreaktoren) oder nicht (Druckwasserreaktoren).

In beiden Fällen wird das Wasser im Betrieb ähnlich heiß: Bei Siedewasserreaktoren, in denen das Kühlwasser verdampfen kann, liegt die Wassertemperatur bei 290 °C, bei Druckwasserreaktoren, in denen das Wasser flüssig bleibt, liegt sie bei rund 320 °C.

Moment mal – wie kann denn das sein? Wenn man Wasser heiß macht, dann verdampft es doch immer? Die Antwort lautet: Nein, nicht unbedingt.

Schnellkochtopf


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Und was hat das jetzt mit Kernkraftwerken zu tun?
Wenn man den Druck im Reaktorbehälter erhöht, dann bleibt das Wasser flüssig, auch wenn die 100-Grad-Grenze bereits weit überschritten ist. Das Wasser wird dabei wie in einem Schnellkochtopf unter Druck gehalten – nur unter einem viel höheren: Im Kochtopf herrscht ein Druck von 1,5 bar – in einem Druckwasserreaktor ist es mit knapp 160 bar mehr als das Hundertfache!
Der Siedewasserreaktor

Der prinzipielle Aufbau eines Siedewasserreaktors ist nicht kompliziert: Die Brennstäbe geben die Wärme direkt an das Wasser ab, das sie umgibt. Dieses beginnt dadurch zu sieden – daher der Name. Der entstehende Dampf wird direkt an die Turbinen weitergeleitet, gelangt von dort in einen Kondensator, wo er wieder zu flüssigem Wasser abkühlt. Und von hier geht es wieder zurück in den Reaktor.

In der Animation sieht man den Reaktorbehälter, zu rund 2/3 angefüllt mit Wasser. Im oberen Bereich sammelt sich der Dampf, der an die Turbine weitergeleitet wird, und nach dem Kondensieren wieder als Wasser in den Reaktor zurückkehrt.

Merkmale

Der Betriebsdruck in einem Siedewasserreaktor ist mit etwa 70 bar relativ niedrig. So muss der Druckbehälter nur für einen Druck – einschließlich Sicherheitszuschlag – von etwa 90 bar ausgelegt werden. Außerdem gibt es beim Siedewasserreaktor nur einen Wasserkreislauf zwischen Turbine und Reaktor.

Wie wir bereits nachlesen konnten, arbeitet das Wasser im Reaktor als Moderator. Im Dampf befinden sich weniger Wassermoleküle, daher verschlechtert sich bei steigender Hitze die Moderatorwirkung: Je heißer der Reaktor wird, desto mehr bremst er sich selbst, eine vorteilhafte Sicherheitseigenschaft.

Das Wasser im Reaktor enthält radioaktive Stoffe in Form von aktivierten Korrosionsprodukten und geringen Leckagen aus den Brennstoffstäben. Sie werden durch die Dampf-Wassertrennung zum weitaus größten Teil im Reaktordruckbehälter zurückgehalten. Gasförmige radioaktive Stoffe, die mit dem Dampf mitgerissen werden, werden im Kondensator abgesaugt und damit dem Kühlmittelkreis entzogen. Deshalb ist auch das Maschinenhaus und die Turbine in die Sicherheitsmaßnahmen des Strahlenschutzes einbezogen. Aus diesem Grund sind auch Sicherheitseinrichtungen eingebaut, die bei einer Störung den Dampfstrom zum Maschinenhaus sofort unterbrechen.

Der Druckwassereaktor

Druckwasserreaktoren sind komplizierter aufgebaut als Siedewasserreaktoren: Sie verfügen über drei Wasserkreisläufe, während Siedewasserreaktoren mit nur zweien auskommen. Im ersten Kreislauf bleibt das Wasser, das die Brennelemente kühlt, durch den hohen Druck im Reaktorkern flüssig. Es heizt in einem Wärmetauscher einen weiteren Wasserkreislauf. Der dabei entstehende Dampf treibt dann die Turbinen an.

