Kernreaktor

Unterrichtsreaktor CROCUS des EPFL in der Schweiz ⓘ

Stilisierter Kernreaktor auf einer Briefmarke der Deutschen Bundespost (1964) ⓘ

Ein Kernreaktor, auch Atomreaktor oder Atommeiler ist eine Anlage, in der eine Kernspaltungsreaktion kontinuierlich als Kettenreaktion im makroskopischen, technischen Maßstab abläuft. ⓘ

Weltweit verbreitet sind Leistungsreaktoren, Kernreaktoranlagen, die durch die Spaltung (englisch fission) von Uran oder Plutonium zunächst Wärme und daraus meist elektrische Energie (siehe Kernkraftwerk) gewinnen. Dagegen dienen Forschungsreaktoren zur Erzeugung von freien Neutronen, etwa für Zwecke der Materialforschung oder zur Herstellung von bestimmten radioaktiven Nukliden für medizinische oder ähnliche Zwecke. ⓘ

Im Erdaltertum kam es auch in wenigen Uran-Lagerstätten zur neutroneninduzierten Kernspaltung (s. Naturreaktor Oklo/Naturreaktor Gabun). ⓘ

Ein Kernkraftwerk hat oft mehrere Reaktoren. Die beiden Begriffe werden oft ungenau verwendet. Zum Beispiel ist mit der Aussage „in Deutschland liefen bis zum Atomausstieg 17 Kernkraftwerke“ gemeint, dass 17 Kernreaktoren an deutlich weniger Standorten liefen. So etwa bestand das Kernkraftwerk Gundremmingen ursprünglich aus drei Reaktorblöcken; jeder Block besteht aus einem Reaktor mit Dampferzeuger und einem Turbosatz. ⓘ

Die meisten Kernreaktoren sind ortsfeste Anlagen. In der Atom-Euphorie der späten 1950er und frühen 1960er Jahre kam der Gedanke an atomgetriebene Straßenfahrzeuge, Flugzeuge oder Raumschiffe auf. Inzwischen gibt es einige Kernreaktoren in U-Booten, Überwasserschiffen und Raumflugkörpern.

• Die USA besitzen zehn und Frankreich einen Flugzeugträger mit Atomantrieb,
• Sechs Atommächte besitzen atomgetriebene U-Boote,
• Einige Atomeisbrecher und atombetriebene Frachter sind in Betrieb ⓘ

Ein Kernreaktor, früher auch Atommeiler genannt, ist ein Gerät zur Auslösung und Steuerung einer Kettenreaktion durch Kernspaltung oder Kernfusion. Kernreaktoren werden in Kernkraftwerken zur Stromerzeugung und in der nuklearen Schifffahrt als Antriebsmittel eingesetzt. Die bei der Kernspaltung entstehende Wärme wird an ein Arbeitsmittel (Wasser oder Gas) abgegeben, das wiederum durch Dampfturbinen fließt. Diese treiben entweder die Schiffsschrauben an oder drehen die Wellen von Stromgeneratoren. Kerntechnisch erzeugter Dampf kann im Prinzip für industrielle Prozesswärme oder für Fernwärme verwendet werden. Einige Reaktoren werden zur Herstellung von Isotopen für medizinische und industrielle Zwecke oder zur Produktion von waffenfähigem Plutonium verwendet. Anfang 2019 sind nach Angaben der IAEO weltweit 454 Kernkraftreaktoren und 226 Forschungsreaktoren in Betrieb. ⓘ

Betrieb

Ein Beispiel für ein induziertes Kernspaltungsereignis. Ein Neutron wird vom Kern eines Uran-235-Atoms absorbiert, das sich seinerseits in sich schnell bewegende leichtere Elemente (Spaltprodukte) und freie Neutronen spaltet. Obwohl sowohl Reaktoren als auch Kernwaffen auf nuklearen Kettenreaktionen beruhen, ist die Reaktionsgeschwindigkeit in einem Reaktor viel langsamer als in einer Bombe. ⓘ

So wie konventionelle Wärmekraftwerke Strom erzeugen, indem sie die bei der Verbrennung fossiler Brennstoffe freigesetzte Wärmeenergie nutzen, wandeln Kernreaktoren die durch kontrollierte Kernspaltung freigesetzte Energie in Wärmeenergie um, die dann in mechanische oder elektrische Formen umgewandelt wird. ⓘ

Die Kernspaltung

Zwischen den Protonen und den Neutronen eines Atomkerns wirken sehr starke anziehende Kräfte, die jedoch eine nur sehr begrenzte Reichweite haben. Daher wirkt diese Kernkraft im Wesentlichen auf die nächsten Nachbarn – weiter entfernte Nukleonen tragen zu der anziehenden Kraft nur in geringem Maße bei. Solange die Kernkraft größer ist als die abstoßende Coulombkraft zwischen den positiv geladenen Protonen, hält der Kern zusammen. Kleine Atomkerne sind stabil, wenn sie je Proton ein Neutron enthalten: ⁴⁰Ca ist das schwerste stabile Nuklid mit gleicher Protonen- und Neutronenzahl. Mit zunehmender Protonenzahl wird ein immer höherer Neutronenüberschuss zur Stabilität erforderlich; die abstoßende Coulombkraft der Protonen untereinander wird durch die anziehende Kernkraft der zusätzlichen Neutronen kompensiert. ⓘ

Fängt ein sehr schwerer Kern, etwa des Uranisotops ²³⁵U oder des Plutoniumisotops ²³⁹Pu, ein Neutron ein, so wird er durch die gewonnene Bindungsenergie zu einem hoch angeregten, instabilen ²³⁶U- beziehungsweise ²⁴⁰Pu-Kern. Solche hochangeregten schweren Kerne regen sich mit extrem kurzen Halbwertszeiten durch Kernspaltung ab. Anschaulich gesagt gerät der Kern durch die Neutronenabsorption wie ein angestoßener Wassertropfen in Schwingungen und zerreißt in (meist) zwei Bruchstücke (mit einem Massenverhältnis von etwa 2 zu 3), die mit hoher Bewegungsenergie auseinanderfliegen; außerdem werden etwa zwei bis drei schnelle Neutronen frei. Diese Neutronen stehen für weitere Kernspaltungen zur Verfügung; das ist die Grundlage der nuklearen Kettenreaktion. ⓘ

Um eine solche nukleare Kettenreaktion zu kontrollieren, können Steuerstäbe mit Neutronengiften und Neutronenmoderatoren den Anteil der Neutronen verändern, der weitere Spaltungen auslöst. Kernreaktoren verfügen in der Regel über automatische und manuelle Systeme zur Abschaltung der Spaltreaktion, wenn die Überwachung oder die Messgeräte unsichere Bedingungen feststellen. ⓘ

Wärmeerzeugung

Der Reaktorkern erzeugt auf verschiedene Weise Wärme:

• Die kinetische Energie der Spaltprodukte wird in Wärmeenergie umgewandelt, wenn diese Kerne mit benachbarten Atomen zusammenstoßen.
• Der Reaktor absorbiert einen Teil der bei der Spaltung entstehenden Gammastrahlen und wandelt deren Energie in Wärme um.
• Wärme wird durch den radioaktiven Zerfall von Spaltprodukten und Materialien erzeugt, die durch Neutronenabsorption aktiviert wurden. Diese Zerfallswärmequelle bleibt auch nach dem Abschalten des Reaktors noch einige Zeit erhalten. ⓘ

Ein Kilogramm Uran-235 (U-235), das durch nukleare Prozesse umgewandelt wird, setzt etwa drei Millionen Mal mehr Energie frei als ein Kilogramm konventionell verbrannte Kohle (7,2 × 10¹³ Joule pro Kilogramm Uran-235 gegenüber 2,4 × 10⁷ Joule pro Kilogramm Kohle). ⓘ

Bei der Spaltung eines Kilogramms Uran-235 werden etwa 19 Milliarden Kilokalorien freigesetzt, d. h. die von 1 kg Uran-235 freigesetzte Energie entspricht der Energie, die bei der Verbrennung von 2,7 Millionen kg Kohle freigesetzt wird. ⓘ

Kühlung

Ein Kühlmittel für den Kernreaktor - in der Regel Wasser, manchmal aber auch ein Gas oder ein flüssiges Metall (wie flüssiges Natrium oder Blei) oder geschmolzenes Salz - wird am Reaktorkern vorbeigeleitet, um die von ihm erzeugte Wärme zu absorbieren. Die Wärme wird aus dem Reaktor abgeführt und dann zur Dampferzeugung genutzt. Die meisten Reaktorsysteme verwenden ein Kühlsystem, das physisch von dem Wasser getrennt ist, das zur Erzeugung von Druckdampf für die Turbinen gekocht wird, wie beim Druckwasserreaktor. In einigen Reaktoren wird das Wasser für die Dampfturbinen jedoch direkt im Reaktorkern gekocht, z. B. im Siedewasserreaktor. ⓘ

Kontrolle der Reaktivität

Die Geschwindigkeit der Spaltungsreaktionen in einem Reaktorkern kann durch die Steuerung der Neutronenmenge, die weitere Spaltungsereignisse auslösen kann, geregelt werden. In Kernreaktoren werden in der Regel mehrere Methoden der Neutronenkontrolle angewandt, um die Leistung des Reaktors zu steuern. Einige dieser Methoden ergeben sich auf natürliche Weise aus der Physik des radioaktiven Zerfalls und werden beim Betrieb des Reaktors einfach berücksichtigt, andere sind Mechanismen, die zu einem bestimmten Zweck in die Reaktorkonstruktion eingebaut wurden. ⓘ

Die schnellste Methode, um die Menge der spaltungsauslösenden Neutronen in einem Reaktor zu regulieren, ist die Bewegung der Steuerstäbe. Steuerstäbe bestehen aus Neutronengiften und absorbieren daher Neutronen. Wenn ein Steuerstab tiefer in den Reaktor eingeführt wird, absorbiert er mehr Neutronen als das Material, das er verdrängt - häufig der Moderator. Dadurch stehen weniger Neutronen für die Spaltung zur Verfügung und die Leistung des Reaktors sinkt. Umgekehrt führt das Herausziehen des Steuerstabs zu einem Anstieg der Spaltungsereignisse und zu einer Erhöhung der Leistung. ⓘ

