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Über dieses Buch

Das Werk beschreibt die wesentlichen Tätigkeitsfelder der Entwicklung der Kernenergienutzung im politischen und technischen Umfeld der Bundesrepublik Deutschland. Insbesondere die Entwicklung der Reaktorsicherheit deutscher Leichtwasser-Kernkraftwerke wird aus den Anfängen heraus mit ihren vielfältigen Bezügen zu ausländischen Vorbildern, zu nationalen und internationalen Forschungsvorhaben sowie zu konventionellen und nuklearen Schadensereignissen wiedergegeben.

In diesem Band 2 werden die Sicherheitsfragen in Bezug auf die zentrale und wichtigste Komponente eines Kernkraftwerks vertieft, den Reaktordruckbehälter. Den in Deutschland verwendeten Reaktortechnologien werden zukünftige Optionen gegenübergestellt. Die hier vorliegende 2. Auflage enthält Ergänzungen, Korrekturen und neue Abbildungen. Neu bearbeitet wurden das Alterungsmanagement langjährig betriebener Anlagen, der Rückbau und die Entsorgung radioaktiver Abfälle.

Detaillierte und reich bebilderte Darstellungen sind Kennzeichen der sachlichen Behandlung des Themas. Den in Band 1 dargestellten spezifischen Sicherheitstechniken, wie die Berstsicherheit der druckführenden Umschließung, die Sicherstellung der Notkühlung, die notwendige Leittechnik und der Umgebungsschutz, werden nun in Band 2 auch die detaillierten Betrachtungen des Alterungsmanagements, des Rückbaus von Kernkraftwerken und der Entsorgung radioaktiver Abfälle hinzugefügt.

Die Inhalte schließen auch Ergebnisse nationaler und internationaler Risikostudien ein. Es wird gezeigt, wie die nationalen und internationalen Anstrengungen von Industrie, Staat und Wissenschaft zur Erhöhung der Sicherheitsreserven und zur Verbesserung der Sicherheitskultur in einem gesellschaftlichen Umfeld vorangetrieben wurden, in dem die Frage der Kernenergienutzung zu einem zentralen Thema der politischen Auseinandersetzungen wurde.

Inhaltsverzeichnis

Frontmatter

1. Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von Druckwasserreaktoren

Kap. 1 behandelt die Integrität der druckführenden Umschließung von Druckwasserreaktoren und stellt zunächst den konventionellen Kesselbau, dessen Regelwerke sowie schwere Schadensfälle dar. Die Anforderungen an die Vollwandbehälter aus Schmiedestücken für Großkraftwerke und die Probleme ihrer Herstellung werden erörtert. Alternative Druckbehälter aus Spannbeton, Mehrlagen-Stahlblechen, Elektroschlacke-Schmelzen und Viellagen-Auftragsschweißung sowie vorgespannten verrippten Gussblöcken werden mit ihren Vor- und Nachteilen vorgestellt. Die in den USA verwendeten Werkstoffe und Konstruktionen für geschmiedete Vollwandbehälter werden anhand der historischen Reaktoranlagen erläutert. Die den amerikanischen Vorbildern folgenden jedoch wesentlich weiterentwickelten deutschen Reaktordruckbehälter und deren Werkstoffe der 1. bis 4. Generation werden vermittels der realisierten Bauvorhaben im Einzelnen beschrieben. Reaktordruckbehälter russischer Bauart werden ebenfalls gezeigt.
Paul Laufs

2. Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen

Kap. 2 präsentiert die über Jahrzehnte hinweg vorangetriebenen internationalen und deutschen Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung der Sicherheitsreserven druckführender Umschließungen vor allem von Druckwasserreaktoren. Zu den dargestellten frühen internationalen Vorhaben gehören das amerikanische “Heavy-Section Steel Technology Program“ (1967-2005) und die Fünfjahresprogramme der EURATOM-Forschungsvorhaben (seit 1958). Die einschlägigen deutschen Forschungen sind überwiegend mit der Materialprüfungsanstalt der Universität Stuttgart verbunden, die bei der Erforschung und Optimierung der eingesetzten Reaktorbaustähle eine führende Rolle innehatte, insbesondere bei der Analyse von Schweißsicherheit und Rissunempfindlichkeit abhängig von der chemischen Zusammensetzung (Gehalte von Legierungs-, Begleit- und Spurenelementen). Erstmals werden hier Ergebnisse von Schweißsimulationsversuchen publiziert, die u. a. den Einfluss des Aluminiumgehalts aufzeigen. Die von der Bundesregierung geförderten Forschungsvorhaben u. a. das Sofort- und das Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, das Sofortprogramm 20 MnMoNi 5 5, das große Forschungsvorhaben Komponentensicherheit Phase I und II, das Forschungsvorhaben Großbehälter, das Heißdampfreaktor-Sicherheitsprogramm, die Phänomenologischen Behälterberstversuche, die Reaktordruckbehälter-Notkühlsimulationen sowie die Bestrahlungsversuche werden mit den notwendigen Einzelheiten beschrieben.
Paul Laufs

3. Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die druckführende Umschließung