In der Animation sieht man deutlich die drei Wasserkreisläufe im Druckwasserreaktor: Der Kreislauf 1 umspült den Reaktor und gibt seine Wärme an Kreislauf 2 ab. Durch die Wärme verdampft darin das Wasser; der Dampf treibt die Turbine an. Kreislauf 3 kühlt den Dampf im Kreislauf 2 in einem Kondensator wieder zu Wasser.

 

Merkmale

Der wichtigste Vorteil: Das Wasser, das den Reaktor umspült, bleibt im Reaktorgebäude und ist von den Wasserkreisläufen im Maschinenhaus getrennt. Turbine und Maschinenhaus müssen nicht in besondere Strahlenschutzmaßnahmen einbezogen werden, weil die Turbinen nicht mit radioaktiven Stoffen in Berührung kommen.

Andererseits gibt es beim Druckwasserreaktor nicht den „Selbstregelungseffekt” über die Dampfentwicklung wie beim Siedewasserreaktor. Zum Steuern des Druckwasserreaktors wird dafür – neben den Regelstäben – dem Reaktorkühlwasser Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen, so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt.

Der Reaktordruckbehälter muss einen gewaltigen Druck aushalten, viel mehr als im Siedewasserreaktor. Er besitzt daher Wände, die so dick sind wie ein Unterarm lang – rund 25 Zentimeter – und kann um die 500 Tonnen wiegen.

EPR

Der EPR ist ein fortschrittlicher Druckwasserreaktor der 3. Generation mit einer Leistung von 1.600 Megawatt.


EPR-Modell - Bildquelle: AREVA NP

Der EPR unterscheidet sich nicht nur in der Elektrischen Leistung von anderen Reaktortypen, sondern vor allem durch sein verbessertes Sicherheitskonzept. Einen entscheidenden Schritt in diese Richtung hat die Entwicklung des „Core Catcher” (Auffangbecken) getan. Sollte es dennoch zu einem extrem unwahrscheinlichen Störfall kommen, wird die Kernschmelze unterhalb des Reaktordruckbehälters auf einer speziellen Ausbreitungsfläche innerhalb des Containments aufgefangen und dort zuverlässig gekühlt.

Weitere Anlagenteile, die vom technischen Fortschritt des EPR profitieren sind

der Reaktorkern mit seiner größeren Flexibilität hinsichtlich der Brennstoffeinsatzplanung,
Großkomponenten wie der Reaktordruckbehälter samt Einbauten, die Dampferzeuger und die Hauptkühlmittelpumpe und
die Leittechniksysteme, die benutzerfreundliche Mensch-Maschine-Schnittstelle sowie die vollständig rechnergestützte Kraftwerkswarte.

 

In Olkiluoto, Finnland, wird gegenwärtig der erste EPR weltweit errichtet. Eine zweite Anlage wird seit 2007 im Kernkraftwerk Flamanville im Norden Frankreichs gebaut.

Der Siedewasser-Druckröhrenreaktor

Statt einen großen Druckbehälter zu bauen, kann man das Wasser auch durch viele dünne und druckfeste Röhren am Reaktorkern vorbei leiten. Weil dabei aber den Reaktor weniger Wasser umgibt als in einem Siedewasser- oder Druckwasserreaktor, benötigt man einen zusätzlichen Moderator, in der Regel Graphit. Der Reaktorunfall von Tschernobyl hat aber gezeigt, dass diese Konstruktion schwere Sicherheitsrisiken birgt.

Der Kern eines Siedewasser-Druckröhrenreaktors besteht vor allem aus Graphit: Beim Reaktor von Tschernobyl zum Beispiel war jeder der vier Reaktorblöcke von 1.700 Tonnen Graphitziegeln umgeben. In Bohrungen in diesen Ziegeln stecken die fast 1.700 Röhren, durch die das Kühlwasser strömt und in ihnen jeweils Brennelemente, sowie weitere Bohrungen für die Steuerstäbe. Der Reaktor ist nicht von einem druckfesten Sicherheitsbehälter umschlossen. Doch was passiert, wenn die Leistung im Reaktor zu sehr ansteigt?


