Reaktortechnik

Kernenergie hat in Deutschland eine wechselvolle Geschichte. Zunächst als Symbol modernster Technik quasi vergöttert, spätestens nach Fukushima 2011 als ,,Teufelszeug“ verpönt. Politisches Kalkül, mediale Kampagne und weitgehende fehlende Bereitschaft der breiten Öffentlichkeit, sich mit Kernenergie – speziell der Reaktorsicherheit – zu befassen, haben zu der sog. Energiewende geführt, nach der Deutschland in überschaubarer Zeit aus der inländischen Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung aussteigen will.

Wesentliche Motivation für die friedliche Nutzung der Kernenergie ist der hohe Energieinhalt des Kernbrennstoffes. Während ein modernes deutsches Kernkraftwerk mit ca. 30 Tonnen leicht angereichertem Uran ein ganzes Jahr lang Elektrizität produzieren kann, liegt der entsprechende Brennstoffbedarf eines gleichwertigen Braunkohlekraftwerkes bei ca. 4 Millionen Tonnen! Aber woher kommt diese Energie? Mit dem folgenden Kapitel soll mit einem Überblick über die Physik der Atomkerne ein grundlegendes Verständnis dieser Frage aufgebaut werden.

In Kap. 2 wurde gezeigt, wie aus Atomkernen Energie freigesetzt werden kann. Der radioaktive Zerfall ist aber ein Vorgang, der sich (von wenigen, lediglich im Hinblick auf die Grundlagenforschung relevanten Fällen einmal abgesehen) nicht durch den Menschen beeinflussen lässt. Für eine großtechnische Nutzung der Kernenergie ist es wesentlich, Kernumwandlungen gezielt auslösen und damit die Energiefreisetzung steuern zu können. Die hierfür am besten geeignete Reaktion ist die Kernspaltung – die Zerlegung eines schweren Atomkernes in mehrere Bruchstücke, die im folgenden Kapitel detaillierter beschrieben wird.

Aufgrund ihrer Bedeutung für die Auslösung der Kernspaltung kommt der Beschreibung der Wechselwirkung von Neutronen mit Materie in der Kerntechnik eine zentrale Rolle zu. Im folgenden Kapitel sollen die entsprechenden Mechanismen und Modellvorstellungen hierzu vermittelt werden. Die dabei dargestellten Grafiken zu nuklearen Daten dienen vor allem der exemplarischen Veranschaulichung. Für umfassende eigene Berechnungen stellen im Internet verfügbare Datenbanken wie die ,,Evaluated Nuclear Data Files“ (ENDF) für den interessierten Leser die Quelle der Wahl dar.

Die Tatsache, dass die Kernspaltung einerseits durch ein Neutron ausgelöst werden kann und andererseits bei jeder Spaltung neue Neutronen entstehen, macht es grundsätzlich möglich, eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion in Gang zu setzen. Mechanismen, die dies verhindern, sind Neutronenverluste sowohl durch parasitäre Absorption im Inneren des Reaktors und als auch durch Leckage aus dem Reaktor in die Umgebung. Wir wollen uns zuerst auf den ersten Aspekt konzentrieren und untersuchen, unter welchen Bedingungen eine unendlich ausgedehnte Spaltstoffanordnung eine Kettenreaktion aufrecht zu erhalten vermag.

Eine reine Bilanzierung unter vereinfachenden Randbedingungen wie in Kap. 5 kann natürlich nicht alle Aspekte des Verhaltens von Neutronen in Materie beschreiben. Wie im Folgenden gezeigt werden wird, sind bei einer gesamtheitlichen Betrachtung Abhängigkeiten nach Zeit, Ort, Bewegungsrichtung und Energie der Neutronen zu berücksichtigen. Das so beschriebene Problem ist in allen praktisch relevanten Fällen nicht analytisch lösbar. In der Praxis bedient man sich heutzutage daher meistens der, im Vergleich zu der Pionierzeit der Kerntechnik unermesslich hohen, Rechenleistung moderner EDV-Anlagen, um durch das stochastische ,,Durchspielen“ von Neutroneneinzelschicksalen eine makroskopische Lösung zu erhalten. Diese sogenannte Monte-Carlo Methode wird im Zuge dieses Kapitels eingehender vorgestellt werden. Trotz dieses übermächtigen Werkzeuges ist es nach wie vor wichtig, die theoretischen Grundlagen des Neutronentransportes zu verstehen und anhand von Vereinfachungen auch analytische Lösungen gewinnen zu können – sowohl um die Funktionsweise der Computercodes nachvollziehen zu können, als auch, um ihre Ergebnisse an Hand einfacher Handrechnungen verifizieren zu können, was aufgrund der erheblichen Fehlermöglichkeiten bei der Erstellung von Eingabedatensätzen immer eine gute wissenschaftliche Praxis darstellt .

Von den Ansätzen zur Beschreibung des Neutronentransportes ist die im vorigen Kapitel vorgestellte Diffu sionstheorie sicherlich einer der am weitesten vereinfachenden. Gerade deshalb ist sie aber gut für einfache analytische Abschätzungen geeignet und soll im Folgenden angewendet werden, um die Neutronenbilanz eines endlich ausgedehnten Reaktors zu betrachten, bei dem zusätzlich zu den in Kap. 5 behandelten Aspekten zusätzlich noch die Leckageverluste zu berücksichtigen sind.