Die Physik des radioaktiven Zerfalls beeinflusst auch die Neutronenpopulationen in einem Reaktor. Ein solcher Prozess ist die verzögerte Neutronenemission durch eine Reihe von neutronenreichen Spaltisotopen. Diese verzögerten Neutronen machen etwa 0,65 % der insgesamt bei der Spaltung erzeugten Neutronen aus, der Rest (die so genannten "prompten Neutronen") wird unmittelbar bei der Spaltung freigesetzt. Die Spaltprodukte, die verzögerte Neutronen erzeugen, haben Halbwertszeiten für ihren Zerfall durch Neutronenemission, die von Millisekunden bis zu mehreren Minuten reichen, so dass viel Zeit erforderlich ist, um genau zu bestimmen, wann ein Reaktor den kritischen Punkt erreicht. Das Halten des Reaktors in der Zone der Kettenreaktivität, in der verzögerte Neutronen zum Erreichen eines kritischen Massenzustands erforderlich sind, ermöglicht es mechanischen Vorrichtungen oder menschlichen Bedienern, eine Kettenreaktion in "Echtzeit" zu steuern; andernfalls wäre die Zeit zwischen dem Erreichen der Kritikalität und der Kernschmelze infolge eines exponentiellen Energieschubs der normalen nuklearen Kettenreaktion zu kurz, um ein Eingreifen zu ermöglichen. Dieses letzte Stadium, in dem keine verzögerten Neutronen mehr zur Aufrechterhaltung der Kritikalität erforderlich sind, wird als prompter kritischer Punkt bezeichnet. Es gibt eine Skala zur Beschreibung der Kritikalität in numerischer Form, bei der die bloße Kritikalität mit null Dollar und der prompte kritische Punkt mit einem Dollar angegeben wird, während die anderen Punkte des Prozesses in Cents interpoliert werden. ⓘ

In einigen Reaktoren wirkt das Kühlmittel auch als Neutronenmoderator. Ein Moderator erhöht die Leistung des Reaktors, indem er bewirkt, dass die schnellen Neutronen, die bei der Spaltung freigesetzt werden, Energie verlieren und zu thermischen Neutronen werden. Thermische Neutronen verursachen mit größerer Wahrscheinlichkeit eine Spaltung als schnelle Neutronen. Handelt es sich bei dem Kühlmittel um einen Moderator, so können sich Temperaturänderungen auf die Dichte des Kühlmittels/Moderators auswirken und somit die Leistungsabgabe verändern. Ein Kühlmittel mit höherer Temperatur hätte eine geringere Dichte und wäre daher ein weniger wirksamer Moderator. ⓘ

In anderen Reaktoren wirkt das Kühlmittel wie ein Gift, indem es Neutronen auf dieselbe Weise absorbiert wie die Steuerstäbe. In diesen Reaktoren kann die Leistung durch Erhitzen des Kühlmittels erhöht werden, wodurch es zu einem weniger dichten Gift wird. Kernreaktoren verfügen in der Regel über automatische und manuelle Systeme, um den Reaktor im Falle einer Notabschaltung abzuschalten. Diese Systeme leiten große Mengen an Gift (häufig Bor in Form von Borsäure) in den Reaktor ein, um die Spaltungsreaktion abzuschalten, wenn unsichere Bedingungen festgestellt oder erwartet werden. ⓘ

Die meisten Reaktortypen reagieren empfindlich auf einen Prozess, der auch als Xenon-Vergiftung oder Jodgrube bekannt ist. Das übliche Spaltprodukt Xenon-135, das bei der Spaltung entsteht, wirkt wie ein Neutronengift, das Neutronen absorbiert und daher dazu neigt, den Reaktor abzuschalten. Die Anhäufung von Xenon-135 kann kontrolliert werden, indem die Leistung hoch genug gehalten wird, um es durch Neutronenabsorption so schnell zu zerstören, wie es erzeugt wird. Bei der Spaltung entsteht auch Jod-135, das wiederum (mit einer Halbwertszeit von 6,57 Stunden) zu neuem Xenon-135 zerfällt. Wenn der Reaktor abgeschaltet wird, zerfällt das Jod-135 weiter zu Xenon-135, was das Wiederanfahren des Reaktors für ein oder zwei Tage erschwert, da das Xenon-135 in Cäsium-135 zerfällt, das mit einer Halbwertszeit von 9,2 Stunden nicht annähernd so giftig ist wie Xenon-135. Dieser vorübergehende Zustand ist die "Jodgrube". Wenn der Reaktor über genügend zusätzliche Reaktivitätskapazität verfügt, kann er wieder angefahren werden. Da das zusätzliche Xenon-135 in Xenon-136 umgewandelt wird, das ein weitaus geringeres Neutronengift ist, kommt es im Reaktor innerhalb weniger Stunden zu einem "Xenon-Burnoff (Power) Transient". Es müssen weitere Steuerstäbe eingesetzt werden, um die Neutronenabsorption des verlorenen Xenon-135 zu ersetzen. Die Nichteinhaltung eines solchen Verfahrens war ein entscheidender Schritt bei der Katastrophe von Tschernobyl. ⓘ

Reaktoren, die für nukleare Schiffsantriebe (insbesondere Atom-U-Boote) eingesetzt werden, können oft nicht rund um die Uhr mit kontinuierlicher Leistung betrieben werden, wie dies bei Leistungsreaktoren an Land der Fall ist, und müssen darüber hinaus oft eine sehr lange Kernlebensdauer ohne Brennelementwechsel aufweisen. Aus diesem Grund verwenden viele Konstruktionen hochangereichertes Uran, enthalten aber brennbares Neutronengift in den Brennstäben. Auf diese Weise kann der Reaktor mit einem Überschuss an spaltbarem Material gebaut werden, das jedoch zu Beginn des Brennzyklus des Reaktors durch das Vorhandensein von neutronenabsorbierendem Material relativ sicher gemacht wird, das später durch normal produzierte langlebige Neutronengifte (weitaus langlebiger als Xenon-135) ersetzt wird, die sich im Laufe der Betriebsdauer der Brennstoffladung allmählich ansammeln. ⓘ

Erzeugung von elektrischem Strom

Die bei der Kernspaltung freigesetzte Energie erzeugt Wärme, von der ein Teil in nutzbare Energie umgewandelt werden kann. Eine gängige Methode zur Nutzung dieser Wärmeenergie besteht darin, sie zum Kochen von Wasser zu verwenden, um unter Druck stehenden Dampf zu erzeugen, der dann eine Dampfturbine antreibt, die einen Generator antreibt und Strom erzeugt. ⓘ

Frühe Reaktoren

Der Chicagoer Meiler, der erste Kernreaktor, wurde 1942 während des Zweiten Weltkriegs im Rahmen des Manhattan-Projekts der USA heimlich an der Universität von Chicago gebaut. ⓘ

Lise Meitner und Otto Hahn in ihrem Labor ⓘ

Einige Mitglieder des Chicagoer Meilerteams, darunter Enrico Fermi und Leó Szilárd ⓘ

Das Neutron wurde 1932 von dem britischen Physiker James Chadwick entdeckt. Das Konzept einer nuklearen Kettenreaktion, die durch von Neutronen vermittelte Kernreaktionen ausgelöst wird, wurde kurz darauf von dem ungarischen Wissenschaftler Leó Szilárd im Jahr 1933 erstmals umgesetzt. Er meldete seine Idee eines einfachen Reaktors im folgenden Jahr zum Patent an, als er bei der Admiralität in London arbeitete. Szilárds Idee beinhaltete jedoch nicht die Idee der Kernspaltung als Neutronenquelle, da dieser Prozess noch nicht entdeckt war. Szilárds Ideen für Kernreaktoren mit neutronenvermittelten nuklearen Kettenreaktionen in leichten Elementen erwiesen sich als nicht durchführbar. ⓘ

Die Inspiration für einen neuen Reaktortyp, der Uran verwendet, kam von der Entdeckung von Lise Meitner, Fritz Strassmann und Otto Hahn im Jahr 1938, dass der Beschuss von Uran mit Neutronen (durch eine Alpha-auf-Beryllium-Fusionsreaktion, eine "Neutronenhaubitze") einen Bariumrückstand erzeugt, der ihrer Meinung nach durch die Spaltung der Urankerne entsteht. Nachfolgende Untersuchungen Anfang 1939 (eine davon von Szilárd und Fermi) ergaben, dass bei der Spaltung auch mehrere Neutronen freigesetzt wurden, was die Möglichkeit einer nuklearen Kettenreaktion eröffnete, die Szilárd sechs Jahre zuvor angedacht hatte. ⓘ

Am 2. August 1939 unterzeichnete Albert Einstein einen (von Szilárd verfassten) Brief an Präsident Franklin D. Roosevelt, in dem er darauf hinwies, dass die Entdeckung der Uranspaltung zur Entwicklung "extrem leistungsfähiger Bomben eines neuen Typs" führen könnte, was der Erforschung von Reaktoren und der Kernspaltung neue Impulse verlieh. Szilárd und Einstein kannten sich gut und hatten bereits Jahre zuvor zusammengearbeitet, aber Einstein hatte nie über diese Möglichkeit der Kernenergie nachgedacht, bis Szilard ihm davon berichtete, zu Beginn seiner Bemühungen, den Einstein-Szilárd-Brief zu verfassen, um die US-Regierung zu alarmieren. ⓘ

Kurz darauf überfiel Hitlerdeutschland 1939 Polen und löste damit den Zweiten Weltkrieg in Europa aus. Die USA befanden sich noch nicht offiziell im Krieg, aber im Oktober, als ihm der Einstein-Szilárd-Brief zugestellt wurde, erklärte Roosevelt, dass der Zweck der Forschung darin bestehe, sicherzustellen, "dass die Nazis uns nicht in die Luft jagen". Das US-Atomprojekt folgte, wenn auch mit einiger Verzögerung, da die Skepsis (unter anderem von Fermi) bestehen blieb und auch die wenigen Regierungsbeamten, die anfangs mit dem Vorantreiben des Projekts beauftragt waren, wenig unternahmen. ⓘ