Bildquelle: Kernenergie Basiswissen

Legende:  
1 Uran-Brennelemente 12 Kühlwasserpumpe
2 Brennelement-Druckrohr 13 Kühlsee/Kühlturm
3 Graphit-Moderator 14 Speisewasserpumpe
4 Steuerstäbe 15 Vorwärmer
5 Schutzgas (H2/He) 16 Kondensat (Wasser)
6 Dampf/Wasser 17 Wasserrücklauf
7 Dampfabscheider 18 Umwälzpumpe
8 Dampf zur Turbine 19 Wasser-Verteiler
9 Dampfturbine (Hochdruckteil/Niederdruckteil) 20 Reaktor-Stahlbehälter
10 Generator 21 Betonabschirmung
11 Kondensator 22 Reaktorgebäude
 

Merkmale des RBMK 1000, Kursk-1

RBMK ist die Abkürzung der russischen Bezeichnung für einen heterogenen, wassergekühlten, graphitmoderierten Druckröhrenreaktor. Die Zahl 1000 gibt die elektrische Leistung in MW an.

Der Reaktorkern besteht aus etwa 1.700 t Graphitziegel, die zu einem zylindrischen Block von 7 m Höhe und 12 m Durchmesser aufgeschichtet sind. Das Volumen des Reaktorkerns ist mehr als 10-mal größer als bei bei einem Siedewasserreaktor der Bundesrepublik Deutschland.

Im Block aus Graphitziegeln befinden sich senkrechte Bohrungen für die 1.693 Druckröhren. In ihnen hängen je zwei Brennstabbündel übereinander. Jedes Brennstabbündel ist etwa 3,65 m lang und enthält 18 Brennstäbe. Insgesamt befinden sich 193 t Uran mit einem Anteil von 2,4 Prozent U-235 im Reaktor. Für die 191 Steuer- bzw. Absorberstäbe gibt es eine entsprechende Anzahl weiterer Bohrungen.

Der Graphitblock mit den Druckröhren ist von einem Stahlbehälter umkleidet, der jedoch nicht als Druckbehälter konstruiert ist. Der freie Raum im Behälter ist mit einem Schutzgas ausgefüllt (Verhinderung von Graphitbränden). In den Brennelementen finden Kernspaltungen statt. Die dabei erzeugte Wärme wird vom Wasser aufgenommen, das dadurch z. T. verdampft. Das Wasser-Dampf-Gemisch gelangt aus den Druckröhren zu Dampfabscheidern, in denen eine Trennung von Wasser und Dampf herbeigeführt wird. Der Dampf strömt zu zwei Turbinen, das Wasser wird wieder in den Reaktor zurückgepumpt.

Nachteile des RBMK 1000, wie er in Tschernobyl zum Einsatz kam:

Der Reaktor hat keine selbstregelnden Eigenschaften um unzulässige Leistungsanstiege zu vermeiden (Mangel an inhärenter Sicherheit). Dadurch kann bei Ereignissen, wie der Dampfblasenbildung oder beim Kühlmittelverlust, die Kettenreaktion und damit die Leistungsfreisetzung nicht selbstregelnd unterbrochen werden.
Das Containment (Sicherheitsbehälter) fehlt. Dadurch konnten die beim Unfallablauf freigesetzten radioaktiven Stoffe nicht zurückgehalten werden und gelangten in die Umwelt.
Moderator (Graphit) ist brennbar
Zu aktivierende, elektrisch betriebene Abschaltstäbe
Der Thorium-Hochtemperaturreaktor

In einem Hochtemperaturreaktor geht es heiß her: Während in einem Leichtwasserreaktor Temperaturen von rund 350 °C herrschen, kann die Temperatur in einem Hochtemperaturreaktor leicht das Doppelte erreichen!

Hochtemperaturreaktoren wurden bislang in Deutschland nur zu Testzwecken gebaut; einer der Versuchsreaktoren wurde in Hamm 1985 in Betrieb genommen, aber 1989 aus wirtschaftlichen Gründen stillgelegt. In China ist 2012 mit dem Bau eines Hochtemperatur-Demonstrationsreaktors begonnen worden.

