Meyers Großes Taschenlexikon in 25 Bänden
Kernkraftwerk
Kernkraftwerk,Abk. KKW, ein mit Kernreaktoren betriebenes Dampfkraftwerk. Die Energie wird bisher ausschließlich durch Spaltung schwerer Atomkerne (Kernspaltung) gewonnen, die als kontrollierte Kettenreaktion in einem Kernreaktor abläuft. Zur näheren Kennzeichnung eines K. wird auch der verwendete Reaktortyp angegeben (z. B. Leichtwasser-K.), von dem Gestaltung und Auslegung eines K. wesentlich abhängen. In Dtl. werden in K. bisher fast nur Druckwasserreaktoren (DWR) und Siedewasserreaktoren (SWR) eingesetzt (Kernreaktor). Die in den westl. Ind.ländern übl. Blockgrößen liegen heute bei mehr als 1 000 MW elektr. Leistung.Die im Kernreaktor freigesetzte Wärme wird direkt (Einkreisanlage, z. B. bei K. mit SWR) oder über Dampferzeuger (Zweikreisanlage) den Turbinen eines Generators zur Umwandlung in elektr. Energie zugeleitet. Ein K. mit DWR hat zwei hintereinander geschaltete Kühlkreisläufe. Im Primärkreislauf fördert eine Hauptkühlmittelpumpe das unter hohem Druck stehende Kühlwasser in den Reaktordruckbehälter, wo es beim Durchtritt durch den Reaktorkern erwärmt und einem Dampferzeuger zugeführt wird; von hier wird es wieder zum Reaktordruckbehälter zurückgeleitet. Abhängig von der Leistung des Reaktors werden mehrere Primärkreise an den Reaktordruckbehälter angeschlossen und entsprechend auch mehrere Dampferzeuger betrieben. In diesen übertragen die vom Primärkühlwasser durchströmten Heizrohre die Wärme an das Wasser des Speisewasser-Dampf-Kreislaufs (Sekundärkreislaufs), das unter geringem Druck steht und verdampft wird. Der erzeugte Sattdampf (Temperatur rd. 280 ºC, Druck 6,45 MPa) wird einer Turbine zugeführt, die den Generator antreibt; außerdem beinhaltet der Sekundärkreis die Kühlung des Kondensators und die Umwandlung des Dampfes in Wasser. K. mit natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren verfügen über einen zusätzl. Kühlkreislauf (Dreikreisanlage). Da Natrium beim Durchtritt durch den Reaktorkern in hohem Maße aktiviert wird, muss zw. Primärkreis und Dampferzeuger ein weiterer Kühlkreis installiert werden (meistens ebenfalls mit Natrium als Kühlmittel). - Die bei der Nutzung der Kernenergie unvermeidl. Strahlengefährdung macht umfangreiche Maßnahmen des Strahlenschutzes notwendig. Zur Vermeidung eines Austritts radioaktiver Stoffe in die Außenwelt sind der Kernreaktor und die Dampferzeuger mit einem stählernen Sicherheitsbehälter (Containment) umgeben; das Reaktorgebäude umschließt eine Stahlbetonhülle. Jedes K. ist außerdem zum Schutz vor Betriebsunfällen mit umfangreichen techn. Sicherheitseinrichtungen versehen, die bei schwerwiegenden Störungen für die Schnellabschaltung des Reaktors durch Steuerelemente sowie für die Abfuhr der nach der Abschaltung noch erzeugten Wärme (z. B. Notkühl-, Notspeisewassersystem, Nachwärmekühler, Abblasestation) sorgen. Bau und Betrieb von K. unterliegen in Dtl. dem Kernenergierecht.
▣ Literatur:
W. Rysy Kernkraftwerke, Beiträge v. u. a. Gräfelfing 1986.
⃟ Implementing severe accident management in nuclear power plants, hg. von der International Atomic Energy Agency. Wien 1996.
⃟ Treatment of internal fires in probablistic safety assessment for nuclear power plant, hg. von der International Atomic Energy Agency. Wien 1998.