Im folgenden Jahr erhielt die US-Regierung das Frisch-Peierls-Memorandum aus dem Vereinigten Königreich, in dem festgestellt wurde, dass die für eine Kettenreaktion erforderliche Uranmenge weitaus geringer war als bisher angenommen. Das Memorandum war ein Produkt des MAUD-Ausschusses, der an dem britischen Atombombenprojekt "Tube Alloys" arbeitete, das später in das Manhattan-Projekt eingegliedert werden sollte. ⓘ

Der erste künstliche Kernreaktor, Chicago Pile-1, wurde schließlich Ende 1942 von einem Team unter der Leitung des italienischen Physikers Enrico Fermi an der Universität von Chicago gebaut. Zu diesem Zeitpunkt war das Programm bereits ein Jahr lang durch den Kriegseintritt der USA unter Druck geraten. Der Chicagoer Meiler erreichte die Kritikalität am 2. Dezember 1942 um 15:25 Uhr. Die Trägerstruktur des Reaktors bestand aus Holz, das einen Stapel (daher der Name) von Graphitblöcken trug, in die natürliche Uranoxid-"Pseudokugeln" oder "Briketts" eingebettet waren. ⓘ

Bald nach dem Chicagoer Meiler entwickelte das US-Militär ab 1943 eine Reihe von Kernreaktoren für das Manhattan-Projekt. Der Hauptzweck der größten Reaktoren (am Standort Hanford in Washington) war die Massenproduktion von Plutonium für Kernwaffen. Fermi und Szilard meldeten am 19. Dezember 1944 ein Patent auf Reaktoren an. Die Erteilung des Patents verzögerte sich um 10 Jahre wegen der Geheimhaltung während des Krieges. ⓘ

"Das erste Kernkraftwerk der Welt" - so steht es auf Schildern am Standort des EBR-I, der heute als Museum in der Nähe von Arco, Idaho, steht. Das ursprünglich als "Chicago Pile-4" bezeichnete Projekt wurde unter der Leitung von Walter Zinn für das Argonne National Laboratory durchgeführt. Dieser experimentelle LMFBR, der von der U.S. Atomic Energy Commission betrieben wurde, erzeugte bei einem Test am 20. Dezember 1951 0,8 kW und am folgenden Tag 100 kW (elektrisch), wobei er für eine Leistung von 200 kW (elektrisch) ausgelegt war. ⓘ

Neben der militärischen Nutzung von Kernreaktoren gab es auch politische Gründe, die zivile Nutzung der Atomenergie zu verfolgen. US-Präsident Dwight Eisenhower hielt am 8. Dezember 1953 vor der UN-Vollversammlung seine berühmte "Atoms for Peace"-Rede. Diese Diplomatie führte zur Verbreitung der Reaktortechnologie in amerikanischen Institutionen und weltweit. ⓘ

Das erste für zivile Zwecke gebaute Kernkraftwerk war das Kernkraftwerk AM-1 Obninsk, das am 27. Juni 1954 in der Sowjetunion in Betrieb genommen wurde. Es erzeugte etwa 5 MW (elektrisch). Es wurde nach dem F-1 (Kernreaktor) gebaut, der der erste kritische Reaktor in Europa war und ebenfalls von der Sowjetunion gebaut wurde. ⓘ

Nach dem Zweiten Weltkrieg suchte das US-Militär nach anderen Verwendungsmöglichkeiten für die Kernreaktortechnologie. Die Forschungen der Armee führten zu den Kraftwerken für Camp Century, Grönland, und McMurdo Station, Antarktis, dem Army Nuclear Power Program. Das Nuklearbomberprojekt der Air Force führte zum Salzschmelzenreaktor-Experiment. Die US-Marine hatte Erfolg, als sie die USS Nautilus (SSN-571) am 17. Januar 1955 mit Atomkraftantrieb in Fahrt brachte. ⓘ

Das erste kommerzielle Kernkraftwerk, Calder Hall in Sellafield, England, wurde 1956 mit einer anfänglichen Kapazität von 50 MW (später 200 MW) eröffnet. ⓘ

Der erste tragbare Kernreaktor "Alco PM-2A" wurde von 1960 bis 1963 zur Stromerzeugung (2 MW) im Camp Century eingesetzt. ⓘ

Primärkühlsystem mit Reaktordruckbehälter (rot), Dampferzeugern (lila), Druckhalter (blau) und Pumpen (grün) im Druckwasserreaktor Hualong One mit drei Kühlkreisläufen ⓘ

Reaktortypen

•   PWR: 277 (63,2%)
•   BWR: 80 (18,3%)
•   GCR: 15 (3,4%)
•   PHWR: 49 (11,2%)
•   LWGR: 15 (3,4%)
•   FBR: 2 (0,5%)

Anzahl der Reaktoren nach Typ (Ende 2014)

•   PWR: 257,2 (68,3%)
•   BWR: 75,5 (20,1%)
•   GCR: 8,2 (2,2%)
•   PHWR: 24,6 (6,5%)
•   LWGR: 10,2 (2,7%)
•   FBR: 0,6 (0,2%)

Nettostromkapazität (GWe) nach Typ (Ende 2014) ⓘ

Der PULSTAR-Reaktor des NC State ist ein 1-MW-Forschungsreaktor vom Pool-Typ mit 4% angereichertem Stiftbrennstoff, der aus UO₂-Pellets in einer Zirkaloy-Umhüllung besteht. ⓘ

Weiterhin gibt es Brutreaktoren (Schnelle Brüter), in denen zusätzlich zur Energiefreisetzung ²³⁸U so in ²³⁹Pu umgewandelt wird, so dass mehr neues Spaltmaterial entsteht als zugleich verbraucht wird. Diese Technologie ist auch sicherheitstechnisch anspruchsvoller als die der anderen Typen. Ihr Vorteil ist, dass mit ihr die Uranvorräte der Erde bis zu 50–100 mal besser ausgenutzt werden können als wenn nur das ²³⁵U „verbrannt“ wird. Brutreaktoren arbeiten mit schnellen Neutronen und verwenden flüssiges Metall wie Natrium als Kühlmittel. ⓘ

Kleinere nicht brütende Reaktoren mit Flüssigmetallkühlung (Blei-Bismut-Legierung) wurden in sowjetischen U-Booten eingesetzt. ⓘ

Die ersten Versuchsreaktoren waren simple Aufschichtungen von spaltbarem Material. Ein Beispiel dafür ist der Reaktor Chicago Pile, in dem die erste kontrollierte Kernspaltung stattfand. Moderne Reaktoren werden nach der Art der Kühlung, der Moderation, des verwendeten Brennstoffs und der Bauweise unterteilt. ⓘ

Klassifizierungen

Nach Art der Kernreaktion

Alle kommerziellen Leistungsreaktoren basieren auf der Kernspaltung. Sie verwenden in der Regel Uran und dessen Produkt Plutonium als Kernbrennstoff, obwohl auch ein Thorium-Brennstoffkreislauf möglich ist. Spaltungsreaktoren lassen sich grob in zwei Klassen einteilen, je nach der Energie der Neutronen, die die Kettenreaktion der Spaltung aufrechterhalten:

• Thermische Neutronenreaktoren verwenden verlangsamte oder thermische Neutronen, um die Spaltung ihres Brennstoffs aufrechtzuerhalten. Fast alle heutigen Reaktoren sind von diesem Typ. Sie enthalten Neutronenmoderatormaterialien, die die Neutronen verlangsamen, bis ihre Neutronentemperatur thermisch wird, d. h. bis sich ihre kinetische Energie der durchschnittlichen kinetischen Energie der sie umgebenden Teilchen annähert. Thermische Neutronen haben einen weitaus höheren Wirkungsquerschnitt (Wahrscheinlichkeit) für die Spaltung der spaltbaren Kerne Uran-235, Plutonium-239 und Plutonium-241 und eine relativ geringere Wahrscheinlichkeit für den Neutroneneinfang durch Uran-238 (U-238) im Vergleich zu den schnelleren Neutronen, die ursprünglich aus der Spaltung resultieren, was die Verwendung von niedrig angereichertem Uran oder sogar Natururan als Brennstoff ermöglicht. Der Moderator ist häufig auch das Kühlmittel, in der Regel Wasser unter hohem Druck, um den Siedepunkt zu erhöhen. Diese sind von einem Reaktorbehälter, Instrumenten zur Überwachung und Steuerung des Reaktors, einer Strahlenabschirmung und einem Containment-Gebäude umgeben.
• Schnelle Neutronenreaktoren verwenden schnelle Neutronen, um die Spaltung des Brennstoffs zu bewirken. Sie verfügen nicht über einen Neutronenmoderator und verwenden weniger moderierende Kühlmittel. Die Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion erfordert eine höhere Anreicherung des Brennstoffs mit spaltbarem Material (etwa 20 % oder mehr), da die Wahrscheinlichkeit einer Spaltung im Vergleich zum Einfangen von U-238 relativ gering ist. Schnelle Reaktoren haben das Potenzial, weniger transuranische Abfälle zu produzieren, da alle Aktinide mit schnellen Neutronen spaltbar sind, aber sie sind schwieriger zu bauen und teurer im Betrieb. Insgesamt sind schnelle Reaktoren in den meisten Anwendungen weniger verbreitet als thermische Reaktoren. Einige frühe Kraftwerke waren schnelle Reaktoren, ebenso wie einige russische Schiffsantriebseinheiten. Der Bau von Prototypen wird fortgesetzt (siehe Schnelle Brüter oder Reaktoren der Generation IV). ⓘ

Im Prinzip könnte Fusionsenergie durch Kernfusion von Elementen wie dem Deuterium-Isotop des Wasserstoffs erzeugt werden. Obwohl seit mindestens den 1940er Jahren intensiv daran geforscht wird, wurde bisher noch kein selbsttragender Fusionsreaktor für irgendeinen Zweck gebaut. ⓘ

Nach Moderatorenmaterial

Verwendet in thermischen Reaktoren:

• Graphitmoderierte Reaktoren
• Wassermoderierte Reaktoren
  • Schwerwasserreaktoren (verwendet in Kanada, Indien, Argentinien, China, Pakistan, Rumänien und Südkorea).
  • Leichtwasser-moderierte Reaktoren (LWRs). Leichtwasserreaktoren (die häufigste Art von thermischen Reaktoren) verwenden normales Wasser zur Kühlung der Reaktoren. Da das leichte Wasserstoffisotop ein leichtes Neutronengift ist, benötigen diese Reaktoren künstlich angereicherte Brennstoffe. Erhöht sich die Temperatur des Wassers bei Betriebstemperatur, sinkt seine Dichte, und weniger Neutronen, die das Wasser durchqueren, werden ausreichend verlangsamt, um weitere Reaktionen auszulösen. Diese negative Rückkopplung stabilisiert die Reaktionsgeschwindigkeit. Graphit- und Schwerwasserreaktoren sind in der Regel stärker thermisiert als Leichtwasserreaktoren. Aufgrund der zusätzlichen Thermalisierung und des Fehlens der leichten Wasserstoffvergiftung können diese Reaktortypen natürliches Uran/unangereicherten Brennstoff verwenden.
• Mit leichten Elementen moderierte Reaktoren.
  • Salzschmelzenreaktoren (MSR) werden durch leichte Elemente wie Lithium oder Beryllium moderiert, die Bestandteile der Kühlmittel-/Brennstoffmatrixsalze "LiF" und "BeF₂", "LiCh" und "BeCh₂" sind, und auch andere Salze, die leichte Elemente enthalten, können eine moderierende Wirkung haben.
  • Flüssigmetallgekühlte Reaktoren, deren Kühlmittel eine Mischung aus Blei und Wismut ist, können BeO als Moderator verwenden.
• Organisch moderierte Reaktoren (OMR) verwenden Biphenyl und Terphenyl als Moderatoren und Kühlmittel. ⓘ

Mit Kühlmittel

Behandlung des inneren Teils eines WWER-1000-Reaktorrahmens in Atommasch ⓘ

In thermischen Kernreaktoren (insbesondere LWR) fungiert das Kühlmittel als Moderator, der die Neutronen abbremsen muss, bevor sie vom Brennstoff effizient absorbiert werden können. ⓘ

• Wassergekühlter Reaktor. Sie machen die große Mehrheit der in Betrieb befindlichen Kernreaktoren aus: 2014 waren 93 % der weltweiten Kernreaktoren wassergekühlt und stellten etwa 95 % der gesamten nuklearen Erzeugungskapazität der Welt.
  • Druckwasserreaktor (DWR) Druckwasserreaktoren stellen die große Mehrheit aller westlichen Kernkraftwerke dar.
    • Ein Hauptmerkmal von DWR ist ein Druckhalter, ein spezieller Druckbehälter. Die meisten kommerziellen DWR und Marinereaktoren verwenden Druckhalter. Im Normalbetrieb ist der Druckhalter teilweise mit Wasser gefüllt, und über ihm wird eine Dampfblase aufrechterhalten, indem das Wasser mit Unterwasserheizungen erhitzt wird. Im Normalbetrieb ist der Druckhalter mit dem primären Reaktordruckbehälter (RDB) verbunden, und die Druckhalter-"Blase" bietet einen Expansionsraum für Änderungen des Wasservolumens im Reaktor. Diese Anordnung ermöglicht auch eine Druckregelung des Reaktors, indem der Dampfdruck im Druckhalter mit Hilfe der Druckhalterheizungen erhöht oder gesenkt wird.
    • Druckwasserreaktoren mit schwerem Wasser sind eine Untergruppe der Druckwasserreaktoren, die ebenfalls einen isolierten Wärmetransportkreislauf unter Druck haben, aber schweres Wasser als Kühlmittel und Moderator verwenden, da es größere Neutroneneinsparungen bietet.
  • Siedewasserreaktor (BWR)
    • Siedewasserreaktoren zeichnen sich dadurch aus, dass das Wasser um die Brennstäbe im unteren Teil des Druckbehälters des Primärreaktors kocht. Ein Siedewasserreaktor verwendet ²³⁵U, das als Urandioxid angereichert ist, als Brennstoff. Die Brennstäbe befinden sich in einem Stahlbehälter, der in Wasser getaucht ist. Durch die Kernspaltung wird das Wasser zum Sieden gebracht und Dampf erzeugt. Dieser Dampf strömt durch Rohre in Turbinen. Die Turbinen werden durch den Dampf angetrieben, und durch diesen Prozess wird Strom erzeugt. Im Normalbetrieb wird der Druck durch die Dampfmenge geregelt, die vom Reaktordruckbehälter zur Turbine fließt.
  • Überkritischer Wasserreaktor (SCWR)
    • SCWR sind ein Reaktorkonzept der Generation IV, bei dem der Reaktor bei überkritischem Druck betrieben wird und Wasser zu einer überkritischen Flüssigkeit erhitzt wird, die nie in Dampf übergeht, sich aber wie Sattdampf verhält, um einen Dampferzeuger anzutreiben.
  • Wasserreaktor mit reduzierter Moderation [RWMR], bei dem höher angereicherter Brennstoff verwendet wird und die Brennelemente näher beieinander liegen, um ein schnelleres Neutronenspektrum zu ermöglichen, das manchmal auch als epithermisches Neutronenspektrum bezeichnet wird.
  • Poolreaktor kann sich auf druckwassergekühlte offene Poolreaktoren beziehen, ist aber nicht zu verwechseln mit Pool-LMFBR, die mit Natrium gekühlt werden.
  • Einige Reaktoren wurden mit schwerem Wasser gekühlt, das auch als Moderator diente. Beispiele hierfür sind:
    • Frühe CANDU-Reaktoren (spätere Reaktoren verwenden einen Schwerwasser-Moderator, aber ein Leichtwasser-Kühlmittel)
    • Forschungsreaktoren der DIDO-Klasse
• Flüssigmetallgekühlter Reaktor. Da Wasser ein Moderator ist, kann es nicht als Kühlmittel in einem schnellen Reaktor verwendet werden. Zu den Flüssigmetallkühlmitteln gehören Natrium, NaK, Blei, Blei-Wismut-Eutektikum und in frühen Reaktoren auch Quecksilber.
  • Natriumgekühlter schneller Reaktor
  • Bleigekühlter schneller Reaktor
• Gasgekühlte Reaktoren werden durch ein zirkulierendes Gas gekühlt. In kommerziellen Kernkraftwerken wird in der Regel Kohlendioxid verwendet, z. B. in den aktuellen britischen AGR-Kernkraftwerken und früher in einer Reihe von britischen, französischen, italienischen und japanischen Anlagen der ersten Generation. Stickstoff und Helium wurden ebenfalls verwendet, wobei Helium als besonders geeignet für Hochtemperaturanlagen gilt. Die Nutzung der Wärme ist je nach Reaktor unterschiedlich. In kommerziellen Kernkraftwerken wird das Gas durch einen Wärmetauscher geleitet, um Dampf für eine Dampfturbine zu erzeugen. Bei einigen Versuchsanlagen wird das Gas so heiß, dass es direkt eine Gasturbine antreiben kann.
• Salzschmelzenreaktoren (MSR) werden durch die Zirkulation eines geschmolzenen Salzes gekühlt, in der Regel ein eutektisches Gemisch aus Fluoridsalzen wie FLiBe. In einem typischen MSR dient das Kühlmittel auch als Matrix, in der das spaltbare Material aufgelöst wird. Andere verwendete eutektische Salzkombinationen sind "ZrF₄" mit "NaF" und "LiCh" mit "BeCh₂".
• Organische Kernreaktoren verwenden anstelle von Wasser organische Flüssigkeiten wie Biphenyl und Terphenyl als Kühlmittel. ⓘ

Nach Generationen

• Reaktor der Generation I (frühe Prototypen wie das Atomkraftwerk Shippingport, Forschungsreaktoren, nicht kommerziell genutzte Reaktoren zur Stromerzeugung)
• Reaktor der Generation II (die meisten aktuellen Kernkraftwerke, 1965-1996)
• Reaktoren der Generation III (evolutionäre Verbesserungen bestehender Konzepte, 1996-2016)
• Reaktor der Generation III+ (evolutionäre Weiterentwicklung von Reaktoren der Generation III, die im Vergleich zu den Reaktorkonzepten der Generation III mehr Sicherheit bietet, 2017-2021)
• Reaktor der Generation IV (Technologien noch in der Entwicklung; Starttermin unbekannt, möglicherweise 2030) ⓘ

2003 war das französische Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA) das erste, das in der Nucleonics Week auf "Gen II"-Typen hinwies. ⓘ

Die erste Erwähnung von "Gen III" erfolgte im Jahr 2000 im Zusammenhang mit dem Start der Pläne des Internationalen Forums für die Generation IV (GIF). ⓘ

"Gen IV" wurde im Jahr 2000 vom Energieministerium der Vereinigten Staaten (DOE) für die Entwicklung neuer Anlagentypen genannt. ⓘ

Nach Brennstoffphase

• Feststoffbefeuert
• Flüssigbrennstoff
  • Wässriger homogener Reaktor
  • Salzschmelzen-Reaktor
• Gasbefeuert (theoretisch) ⓘ