Der Thorium-Hochtemperaturreaktor bei Hamm enthielt statt der Brennstäbe wie in Leichtwasserreaktoren rund 360.000 „Brennelementkugeln”. In diesen Kugeln wurden der Spaltstoff und der Moderator zusammengepackt. Zusätzlich kamen in den Reaktor auch etwa 280.000 Kugeln aus Graphit (zusätzlicher Moderator) sowie rund 35.000 Kugeln, die Bor enthielten und Neutronen absorbierten. Gekühlt wurde der Reaktorkern durch Heliumgas, das seine Wärme an Wasser abgab, wobei Dampf für Turbinen entstand.

Wie in einem Kohlenofen wurden während des Betriebs dauernd neue Brennelementkugeln nachgeliefert und verbrauchte Kugeln entnommen.

Die Graphitumgebung schluckte Neutronen. Ein Schirm aus Eisen und die Betonhülle schirmten die Umwelt vor der Gammastrahlung aus dem Reaktor ab.

Die Brennelement-Kugeln eines Thorium-Hochtemperaturreaktors

Im Thorium-Hochtemperaturreaktor von Hamm befanden sich drei Sorten von Kugeln: Graphitkugeln, die als Moderator wirkten, borhaltige Kugeln, die Neutronen abfingen und die eigentlichen Brennelement-Kugeln (Bild). Diese setzten sich aus winzigen Kügelchen aus Urandioxid und Thoriumdioxid und Kohlenstoff zusammen, die etwa einen halben Millimeter maßen. 35.000 dieser Kügelchen wurden zusammen mit Graphit zu einer sechs Zentimeter großen Kugel, der Brennelementkugel, gepresst.


Bildquelle: Kernenergie Basiswissen

Warum packte man wohl Thorium 232 mit in die Brennelement-Kugeln? Mit Hilfe der Neutronen, die bei der Kernspaltung frei werden, „brütet” der Hochtemperaturreaktor das Thorium 232 zu Uran 233 aus – und dieses U 233 kann ebenso wie U 235 durch thermische Neutronen gespalten werden. Der Reaktor stellt also im Laufe der Zeit neuen Kernbrennstoff her.

Die Kettenreaktion sieht so aus:

Th 232 + n -> Th 233 -> Pa 233 + e- -> U 233 + e-

Der Schnelle Brüter

Ein Reaktor, der ganz gezielt daraufhin ausgelegt ist, neuen Kernbrennstoff zu „erbrüten”, ist der „Schnelle Brüter”.

In Leichtwasserreaktoren kann von den in der Natur vorkommenden Uranisotopen nur das Uran U 235 durch thermische Neutronen gespalten werden. Mit Schnellen Brutreaktoren kann man dagegen auch das in viel größerer Menge vorhandene Isotop U 238 nutzen, indem es mit Hilfe der bei der Kernspaltung entstehenden schnellen Neutronen in das Plutonium-Isotop Pu 239 umgewandelt wird.

So ganz nebenbei: Ein Reaktor vom Typ Schneller Brüter, der Experimental Breeder Reactor I in Arco, Idaho, USA, war weltweit der erste Reaktor, mit dem Strom aus Kernenergie erzeugt wurde; am 20. Dezember 1951.

Weil für die Brutprozesse im Schnellen Brüter schnelle Neutronen benötigt werden, scheidet Wasser als Kühlmittel aus – es würde die Neutronen abbremsen. Wasser könnte auch die Wärme aus dem sehr kompakten Reaktor nicht schnell genug abführen. Daher werden Schnelle Brüter üblicherweise mit flüssigem Natrium gekühlt, das dabei allerdings durch die Neutronenstrahlung radioaktiv wird.

In einem Zwischenwärmetauscher gibt das radioaktive Natrium daher seine Wärmeenergie an einen zweiten Natriumkreislauf außerhalb des Neutronenfeldes ab. Dieser zweite Natriumkreislauf verhindert, dass bei einem Störfall das radioaktive Natrium des ersten Kreislaufs mit dem Wasser des Dampfkreislaufs in Berührung kommt. Der entstehende Dampf treibt die Turbine an, und wird in einem Kondensator zu Wasser gekühlt.