Bisher hatten wir die zeitlichen Abhängigkeiten des Reaktorverhaltens vernachlässigt. Diese Einschränkung soll nun im Zuge dieses Kapitels zur Reaktordynamik aufgehoben werden. Allerdings liegt der Fokus hierbei nur auf der grundsätzlichen Betrachtung der Neutronik – andere dynamische Aspekte der Mechanik, Thermofluiddynamik und des Gesamtanlagenverhaltens werden ansatzweise in späteren Kapiteln behandelt, sind aber ansonsten eher spezielle, anlagenspezifische Fragestellungen, die nicht Gegenstand eines einführenden Lehrbuches sein können.

In den bisherigen Kapiteln wurde allein das neutronenphysikalische Geschehen in einem Reaktor betrachtet. In der nun folgenden, zweiten Hälfte des Buches wird dargestellt, auf welchen technischen Grundlagen die praktische Nutzung der Kernenergie beruht. Entsprechend dem Titel dieses Buches ,,Reaktortechnik“ beschränken sich die Betrachtungen auf die nuklearspezifischen technischen Aspekte; konventionelle Komponenten wie Turbine und Generator bleiben ausgespart.

Leichtwasserreaktoren werden als Druck- und als Siedewasserreaktoren gebaut, wobei der Druckwasserreaktortyp die weitaus am häufigsten ausgeführte Bauart ist. Eine vollständige Darstellung aller realisierten Konzepte ist im Rahmen eines Lehrbuchs weder sinnvoll noch möglich. Stattdessen werden Druck- und Siedewasserreaktor exemplarisch anhand von modernen deutschen Referenzanlagen erläutert. Diese sind für den DWR die Konvoi-Anlage und für den SWR die Baulinie 72. Die Beschreibung der Grundlagen der in den Anlagen verwendeten Messtechnik erfolgt, um Redundanzen zu vermeiden, in einem anschließenden, gemeinsamen Unterkapitel.

Ist die Kategorisierung von Reaktorkonzepten schon schwierig bei denen, die der Generation 2 bzw. der Generation 3 zuzuordnen sind, so ist die Unterscheidung zwischen Generation 3 und Generation 3+ ungleich schwieriger, weil selbst die Zeit, in der das Konzept entwickelt und der Öffentlichkeit vorgestellt worden ist, kaum eine eindeutige Zuordnung erlaubt.

Gemäß ihrer überragenden Bedeutung für die Nutzung der Kernenergie in Deutschland, aber auch weltweit wurden in den vorangegangenen Kapiteln Leichtwasserreaktorkonzepte intensiv behandelt. Wie zu Beginn von Kap. 9 erläutert, existieren aber viele verschiedene Ansatzmöglichkeiten für die Realisierung von Reaktoren. Auf die in Energiewirtschaft und Forschung wichtigsten Konzepte soll im folgenden Kapitel eingegangen werden. Diese sind der schwerwassermoderierte Druckröhrenreaktor kanadischen Designs, der schnelle natriumgekühlte Reaktor, der Hochtemperaturreaktor sowie die verschiedenen Pläne für Reaktoren der 4. Generation. Nicht berücksichtigt hingegen sind die russischen WWER -(Druckwasser-) und RBMK- (graphitmoderierte Druckröhren-) Reaktoren, auf die bei der Behandlung von Fragen der Reaktorsicherheit eingegangen werden wird. Ebenfalls nicht betrachtet werden die britischen, graphitmoderierten AGR (advanced gas-cooled reactor) Anlagen, die sich zwar derzeit noch in Betrieb befinden, aber als Konzept für die zukünftige Nutzung der Kernenergie keine Rolle mehr spielen.

Der Betrieb eines Kernkraftwerkes erfordert die dauerhafte Gewährleistung der Anlagensicherheit zum Ausschluss katastrophaler Unfallfolgen. Wichtige Eigenschaftsmerkmale für den Betreiber sind darüber hinaus Wirtschaftlichkeit und Verfügbarkeitsgesichtspunkte. Bereits in der Planungs- und Errichtungsphase von nuklearen Kraftwerksanlagen werden maßgebliche Entscheidungen für die vorgesehene Lebensdauer einer Komponente oder der Gesamtanlage getroffen.

Für den Betrieb eines Kernkraftwerkes sind grundsätzlich alle in den bisherigen Kapiteln behandelten theoretischen und technischen Zusammenhänge von Bedeutung. Im folgenden Kapitel erfolgt nun eine vertiefende Betrachtung im Hinblick auf die Brennelementeinsatzplanung und -handhabung, das Anfahren des Reaktors sowie die Spezialfälle des Lastfolge- und Streckbetriebs.

In Kap. 13 wurde das Werkstoff- und Integritätskonzept von druckführenden Komponenten in deutschen Leichtwasserreaktoren beschrieben. Die dauerhafte Gewährleistung der Integrität und Funktion dieser Anlagenbauteile von Kernkraftwerken im Langzeitbetrieb ist eine der Grundvoraussetzungen zur Einhaltung der Sicherheit und Zuverlässigkeit der Gesamtanlage. Nach dem Atomgesetz AtG (AtG 1959) und nach den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke (SicherheitKKW 1977) ist es zudem erforderlich, die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden im Betrieb ständig aufrecht zu erhalten. Hierauf aufbauend werden im folgenden Kapitel Maßnahmen und Konzepte dargestellt, mit denen die Komponentenintegrität über die vorgesehene Anlagenbetriebszeit gewährleistet werden kann.

Zum Abschluss dieses Buches wird im folgenden Kapitel der nukleare Brennstoffzyklus behandelt. Dieser beinhaltet die Versorgung mit dem Kernbrennstoff Uran, gegebenenfalls die Rezyklierung von nach dem Reaktoreinsatz noch enthaltenem Spaltstoff und schließlich die Entsorgung der radioaktiven Abfälle, für die Endlagerung in tiefen geologischen Formationen die einzige heute ernsthaft verfolgte Strategie darstellt.