Nach Form des Kerns

• Kubisch
• Zylindrisch
• Achteckig
• Sphärisch
• Platte
• Ringförmig ⓘ

Durch Verwendung

• Elektrizität
  • Kernkraftwerke einschließlich kleiner modularer Reaktoren
• Antrieb, siehe Nuklearantrieb
  • Nukleare Schiffsantriebe
  • Verschiedene vorgeschlagene Formen des Raketenantriebs
• Andere Verwendungen von Wärme
  • Entsalzung
  • Wärme für die Beheizung von Haushalten und Industrie
  • Wasserstoffproduktion zur Verwendung in einer Wasserstoffwirtschaft
• Produktionsreaktoren für die Transmutation von Elementen
  • Brutreaktoren sind in der Lage, mehr spaltbares Material zu produzieren, als sie während der Spaltungskettenreaktion verbrauchen (durch Umwandlung von fruchtbarem U-238 in Pu-239 oder von Th-232 in U-233). So kann ein Uran-Brutreaktor, wenn er einmal in Betrieb ist, mit natürlichem oder sogar abgereichertem Uran nachgefüllt werden, und ein Thorium-Brutreaktor kann mit Thorium nachgefüllt werden; allerdings ist ein anfänglicher Bestand an spaltbarem Material erforderlich.
  • Herstellung verschiedener radioaktiver Isotope wie Americium zur Verwendung in Rauchmeldern sowie Kobalt-60, Molybdän-99 und andere, die für die Bildgebung und medizinische Behandlung verwendet werden.
  • Herstellung von Materialien für Kernwaffen wie waffenfähiges Plutonium
• Bereitstellung einer Quelle für Neutronenstrahlung (z. B. mit dem gepulsten Godiva-Gerät) und Positronenstrahlung (z. B. für die Neutronenaktivierungsanalyse und die Kalium-Argon-Datierung)
• Forschungsreaktor: In der Regel Reaktoren, die für Forschung und Ausbildung, Materialtests oder die Herstellung von Radioisotopen für Medizin und Industrie verwendet werden. Sie sind viel kleiner als Leistungsreaktoren oder Schiffsantriebe und befinden sich oft auf Universitätsgeländen. Es sind etwa 280 solcher Reaktoren in 56 Ländern in Betrieb. Einige werden mit hochangereichertem Uranbrennstoff betrieben, und es gibt internationale Bemühungen, niedrigangereicherten Brennstoff zu ersetzen. ⓘ

Aktuelle Technologien

Diablo Canyon - ein DWR ⓘ

• Druckwasserreaktoren (DWR) [Moderator: Hochdruckwasser; Kühlmittel: Hochdruckwasser] ⓘ

Diese Reaktoren verwenden einen Druckbehälter zur Aufnahme des Kernbrennstoffs, der Steuerstäbe, des Moderators und des Kühlmittels. Das heiße radioaktive Wasser, das den Druckbehälter verlässt, wird in einem Kreislauf durch einen Dampferzeuger geleitet, der wiederum einen zweiten (nicht-radioaktiven) Wasserkreislauf zu Dampf erhitzt, der Turbinen antreiben kann. Sie stellen die Mehrheit (etwa 80 %) der heutigen Reaktoren dar. Hierbei handelt es sich um ein thermisches Neutronenreaktordesign. Die neuesten Reaktoren sind der russische WWER-1200, der japanische Advanced Pressurized Water Reactor, der amerikanische AP1000, der chinesische Hualong Pressurized Reactor und der deutsch-französische European Pressurized Reactor. Alle Marinereaktoren der Vereinigten Staaten sind von diesem Typ.

• Siedewasserreaktoren (BWR) [Moderator: Niederdruckwasser; Kühlmittel: Niederdruckwasser] ⓘ

Ein SWR ist wie ein DWR ohne den Dampferzeuger. Durch den niedrigeren Druck des Kühlwassers kann dieses im Druckbehälter sieden und den Dampf erzeugen, der die Turbinen antreibt. Anders als bei einem DWR gibt es keinen Primär- und Sekundärkreislauf. Der thermische Wirkungsgrad dieser Reaktoren kann höher sein, und sie können einfacher und sogar potenziell stabiler und sicherer sein. Hierbei handelt es sich um ein thermisches Neutronenreaktordesign, dessen neueste Vertreter der Advanced Boiling Water Reactor und der Economic Simplified Boiling Water Reactor sind. ⓘ

Das Kernkraftwerk CANDU Qinshan ⓘ

• Druckwasser-Schwerwasserreaktor (PHWR) [Moderator: Hochdruck-Schwerwasser; Kühlmittel: Hochdruck-Schwerwasser] ⓘ

Eine kanadische Konstruktion (bekannt als CANDU), die dem Druckwasserreaktor sehr ähnlich ist, aber schweres Wasser verwendet. Schweres Wasser ist zwar wesentlich teurer als normales Wasser, hat aber eine höhere Neutronenausbeute (erzeugt eine größere Anzahl thermischer Neutronen), so dass der Reaktor ohne Brennstoffanreicherungsanlagen betrieben werden kann. Anstelle eines einzigen großen Druckbehälters wie bei einem DWR befindet sich der Brennstoff in Hunderten von Druckrohren. Diese Reaktoren werden mit Natururan befeuert und sind als thermische Neutronenreaktoren konzipiert. PHWRs können bei voller Leistung nachgefüllt werden (Online-Beschickung), wodurch sie das Uran sehr effizient nutzen (dies ermöglicht eine präzise Flusskontrolle im Kern). CANDU-PHWRs wurden in Kanada, Argentinien, China, Indien, Pakistan, Rumänien und Südkorea gebaut. Auch Indien betreibt eine Reihe von PHWR, die oft als 'CANDU-Derivate' bezeichnet werden und gebaut wurden, nachdem die kanadische Regierung nach dem Atomwaffentest des Smiling Buddha im Jahr 1974 die Nukleargeschäfte mit Indien eingestellt hatte.

Das Kernkraftwerk Ignalina - ein RBMK-Typ (2009 geschlossen)

• Reaktor Bolschoi Moschnosti Kanalniy (Hochleistungskanalreaktor) (RBMK) [Moderator: Graphit; Kühlmittel: Hochdruckwasser] ⓘ

RBMKs sind eine sowjetische Konstruktion und ähneln in mancher Hinsicht dem CANDU, da sie während des Leistungsbetriebs aufgetankt werden können und eine Druckrohrkonstruktion anstelle eines Druckbehälters im Stil eines DWR verwenden. Im Gegensatz zu CANDU sind sie jedoch sehr instabil und groß, was den Bau von Containment-Gebäuden für sie teuer macht. Auch bei der RBMK-Konstruktion wurden eine Reihe kritischer Sicherheitsmängel festgestellt, von denen einige jedoch nach der Katastrophe von Tschernobyl behoben wurden. Ihre Hauptattraktion ist die Verwendung von leichtem Wasser und unangereichertem Uran. Im Jahr 2022 sind noch 8 Reaktoren in Betrieb, vor allem aufgrund von Sicherheitsverbesserungen und der Unterstützung durch internationale Sicherheitsbehörden wie das DOE. Trotz dieser Sicherheitsverbesserungen gelten RBMK-Reaktoren immer noch als eines der gefährlichsten Reaktorkonzepte, die in Betrieb sind. RBMK-Reaktoren wurden nur in der ehemaligen Sowjetunion eingesetzt. ⓘ

Das Magnox-Kernkraftwerk Sizewell A ⓘ

Das Kernkraftwerk Torness - ein AGR ⓘ

• Gasgekühlter Reaktor (GCR) und fortgeschrittener gasgekühlter Reaktor (AGR) [Moderator: Graphit; Kühlmittel: Kohlendioxid] ⓘ

Diese Reaktortypen haben im Vergleich zu Druckwasserreaktoren aufgrund der höheren Betriebstemperaturen einen höheren thermischen Wirkungsgrad. Es gibt eine Reihe von in Betrieb befindlichen Reaktoren dieser Bauart, hauptsächlich im Vereinigten Königreich, wo das Konzept entwickelt wurde. Ältere Anlagen (z. B. Magnox-Kraftwerke) sind entweder stillgelegt oder werden es in naher Zukunft sein. Die AGRs haben jedoch eine voraussichtliche Lebensdauer von weiteren 10 bis 20 Jahren. Es handelt sich um einen thermischen Neutronenreaktor. Die Stilllegungskosten können aufgrund des großen Volumens des Reaktorkerns hoch sein.

• Schneller Flüssigmetall-Brutreaktor (LMFBR) [Moderator: kein; Kühlmittel: Flüssigmetall] ⓘ

Verkleinertes Modell des TOPAZ-Kernreaktors ⓘ

Dieser völlig unmoderierte Reaktor produziert mehr Brennstoff als er verbraucht. Man sagt, dass sie Brennstoff "brüten", weil sie während des Betriebs durch Neutroneneinfang spaltbaren Brennstoff produzieren. Diese Reaktoren können in Bezug auf den Wirkungsgrad ähnlich wie ein DWR funktionieren und benötigen keinen großen Hochdruckbehälter, da das flüssige Metall selbst bei sehr hohen Temperaturen nicht unter hohem Druck gehalten werden muss. Diese Reaktoren sind für schnelle Neutronen und nicht für thermische Neutronen ausgelegt. Diese Reaktoren gibt es in zwei Ausführungen:

Der Superphénix, der 1998 stillgelegt wurde, war einer der wenigen FBRs. ⓘ

Bleigekühlt

Die Verwendung von Blei als Flüssigmetall bietet eine hervorragende Strahlungsabschirmung und ermöglicht den Betrieb bei sehr hohen Temperaturen. Außerdem ist Blei (größtenteils) transparent für Neutronen, so dass weniger Neutronen im Kühlmittel verloren gehen und das Kühlmittel nicht radioaktiv wird. Im Gegensatz zu Natrium ist Blei größtenteils inert, so dass die Gefahr einer Explosion oder eines Unfalls geringer ist, aber so große Bleimengen können unter toxikologischen und Entsorgungsgesichtspunkten problematisch sein. Häufig wird in einem solchen Reaktor ein eutektisches Blei-Wismut-Gemisch verwendet. In diesem Fall würde das Wismut geringfügige Strahlungsprobleme verursachen, da es für Neutronen nicht ganz so transparent ist und leichter in ein radioaktives Isotop umgewandelt werden kann als Blei. Das russische U-Boot der Alfa-Klasse verwendet einen blei- und wismutgekühlten Schnellreaktor als Hauptantriebseinheit.

Natriumgekühlt

Die meisten LMFBRs sind von diesem Typ. Die TOPAZ, BN-350 und BN-600 in der UdSSR, Superphénix in Frankreich und Fermi-I in den Vereinigten Staaten waren Reaktoren dieses Typs. Natrium ist relativ leicht zu beschaffen und zu verarbeiten und verhindert die Korrosion an den verschiedenen Reaktorteilen, die in Natrium getaucht sind. Natrium explodiert jedoch heftig, wenn es mit Wasser in Berührung kommt, daher ist Vorsicht geboten, aber solche Explosionen wären nicht heftiger als (zum Beispiel) ein Austritt von überhitzter Flüssigkeit aus einem Druckwasserreaktor. Der Monju-Reaktor in Japan erlitt 1995 ein Natriumleck und konnte erst im Mai 2010 wieder angefahren werden. Der EBR-I, der erste Reaktor mit einer Kernschmelze im Jahr 1955, war ebenfalls ein natriumgekühlter Reaktor.