Der Brutprozess

Wie läuft der Prozess des Brütens genau ab? Das Uran-Isotop U 238 wird dabei in das Plutonium-Isotop Pu 239 verwandelt. Die Zerfallsreihe sieht so aus:

U 238 + n -> U 239 -> Np 239 + e- -> Pu 239 + e-

Welcher Prozess läuft da zweimal in den Neptunium-239- und Uran-239-Kernen ab? Wer jetzt mit den Schultern zuckt, sollte vielleicht einmal einen Blick in das Modul über Kernzerfälle werfen. Sind es...

a) Alpha-Zerfälle?

Falsch:

Wären Alpha-Zerfälle im Spiel, dann würden Alpha-Teilchen freigesetzt, das heißt: Heliumkerne, und das ist nicht der Fall. Tatsächlich sind es Beta-Zerfälle.

b) Beta-Zerfälle?

Richtig!

Super! Das Uran 239 verwandelt sich mit zwei Betazerfällen in Plutonium, erkennbar an den für Betazerfälle typischen Elektronen, die dabei frei werden.

c) Gamma-Zerfälle?

Falsch:

Es werden Elektronen frei und die Massenzahl bleibt gleich. Das bedeutet: Hier passieren Beta-Zerfälle.

 

Natururan-Reaktoren

Druck- und Siedewasserreaktoren benötigen wegen der größeren Neutronenabsorption im H2O (normales oder leichtes Wasser), das als Neutronenmoderator und Reaktorkühlmittel dient, als Kernbrennstoff angereichertes Uran.

Wie aber schon der von Enrico Fermi 1942 gebaute Reaktor gezeigt hat, funktioniert es auch mit Natururan, also Uran in der natürlichen Isotopenzusammensetzung mit 99,3 Prozent U-238 und 0,7 Prozent U-235. Als Neutronenmoderator müssen dann Graphit oder schweres Wasser (D2O) und als Kühlmittel zur Wärmeübertragung ein Gas (z. B. CO2) oder schweres Wasser benutzt werden. In Kernkraftwerken sind solche Natururan-Reaktoren unter dem Namen AGR und CANDU in großer Zahl im Einsatz.

GGR/AGR

Der GGR (Gas-Graphit Reaktor) und seine Weiterentwicklung, der AGR (Advanced Gas Cooled Reactor), wurden in Großbritannien entwickelt. Brennelemente aus Natururan-Metall beim GGR oder sehr gering angereichertem Urandioxid beim AGR befinden sich in zylindrischen Kanälen in dem aus einzelnen Graphitblöcken aufgebautem Reaktor.

CO2-Gas durchströmt diese Kanäle als Kühlmittel und gibt seine Wärme in Wärmetauschern an einen Wasser-Dampf-Kreislauf ab. Der Brennelementwechsel ist während des Betriebs möglich.

Ende 2012 waren 16 GGR/AGR in Großbritannien in Betrieb.

CANDU

Der CANDU-Reaktor (CANada Deuterium Uranium) ist ein in Kanada entwickelter Druckröhren-Reaktor, der zur Kühlung und als Moderation schweres Wasser (D2O) benutzt. Im Unterschied zu einem Leichtwasserreaktor besitzen CANDU-Reaktoren getrennte Moderator- und Kühlmittelsysteme. Der Moderator D2O wird praktisch drucklos und bei niedrigen Temperaturen (etwa 70 °C) eingesetzt, was zur besseren Moderation beiträgt.


CANDU-Reaktor - Bildquelle: Canteach https://canteach.candu.org/Pages/Welcome.aspx

Durch den Moderatortank verlaufen horizontale Druckrohre, in denen sich die Brennelementbündel befinden. Jeweils mehrere Bündel sind hintereinander in diesen Kühlkanälen angeordnet. Durch diese Kanäle strömt unter Druck stehendes schweres Wasser als primäres Kühlmittel. Beim Umströmen der Brennelemente wird es auf etwa 300°C erhitzt und gibt die Wärme im Dampferzeuger an ein mit normalem (leichtem) Wasser gefülltes Sekundärsystem ab. Die Brennelementbündel werden während des laufenden Betriebes gewechselt. Eine Abschaltung zum Brennelementwechsel, wie bei Leichtwasserreaktoren, ist nicht erforderlich.