Kap. 3 zeigt, wie in der Folge verwaltungsgerichtlicher Auseinandersetzungen über die Notwendigkeit eines Berstschutzes für Reaktordruckbehälter der Nachweis der ausreichenden primären Berstsicherheit durch die Bedingungen der Basissicherheit geführt werden konnte. Die Basissicherheit schließt ein katastrophales, durch herstellungsbedingte Mängel eintretendes Versagen nach menschlichem Ermessen aus. Die Weiterentwicklung dieses Ansatzes durch zusätzliche qualitätsüberwachende Maßnahmen zum Basissicherheitskonzept, das den Ausschluss großer Brüche gewährleistet, wird dargestellt. Die in der Konsequenz der Einführung dieses Konzepts erforderlich gewordenen Nachrüstmaßnahmen an den Kraftwerksstandorten werden beschrieben. Die Anwendung der Basissicherheit auf die äußeren Systeme und die Erarbeitung der Rahmenspezifikation Basissicherheit, die für die “basissichere“ Ausführung von Konstruktion, Berechnung, Werkstoffwahl, Herstellung und Prüfung detaillierte Beschreibungen und Beispiele angibt, sowie die Übernahme dieses Prinzips in die Regelwerke werden eingehend erläutert.
Paul Laufs

4. Alterungsmanagement

Kap. 4 zeigt, wie in den USA mit breit angelegten Untersuchungsprogrammen der Alterungseinfluss auf sicherheitstechnisch relevante Komponenten, Systeme und Strukturen von Leistungskernkraftwerken erfasst und hinsichtlich deren Laufzeitverlängerung bewertet wurde. Die von der Internationalen Atomenergie-Organisation IAEA sowie der Kernenergie-Agentur der OECD erarbeiteten Empfehlungen, Standards und Leitlinien für das Alterungsmanagement werden dargestellt. Insbesondere wird die deutsche ganzheitliche, proaktiv vorbeugende Vorgehensweise erläutert, die alle die Sicherheit und Verfügbarkeit der Anlagen betreffende Faktoren umfasst, einschließlich administrativer und personeller Aspekte.
Paul Laufs

5. Neue fortschrittliche Ansätze für Leichtwasserreaktoren

Kap. 5 berichtet über die Planungen und Entwicklungen neuer fortschrittlicher Leichtwasserreaktoren nachdem Anfang der 1980er Jahre eine lange anhaltende Unterbrechung des Kernenergieausbaus in den westlichen Industriestaaten eingetreten war. Neben den in den USA und in Asien evolutionär erfolgreich weiterentwickelten Baulinien, die erhöhte Ansprüche an Wirtschaftlichkeit und Sicherheit erfüllen, wird insbesondere das deutsch-französische Projekt EPR (European Pressurized Water Reactor) beschrieben, bei dem weitreichende Sicherheitsanforderungen umgesetzt werden.
Paul Laufs

6. Zukunftsoption Kernenergie in Deutschland?

Kap. 6 schildert die Versuche der von CDU/CSU und FDP getragenen Bundesregierungen, der Versorgungswirtschaft und betroffenen Einzelgewerkschaften nach der Nuklearkatastrophe von Tschernobyl in einem verunsicherten öffentlichen Umfeld einen neuen energiepolitischen Konsens herbeizuführen. Dieses, die staatstragenden Parteien umschließendes Einvernehmen sollte die für unverzichtbar gehaltene Zukunftsoption Kernenergie enthalten. Es wird gezeigt, wie alle Bemühungen am unnachgiebigen Widerstand von Bündnis 90/Die Grünen und Teilen der SPD scheiterten.
Paul Laufs

7. Der Rückbau von Kernkraftwerken und die Entsorgung radioaktiver Abfälle

Abschn. 7.1 behandelt die Stilllegung, den Sicheren Einschluss und den Rückbau kerntechnischer Anlagen und zeigt insbesondere am Beispiel des Kernkraftwerks Obrigheim die in der Praxis zu lösenden Fragestellungen auf. Die Neuordnung der Kosten- und Haftungsregelungen zwischen Versorgungswirtschaft und Staat wird aufgezeigt für die Verwahrung und Konditionierung der beim Rückbau anfallenden radioaktiven Abfälle einschließlich der abgebrannten Brennelemente, deren Verpackung, Zwischenlagerung und Transport zu staatlichen Endlagern sowie die Bereitstellung dieser Endlager.
Abschn. 7.2 beleuchtet die geologischen und technischen Probleme der Bereitstellung sehr langfristig sicherer Endlager für schwach-, mittel- und hochradioaktive Abfälle. Die im Ausland verfolgten Konzepte werden dargestellt. Die außergewöhnlich umfangreichen deutschen Forschungs- und Entwicklungsarbeiten werden gewürdigt. Eine ausführliche Betrachtung gilt den politischen Auseinandersetzungen um das Entsorgungsrecht, die Standortsuche und die Standorte Asse, Morsleben, Konrad und Gorleben.
Paul Laufs

8. Schlussbetrachtung

Kap. 8 fasst die Ereignisse um die Kernenergienutzung in der Bundesrepublik Deutschland zusammen und erörtert Ausstieg und Energiewende im Vergleich zu internationalen Entwicklungen und der globalen politischen Zielsetzung der Dekarbonisierung der Weltwirtschaft. Es wird verdeutlicht, dass eine Stromversorgung mit hoher Versorgungssicherheit und -qualität, die sich in erster Linie auf fluktuierend erzeugte Solar- und Windkraft abstützt, gegenüber der Strombereitstellung mit Kernkraftwerken neuester, inhärent sicherer Bauart bei weitem nicht wettbewerbsfähig ist. Die Kernenergie muss nach Auffassung des Autors auch in Deutschland aus volkswirtschaftlichen und klimapolitischen Gründen eine Option bleiben.
Paul Laufs

Backmatter

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