• Kugelhaufenreaktoren (PBR) [Moderator: Graphit; Kühlmittel: Helium]

Bei diesen Reaktoren wird der Brennstoff in Keramikkugeln gegossen, durch die dann Gas zirkuliert. Das Ergebnis ist ein effizienter, wartungsarmer und sehr sicherer Reaktor mit kostengünstigem, standardisiertem Brennstoff. Der Prototyp war der AVR, und der HTR-10 ist in China in Betrieb, wo auch der HTR-PM entwickelt wird. Der HTR-PM wird voraussichtlich der erste Reaktor der Generation IV sein, der in Betrieb genommen wird.

• Salzschmelzenreaktoren (MSR) [Moderator: Graphit oder kein Moderator für MSR mit schnellem Spektrum; Kühlmittel: Salzschmelzengemisch]

Bei diesen Reaktoren werden die Brennstoffe in Fluorid- oder Chlorsalzen aufgelöst, oder es werden solche Salze als Kühlmittel verwendet. MSR haben potenziell viele Sicherheitsmerkmale, darunter das Fehlen von hohen Drücken oder leicht entzündlichen Komponenten im Kern. Aufgrund ihres hohen Wirkungsgrads und ihrer hohen Leistungsdichte wurden sie ursprünglich für den Antrieb von Flugzeugen konzipiert. Ein Prototyp, das Molten-Salt Reactor Experiment, wurde gebaut, um die Durchführbarkeit des Flüssigfluorid-Thorium-Reaktors zu bestätigen, eines thermischen Spektralreaktors, der aus Thorium spaltbaren Uran-233-Brennstoff erzeugen würde.

• Wässriger homogener Reaktor (AHR) [Moderator: Leicht- oder Schwerwasser unter hohem Druck; Kühlmittel: Leicht- oder Schwerwasser unter hohem Druck] ⓘ

Diese Reaktoren verwenden als Brennstoff lösliche Nuklearsalze (in der Regel Uransulfat oder Urannitrat), die in Wasser gelöst und mit dem Kühlmittel und dem Moderator vermischt sind. Im April 2006 waren nur fünf AHRs in Betrieb. ⓘ

Zukünftige und sich entwickelnde Technologien

Fortgeschrittene Reaktoren

Mehr als ein Dutzend fortgeschrittene Reaktorkonzepte befinden sich in verschiedenen Entwicklungsstadien. Bei einigen handelt es sich um Weiterentwicklungen der oben genannten DWR-, SWR- und PHWR-Konzepte, bei anderen um radikalere Abwandlungen. Zu den ersteren gehören der fortgeschrittene Siedewasserreaktor (ABWR), von dem zwei bereits in Betrieb und weitere im Bau sind, sowie der geplante passiv sichere Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) und die AP1000-Blöcke (siehe Programm Kernenergie 2010).

• Der Integral Fast Reactor (IFR) wurde in den 1980er Jahren gebaut, getestet und evaluiert und dann in den 1990er Jahren unter der Clinton-Regierung aufgrund der Politik der Nichtverbreitung von Kernwaffen aufgegeben. Die Wiederaufbereitung abgebrannter Brennelemente ist das Kernstück seiner Konstruktion, weshalb er nur einen Bruchteil der Abfälle aktueller Reaktoren erzeugt.
• Der Kugelhaufenreaktor, ein gasgekühlter Hochtemperaturreaktor (HTGCR), ist so konzipiert, dass hohe Temperaturen die Leistungsabgabe durch Dopplerverbreiterung des Neutronenquerschnitts des Brennstoffs verringern. Er verwendet keramische Brennstoffe, so dass seine sicheren Betriebstemperaturen den Temperaturbereich der Leistungsreduzierung übersteigen. Die meisten Konstruktionen werden mit inertem Helium gekühlt. Helium ist nicht anfällig für Dampfexplosionen, widersteht der Neutronenabsorption, die zu Radioaktivität führt, und löst keine Verunreinigungen auf, die radioaktiv werden können. Typische Konstruktionen haben mehr Schichten (bis zu 7) passiver Sicherheitsbehälter als Leichtwasserreaktoren (normalerweise 3). Ein einzigartiges Merkmal, das die Sicherheit erhöhen kann, ist die Tatsache, dass die Brennstoffkugeln den Kernmechanismus bilden und nach und nach ausgetauscht werden, wenn sie altern. Die Konstruktion des Brennstoffs macht die Wiederaufbereitung des Brennstoffs teuer.
• Der kleine, versiegelte, transportable, autonome Reaktor (SSTAR) wird vor allem in den USA erforscht und entwickelt und ist als schneller Brutreaktor gedacht, der passiv sicher ist und aus der Ferne abgeschaltet werden kann, falls der Verdacht aufkommt, dass er manipuliert wird.
• Der Clean and Environmentally Safe Advanced Reactor (CAESAR) ist ein Kernreaktorkonzept, bei dem Dampf als Moderator verwendet wird - dieser Entwurf befindet sich noch in der Entwicklung.
• Der Wasserreaktor mit reduzierter Moderation baut auf dem derzeit verwendeten fortgeschrittenen Siedewasserreaktor (ABWR) auf, ist aber kein vollständig schneller Reaktor, sondern verwendet hauptsächlich epithermische Neutronen, die in ihrer Geschwindigkeit zwischen thermischen und schnellen Neutronen liegen.
• Das wasserstoffmoderierte selbstregulierende Kernkraftmodul (HPM) ist ein Reaktorkonzept des Los Alamos National Laboratory, das Uranhydrid als Brennstoff verwendet.
• Unterkritische Reaktoren sollen sicherer und stabiler sein, werfen aber eine Reihe von technischen und wirtschaftlichen Schwierigkeiten auf. Ein Beispiel ist der Energieverstärker.
• Reaktoren auf Thoriumbasis - Es ist möglich, Thorium-232 in speziell dafür konzipierten Reaktoren in U-233 umzuwandeln. Auf diese Weise kann Thorium, das viermal so häufig vorkommt wie Uran, zur Herstellung von U-233-Kernbrennstoff verwendet werden. Man geht davon aus, dass U-233 im Vergleich zum traditionell verwendeten U-235 vorteilhafte nukleare Eigenschaften aufweist, darunter eine bessere Neutronenausbeute und eine geringere Produktion langlebiger transuranischer Abfälle.
  • Fortgeschrittener Schwerwasserreaktor (AHWR) - Ein vorgeschlagener schwerwassermoderierter Kernkraftreaktor, der die nächste Generation des PHWR-Typs sein wird. Wird derzeit im Bhabha Atomic Research Centre (BARC), Indien, entwickelt.
  • KAMINI - Ein einzigartiger Reaktor, der das Isotop Uran-233 als Brennstoff verwendet. Gebaut in Indien von BARC und Indira Gandhi Center for Atomic Research (IGCAR).
  • Indien plant auch den Bau von schnellen Brühreaktoren, die den Brennstoffkreislauf Thorium-Uran-233 nutzen. Der in Kalpakkam (Indien) betriebene FBTR (Schneller Brüter-Testreaktor) verwendet Plutonium als Brennstoff und flüssiges Natrium als Kühlmittel.
  • China, das die Kontrolle über das Cerro-Impacto-Vorkommen hat, verfügt über einen Reaktor und hofft, Kohleenergie durch Kernenergie ersetzen zu können. ⓘ

Rolls-Royce will Kernreaktoren für die Herstellung von Synfuel für Flugzeuge verkaufen. ⓘ

Reaktoren der Generation IV

Bei den Reaktoren der Generation IV handelt es sich um eine Reihe von theoretischen Kernreaktorkonzepten, die derzeit erforscht werden. Es wird allgemein erwartet, dass diese Konzepte nicht vor 2030 für den kommerziellen Bau zur Verfügung stehen werden. Die derzeit weltweit in Betrieb befindlichen Reaktoren werden im Allgemeinen als Systeme der zweiten oder dritten Generation betrachtet, wobei die Systeme der ersten Generation bereits vor einiger Zeit außer Betrieb genommen wurden. Die Erforschung dieser Reaktortypen wurde offiziell vom Internationalen Forum Generation IV (GIF) auf der Grundlage von acht Technologiezielen in Angriff genommen. Die Hauptziele sind die Verbesserung der nuklearen Sicherheit, die Erhöhung des Verbreitungsschutzes, die Minimierung des Abfalls und der Nutzung natürlicher Ressourcen sowie die Senkung der Kosten für den Bau und den Betrieb solcher Anlagen.

• Gasgekühlter schneller Reaktor
• Bleigekühlter schneller Reaktor
• Salzschmelzen-Reaktor
• Natriumgekühlter schneller Reaktor
• Überkritischer Wasserreaktor
• Sehr-Hochtemperatur-Reaktor ⓘ

Reaktoren der Generation V+

Bei den Reaktoren der Generation V handelt es sich um Konzepte, die theoretisch möglich sind, aber derzeit nicht aktiv erwogen oder erforscht werden. Obwohl einige Reaktoren der Generation V potenziell mit der derzeitigen oder in naher Zukunft verfügbaren Technologie gebaut werden könnten, stoßen sie aus wirtschaftlichen, praktischen und sicherheitstechnischen Gründen auf wenig Interesse.