Weltweit werden etwa 40 Reaktoren dieses Typs betrieben, die meisten davon in Kanada und in Indien.

Die Zukunft?

Es gibt Experten, die glauben, dass die Zukunft der Kerntechnik nicht in der Spaltung von Kernen (Fission), sondern in der Verschmelzung von Kernen (Fusion) liegt. Genaueres über die Fusion kann im Physik-Dossier 9 nachgelesen werden.

Inzwischen ist der Bau eines ersten Fusionsreaktors geplant, der mehr Energie abgeben soll, als für seinen Betrieb nötig ist. Dieser Reaktor, ITER genannt, soll in einigen Jahren in Südfrankreich fertig gestellt sein.

Der Fusionsreaktor


100 Millionen Grad Celsius heißes Plasma der Fusionsanlage ASDEX - Bildquelle: Max-Planck-Institut für Plasmaphysik

In einem Fusionsreaktor werden leichte Atomkerne – üblicherweise ein Plasma aus den Wasserstoffsorten Deuterium und Tritium – in einem ringförmigen Magnetfeld eingeschlossen und auf hohe Temperaturen aufgeheizt (Bild). Die Atome "verschmelzen" dann zu Helium-Atomen, wobei (Wärme-)Energie frei wird.

Doch bislang gibt es nur Versuchsanlagen, die mehr Energie zur Erzeugung des Plasmazustandes und die Aufrechterhaltung des Magnetfeldes benötigen, als die Atome selbst beim Verschmelzen freigeben. In Deutschland stehen solche Versuchsanlagen z. B. in Garching und Greifswald am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik.

ITER in Südfrankreich

Der Experimentalreaktor ITER ist der nächste große Schritt der weltweiten Fusionsforschung. Die Anlage soll in einigen Jahren bei einer Fusionsleistung von 500 Megawatt zeigen, dass ein Energie lieferndes Fusionsfeuer möglich ist. ITER wird seit Jahren von den Projektpartnern China, Europäische Union, Indien, Japan, Korea, Russland und USA vorbereitet. Doch die Kernfusion ist technisch extrem aufwändig und daher nicht billig: Allein die Baukosten belaufen sich auf rund 4,6 Milliarden Euro.


Bildquelle: ITER

Falls alles klappt, kann man in einigen Jahrzehnten mit einer neuen Technologie zur Energiegewinnung rechnen, die nur schnell abklingenden radioaktiven Müll produziert und bei der Katastrophen nach heutigem Wissen ausgeschlossen sind, weil die Fusionsreaktion bei einer Störung des Plasmas sofort abbricht.

Deutsches ITER Forum e.V.

Reaktortypen - Zusammenfassung

Zwei deutsche Kernreaktoren sind Siedewasser- und sechs Druckwasserreaktoren. Thorium-Hochtemperaturreaktoren gibt es in Deutschland keine mehr, seit der Versuchsreaktor in Hamm 1989 abgeschaltet wurde, und auch Schnelle Brüter sind in Deutschland keine zu finden. Siedewasser-Druckröhrenreaktoren sind typischerweise in Ländern des ehemaligen Ostblocks verbreitet; der Tschernobyl-Reaktor war von diesem Typ.

In diesem Modul konnte man einiges über die verschiedenen Arten von Kernreaktoren erfahren: So z. B., dass man Leichtwasserreaktoren von Reaktoren mit anderen Kühlmitteln unterscheiden muss, und dass in Deutschland als Reaktoren zur Stromerzeugung nur Leichtwasserreaktoren – nämlich Siedewasserreaktoren und Druckwasserreaktoren – betrieben werden. In Russland ist dagegen zum Beispiel auch ein Schneller Brutreaktor zur Stromerzeugung am Netz, der mehr Brennstoff erbrütet als er verbraucht. Und es gab in Deutschland auch einmal einen Thorium-Hochtemperaturreaktor, der sich ebenfalls einen Teil seines Kernbrennstoffs erbrütete. Sein Reaktor sah ganz anders aus als gewöhnliche Kernreaktoren: Er bestand aus einem gewaltigen Haufen Kugeln, die Brennstoff, Moderator und Absorber enthielten.

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