Kernkraftwerk,Abk. KKW, ein mit Kernreaktoren betriebenes Dampfkraftwerk. Die Energie wird bisher ausschließlich durch Spaltung schwerer Atomkerne (Kernspaltung) gewonnen, die als kontrollierte Kettenreaktion in einem Kernreaktor abläuft. Zur näheren Kennzeichnung eines K. wird auch der verwendete Reaktortyp angegeben (z. B. Leichtwasser-K.), von dem Gestaltung und Auslegung eines K. wesentlich abhängen. In Dtl. werden in K. bisher fast nur Druckwasserreaktoren (DWR) und Siedewasserreaktoren (SWR) eingesetzt (Kernreaktor). Die in den westl. Ind.ländern übl. Blockgrößen liegen heute bei mehr als 1 000 MW elektr. Leistung.Die im Kernreaktor freigesetzte Wärme wird direkt (Einkreisanlage, z. B. bei K. mit SWR) oder über Dampferzeuger (Zweikreisanlage) den Turbinen eines Generators zur Umwandlung in elektr. Energie zugeleitet. Ein K. mit DWR hat zwei hintereinander geschaltete Kühlkreisläufe. Im Primärkreislauf fördert eine Hauptkühlmittelpumpe das unter hohem Druck stehende Kühlwasser in den Reaktordruckbehälter, wo es beim Durchtritt durch den Reaktorkern erwärmt und einem Dampferzeuger zugeführt wird; von hier wird es wieder zum Reaktordruckbehälter zurückgeleitet. Abhängig von der Leistung des Reaktors werden mehrere Primärkreise an den Reaktordruckbehälter angeschlossen und entsprechend auch mehrere Dampferzeuger betrieben. In diesen übertragen die vom Primärkühlwasser durchströmten Heizrohre die Wärme an das Wasser des Speisewasser-Dampf-Kreislaufs (Sekundärkreislaufs), das unter geringem Druck steht und verdampft wird. Der erzeugte Sattdampf (Temperatur rd. 280 ºC, Druck 6,45 MPa) wird einer Turbine zugeführt, die den Generator antreibt; außerdem beinhaltet der Sekundärkreis die Kühlung des Kondensators und die Umwandlung des Dampfes in Wasser. K. mit natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren verfügen über einen zusätzl. Kühlkreislauf (Dreikreisanlage). Da Natrium beim Durchtritt durch den Reaktorkern in hohem Maße aktiviert wird, muss zw. Primärkreis und Dampferzeuger ein weiterer Kühlkreis installiert werden (meistens ebenfalls mit Natrium als Kühlmittel). - Die bei der Nutzung der Kernenergie unvermeidl. Strahlengefährdung macht umfangreiche Maßnahmen des Strahlenschutzes notwendig. Zur Vermeidung eines Austritts radioaktiver Stoffe in die Außenwelt sind der Kernreaktor und die Dampferzeuger mit einem stählernen Sicherheitsbehälter (Containment) umgeben; das Reaktorgebäude umschließt eine Stahlbetonhülle. Jedes K. ist außerdem zum Schutz vor Betriebsunfällen mit umfangreichen techn. Sicherheitseinrichtungen versehen, die bei schwerwiegenden Störungen für die Schnellabschaltung des Reaktors durch Steuerelemente sowie für die Abfuhr der nach der Abschaltung noch erzeugten Wärme (z. B. Notkühl-, Notspeisewassersystem, Nachwärmekühler, Abblasestation) sorgen. Bau und Betrieb von K. unterliegen in Dtl. dem Kernenergierecht.
▣ Literatur:
W. Rysy Kernkraftwerke, Beiträge v. u. a. Gräfelfing 1986.
⃟ Implementing severe accident management in nuclear power plants, hg. von der International Atomic Energy Agency. Wien 1996.
⃟ Treatment of internal fires in probablistic safety assessment for nuclear power plant, hg. von der International Atomic Energy Agency. Wien 1998.