• Flüssigkernreaktor. Ein Flüssigkernreaktor mit geschlossenem Kreislauf, bei dem das spaltbare Material geschmolzenes Uran oder eine Uranlösung ist, die durch ein Arbeitsgas gekühlt wird, das durch Löcher im Boden des Sicherheitsbehälters eingeleitet wird.
• Gaskernreaktor. Eine Version der Glühbirnenrakete mit geschlossenem Kreislauf, bei der das spaltbare Material gasförmiges Uranhexafluorid ist, das sich in einem Behälter aus Quarzglas befindet. Ein Arbeitsgas (z. B. Wasserstoff) würde dieses Gefäß umströmen und das durch die Reaktion erzeugte UV-Licht absorbieren. Diese Reaktorkonstruktion könnte auch als Raketentriebwerk dienen, wie es in Harry Harrisons Science-Fiction-Roman Skyfall von 1976 beschrieben wird. Theoretisch würde die direkte Verwendung von UF₆ als Arbeitsbrennstoff (und nicht wie bisher als Vorstufe) zu niedrigeren Verarbeitungskosten und sehr kleinen Reaktoren führen. In der Praxis würde der Betrieb eines Reaktors mit solch hohen Leistungsdichten wahrscheinlich einen unkontrollierbaren Neutronenfluss erzeugen, der die meisten Reaktormaterialien schwächen würde. Da der Fluss dem in Fusionsreaktoren zu erwartenden ähnlich wäre, würde er ähnliche Materialien erfordern wie die, die von der International Fusion Materials Irradiation Facility ausgewählt wurden.
  • Gaskern-EM-Reaktor. Wie beim Gaskernreaktor, jedoch mit photovoltaischen Arrays, die das UV-Licht direkt in Elektrizität umwandeln. Dieser Ansatz ähnelt dem experimentell nachgewiesenen photoelektrischen Effekt, der die bei der aneutronischen Fusion erzeugte Röntgenstrahlung in Elektrizität umwandeln würde, indem die hochenergetischen Photonen durch eine Reihe von leitenden Folien geleitet werden, um einen Teil ihrer Energie auf Elektronen zu übertragen, wobei die Energie des Photons elektrostatisch eingefangen wird, ähnlich wie bei einem Kondensator. Da Röntgenstrahlen eine viel größere Materialstärke durchdringen können als Elektronen, sind viele Hunderte oder Tausende von Schichten erforderlich, um die Röntgenstrahlen zu absorbieren.
• Spaltfragmentreaktor. Ein Spaltfragmentreaktor ist ein Kernreaktor, der Strom erzeugt, indem er einen Ionenstrahl aus Spaltprodukten abbremst, anstatt Kernreaktionen zur Wärmeerzeugung zu nutzen. Auf diese Weise umgeht er den Carnot-Kreislauf und kann einen Wirkungsgrad von bis zu 90 % erreichen, statt der 40-45 %, die effiziente thermische Reaktoren mit Turbinenantrieb erreichen. Der Ionenstrahl der Spaltfragmente würde durch einen magnetohydrodynamischen Generator geleitet, um Strom zu erzeugen.
• Hybride Kernfusion. Die bei der Fusion freigesetzten Neutronen würden zur Spaltung einer Decke aus fruchtbarem Material wie U-238 oder Th-232 verwendet und die verbrauchten Kernbrennstoffe/Atomabfälle anderer Reaktoren in relativ harmlosere Isotope umgewandelt. ⓘ

Fusionsreaktoren

Die kontrollierte Kernfusion könnte grundsätzlich in Fusionskraftwerken eingesetzt werden, um Strom zu erzeugen, ohne dass die komplizierte Handhabung von Aktiniden erforderlich wäre. Allerdings bestehen noch erhebliche wissenschaftliche und technische Hindernisse. Es wurden bereits mehrere Fusionsreaktoren gebaut, die jedoch nie in der Lage waren, mehr Energie freizusetzen, als bei dem Prozess verbraucht wurde. Obwohl die Forschung bereits in den 1950er Jahren begann, wird vor 2050 kein kommerzieller Fusionsreaktor erwartet. Das ITER-Projekt steht derzeit an der Spitze der Bemühungen, die Fusionsenergie nutzbar zu machen. ⓘ

Leichtwasserreaktor

Mit normalem leichten Wasser moderierte Reaktionen finden im Leichtwasserreaktor (LWR) statt, der als Siedewasserreaktor (SWR) oder Druckwasserreaktor (DWR) ausgelegt sein kann. Leichtwasserreaktoren erzeugen fast 90 % der Kernenergie weltweit (68 % DWR, 20 % SWR) und 100 % in Deutschland. Eine Weiterentwicklung des Vor-Konvoi, Konvoi (die deutschen DWR) und des N4 ist der Europäische Druckwasserreaktor (EPR). Ein russischer Druckwasserreaktor ist der WWER. Leichtwasserreaktoren benötigen angereichertes Uran, Plutonium oder Mischoxide (MOX) als Brennstoff. Ein Leichtwasserreaktor war auch der Naturreaktor Oklo. ⓘ

Wesentliches Merkmal des Leichtwasserreaktors ist der negative Dampfblasenkoeffizient: Wasser ist Kühlmittel und zum Teil auch Moderator. ⓘ

Die Brennelemente des LWR sind empfindlich gegenüber thermodynamischen und mechanischen Belastungen. Um diese zu vermeiden, sind ausgeklügelte, technische und betriebliche Schutzmaßnahmen erforderlich, welche die Auslegung des Kernkraftwerkes in Gänze prägen. Gleiches gilt für den Reaktordruckbehälter mit seinem Risiko des Berstens. Die verbleibenden Restrisiken der Kernschmelze der Brennelemente aufgrund der Nachzerfallswärme und des Berstens des Reaktordruckbehälters wurden in der Kernenergiewirtschaft wegen der Unwahrscheinlichkeit ihres Eintretens lange Zeit als irrelevant erklärt, zum Beispiel von Heinrich Mandel. ⓘ

Flüssigsalzreaktor

In einem Flüssigsalzreaktor (englisch MSR für molten salt reactor oder auch LFTR für Liquid Fluoride Thorium Reactor) wird eine Salzschmelze, die den Kernbrennstoff (beispielsweise Thorium und Uran) enthält, in einem Kreislauf umgewälzt. Die Schmelze ist gleichzeitig Brennstoff und Kühlmittel. Dieser Reaktortyp ist jedoch nicht über das Experimentierstadium hinausgekommen. ⓘ

Zugunsten von Flüssigsalzreaktoren sind verschiedene Sicherheits- und Nachhaltigkeitsargumente vorgebracht worden: Die verwendeten Fluoridsalze sind nicht wasserlöslich, was eine Kontamination der Umgebung bei Unfällen erschwert. Als Brutreaktoren können die Flüssigsalzreaktoren den Brennstoff sehr effizient verwenden, sowie mit einem breiten Spektrum an Brennstoffen betrieben werden. Diese Reaktoren wurden in den 60er Jahren in den USA für den Antrieb für Flugzeuge erforscht. Die Entwicklung wurde etwa 1975 aufgegeben, vor allem wegen Korrosionsproblemen. Erst in den 2000er Jahren wurde das Konzept wieder aufgegriffen, u. a. auch in den Generation-IV-Konzepten. ⓘ

Sondertypen

Es gibt weiterhin einige Sondertypen für spezielle Anwendungen. So wurden kleine Reaktoren mit hochangereichertem Brennstoff für die Stromversorgung von Raumflugkörpern konstruiert, die ohne flüssiges Kühlmittel auskommen. Diese Reaktoren sind nicht mit den Isotopenbatterien zu verwechseln. Auch luftgekühlte Reaktoren, die stets hochangereicherten Brennstoff erfordern, wurden gebaut, zum Beispiel für physikalische Versuche im BREN-Tower in Nevada. Es wurden Reaktoren für den Antrieb von Raumfahrzeugen konstruiert, bei denen flüssiger Wasserstoff zur Kühlung des Brennstoffes dient. Allerdings kamen diese Arbeiten über Bodentests nicht hinaus (Projekt NERVA, Projekt Timberwind). Ebenfalls nicht über das Versuchsstadium hinaus kamen Reaktoren, bei denen der Brennstoff in gasförmiger Form vorliegt (Gaskernreaktor). ⓘ

Derzeit wird weltweit aktiv an neuen Reaktorkonzepten gearbeitet, den Generation-IV-Konzepten, insbesondere mit Blick auf den erwarteten wachsenden Energiebedarf. Diese sollen besondere Kriterien von Nachhaltigkeit, Sicherheit und Wirtschaftlichkeit erfüllen. Insbesondere wird durch Brutreaktoren eine deutlich höhere Effizienz in der Ausnutzung vom Brennstoff erzielt und eine geringere Menge an radioaktivem Abfall. Das Risiko der Kernschmelze durch die Nachzerfallswärme wird mit einer ausreichend starken passiven Kühlung auf Null reduziert. Die ersten Gen-IV-Reaktoren sollen ab 2030 zum Einsatz kommen. ⓘ

Ein weiterer, zurzeit noch im Experimentalstadium befindlicher Reaktortyp ist der Laufwellen-Reaktor. Dieses Konzept verspricht, sofern die Umsetzung gelingen sollte, eine vielfach effizientere Nutzung des Kernbrennstoffs sowie die massive Reduzierung der Problematik des radioaktiven Abfalls, da ein Laufwellen-Reaktor mit radioaktivem Abfall betrieben werden könnte und diesen dabei systematisch aufbrauchen würde. ⓘ

• Bilder zu Kernreaktoren
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  Forschungs­reaktor (Japan, 1960)

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  Innenansicht (aktiv, beleuchtet)

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  Innenansicht (unbeleuchtet)

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  Bläuliche Cherenkov-Strahlung im Kernreaktor ⓘ

Nuklearer Brennstoffkreislauf

Thermische Reaktoren sind im Allgemeinen auf raffiniertes und angereichertes Uran angewiesen. Einige Kernreaktoren können mit einer Mischung aus Plutonium und Uran betrieben werden (siehe MOX). Der Prozess, bei dem Uranerz abgebaut, verarbeitet, angereichert, verwendet, möglicherweise wiederaufbereitet und entsorgt wird, wird als Kernbrennstoffkreislauf bezeichnet. ⓘ

Weniger als 1 % des in der Natur vorkommenden Urans besteht aus dem leicht spaltbaren Isotop U-235, weshalb die meisten Reaktorkonzepte angereicherten Brennstoff erfordern. Bei der Anreicherung wird der Prozentsatz an U-235 erhöht, was in der Regel mittels Gasdiffusion oder Gaszentrifuge geschieht. Das angereicherte Ergebnis wird dann in Urandioxidpulver umgewandelt, das gepresst und in Form von Pellets gebrannt wird. Diese Pellets werden in Röhren gestapelt, die dann versiegelt werden und als Brennstäbe bezeichnet werden. In jedem Kernreaktor werden viele dieser Brennstäbe verwendet. ⓘ

Die meisten kommerziellen SWR- und DWR-Reaktoren verwenden Uran, das auf etwa 4 % U-235 angereichert ist, und einige kommerzielle Reaktoren mit hoher Neutronenausbeute benötigen überhaupt keine Anreicherung des Brennstoffs (d. h. sie können Natururan verwenden). Nach Angaben der Internationalen Atomenergie-Organisation gibt es weltweit mindestens 100 Forschungsreaktoren, die mit hochangereichertem (waffenfähigem/90 % angereichertem) Uran betrieben werden. Die Gefahr des Diebstahls dieses Brennstoffs (der zur Herstellung von Kernwaffen verwendet werden könnte) hat zu Kampagnen geführt, die sich für die Umstellung dieses Reaktortyps auf schwach angereichertes Uran (das eine geringere Gefahr der Weiterverbreitung darstellt) einsetzen. ⓘ

Spaltbares U-235 und nicht spaltbares, aber spaltbares und fruchtbares U-238 werden beide im Spaltprozess verwendet. U-235 ist durch thermische (d.h. sich langsam bewegende) Neutronen spaltbar. Ein thermisches Neutron ist ein Neutron, das sich etwa mit der gleichen Geschwindigkeit wie die es umgebenden Atome bewegt. Da alle Atome proportional zu ihrer absoluten Temperatur schwingen, hat ein thermisches Neutron die besten Chancen, U-235 zu spalten, wenn es sich mit der gleichen Schwingungsgeschwindigkeit bewegt. Andererseits ist es für U-238 wahrscheinlicher, dass es ein Neutron einfängt, wenn sich das Neutron sehr schnell bewegt. Dieses U-239-Atom wird bald in Plutonium-239 zerfallen, das ein weiterer Brennstoff ist. Pu-239 ist ein lebensfähiger Brennstoff und muss auch dann berücksichtigt werden, wenn ein hoch angereicherter Uranbrennstoff verwendet wird. In einigen Reaktoren überwiegen die Plutoniumspaltungen gegenüber den U-235-Spaltungen, insbesondere nachdem die anfängliche U-235-Ladung verbraucht ist. Plutonium ist sowohl mit schnellen als auch mit thermischen Neutronen spaltbar, was es ideal für Kernreaktoren oder Atombomben macht. ⓘ

Die meisten bestehenden Reaktorkonzepte sind thermische Reaktoren und verwenden in der Regel Wasser als Neutronenmoderator (Moderator bedeutet, dass es das Neutron auf eine thermische Geschwindigkeit verlangsamt) und als Kühlmittel. In einem schnellen Brutreaktor wird jedoch eine andere Art von Kühlmittel verwendet, das die Neutronen nicht so stark abbremst oder verlangsamt. Auf diese Weise dominieren die schnellen Neutronen, die zur ständigen Wiederauffüllung des Brennstoffvorrats genutzt werden können. Indem man einfach billiges, nicht angereichertes Uran in einen solchen Kern einbringt, wird das nicht spaltbare U-238 in Pu-239 umgewandelt und so der Brennstoff "gezüchtet". ⓘ

Im Thorium-Brennstoffkreislauf absorbiert Thorium-232 entweder in einem schnellen oder einem thermischen Reaktor ein Neutron. Das Thorium-233 Beta zerfällt zu Protactinium-233 und dann zu Uran-233, das wiederum als Brennstoff verwendet wird. Thorium-232 ist also wie Uran-238 ein fruchtbares Material. ⓘ

Betankung von Kernreaktoren

Die Energiemenge im Reservoir des Kernbrennstoffs wird häufig in "Volllasttagen" ausgedrückt, d. h. der Anzahl der 24-Stunden-Perioden (Tage), an denen ein Reaktor mit voller Leistung zur Erzeugung von Wärmeenergie betrieben werden kann. Die Anzahl der Vollleistungstage im Betriebszyklus eines Reaktors (zwischen den Brennelementwechselzeiten) hängt von der Menge an spaltbarem Uran-235 (U-235) ab, das zu Beginn des Zyklus in den Brennelementen enthalten ist. Ein höherer Anteil an U-235 im Kern zu Beginn eines Zyklus ermöglicht es, den Reaktor für eine größere Anzahl von Tagen mit voller Leistung zu betreiben. ⓘ

Am Ende des Betriebszyklus ist der Brennstoff in einigen der Brennelemente "verbraucht", nachdem er vier bis sechs Jahre im Reaktor verbracht und Strom erzeugt hat. Diese abgebrannten Brennelemente werden entsorgt und durch neue (frische) Brennelemente ersetzt. Obwohl sie als "verbraucht" gelten, enthalten diese Brennelemente eine große Menge an Brennstoff. In der Praxis wird die Lebensdauer des Kernbrennstoffs in einem Reaktor durch die Wirtschaftlichkeit bestimmt. Lange bevor alle möglichen Spaltungen stattgefunden haben, ist der Reaktor nicht in der Lage, die volle Leistung von 100 % aufrechtzuerhalten, und daher sinken die Einnahmen des Energieversorgers, wenn die Leistung des Kraftwerks sinkt. Die meisten Kernkraftwerke arbeiten mit einer sehr geringen Gewinnspanne aufgrund der Betriebskosten, vor allem der Regulierungskosten, so dass ein Betrieb unter 100 % Leistung nicht sehr lange wirtschaftlich ist. Der Anteil des Reaktorkerns, der beim Brennelementwechsel ersetzt wird, beträgt in der Regel ein Drittel, hängt aber davon ab, wie lange die Anlage zwischen den Brennelementwechseln in Betrieb ist. In der Regel werden die Anlagen in 18- oder 24-monatigen Brennelementwechselzyklen betrieben. Das bedeutet, dass ein Kernreaktor mit einem einzigen Brennelementwechsel, bei dem nur ein Drittel des Brennstoffs ausgetauscht wird, fast zwei Jahre lang mit voller Leistung betrieben werden kann. Die Entsorgung und Lagerung dieser abgebrannten Brennelemente ist einer der schwierigsten Aspekte beim Betrieb eines kommerziellen Kernkraftwerks. Dieser Atommüll ist hochradioaktiv und seine Toxizität stellt über Tausende von Jahren eine Gefahr dar. Nach der Entladung aus dem Reaktor werden die abgebrannten Brennelemente in das Becken für abgebrannte Brennelemente am Standort gebracht. Das Becken für abgebrannte Brennelemente ist ein großes Wasserbecken, das der Kühlung und Abschirmung der abgebrannten Brennelemente dient. Sobald die Energie etwas abgeklungen ist (etwa fünf Jahre), kann der Brennstoff aus dem Brennelementlagerbecken in trocken abgeschirmte Behälter umgeladen werden, die Tausende von Jahren sicher gelagert werden können. Nach der Verladung in trocken abgeschirmte Behälter werden diese am Standort in einer speziell bewachten Anlage in undurchlässigen Betonbunkern gelagert. Die Brennelementelager vor Ort sind so ausgelegt, dass sie dem Aufprall von Verkehrsflugzeugen standhalten und die abgebrannten Brennelemente nur wenig oder gar nicht beschädigt werden. Ein durchschnittliches Brennelementelager vor Ort kann 30 Jahre lang abgebrannte Brennelemente auf einer Fläche kleiner als ein Fußballfeld aufnehmen. ⓘ

Nicht alle Reaktoren müssen für den Brennelementwechsel abgeschaltet werden. Bei Kugelhaufenreaktoren, RBMK-Reaktoren, Salzschmelzenreaktoren, Magnox-, AGR- und CANDU-Reaktoren ist es beispielsweise möglich, den Brennstoff bei laufendem Betrieb durch den Reaktor zu verschieben. In einem CANDU-Reaktor können so auch einzelne Brennelemente innerhalb des Reaktorkerns so angeordnet werden, wie es dem U-235-Gehalt des Brennelements am besten entspricht. ⓘ

Die aus dem Kernbrennstoff gewonnene Energiemenge wird als Abbrand bezeichnet, der als Wärmeenergie pro ursprünglicher Gewichtseinheit des Brennstoffs ausgedrückt wird. Der Abbrand wird üblicherweise in Megawatt-Wärmetagen pro Tonne Ausgangsschwermetall ausgedrückt. ⓘ

Nukleare Sicherheit

Die nukleare Sicherheit umfasst die Maßnahmen, die ergriffen werden, um Nuklear- und Strahlungsunfälle und -zwischenfälle zu verhindern oder deren Folgen zu begrenzen. Die Kernkraftindustrie hat die Sicherheit und Leistung von Reaktoren verbessert und neue, sicherere (aber im Allgemeinen noch nicht getestete) Reaktorkonzepte vorgeschlagen, aber es gibt keine Garantie dafür, dass die Reaktoren korrekt entworfen, gebaut und betrieben werden. Fehler kommen vor, und die Konstrukteure der Reaktoren im japanischen Fukushima haben nicht damit gerechnet, dass ein durch ein Erdbeben ausgelöster Tsunami die Sicherungssysteme, die den Reaktor nach dem Erdbeben stabilisieren sollten, außer Kraft setzen würde, obwohl die NRG und die japanische Behörde für nukleare Sicherheit mehrfach gewarnt hatten. Nach Ansicht der UBS AG haben die Reaktorunfälle von Fukushima I Zweifel daran aufkommen lassen, ob selbst eine fortschrittliche Volkswirtschaft wie Japan die nukleare Sicherheit beherrschen kann. Auch Katastrophenszenarien mit terroristischen Anschlägen sind denkbar. Ein interdisziplinäres Team des MIT schätzt, dass angesichts des erwarteten Wachstums der Kernenergie von 2005 bis 2055 mindestens vier schwere Atomunfälle in diesem Zeitraum zu erwarten sind. ⓘ

Nukleare Unfälle

Drei der Reaktoren in Fukushima I überhitzten, wodurch das Kühlwasser dissoziierte und zu den Wasserstoffexplosionen führte. Dadurch und durch Brennstoffschmelzen wurden große Mengen radioaktiven Materials in die Luft freigesetzt. ⓘ

Schwere, wenn auch seltene, Nuklear- und Strahlenunfälle haben sich ereignet. Dazu gehören der SL-1-Unfall (1961), der Three-Mile-Island-Unfall (1979), die Katastrophe von Tschernobyl (1986) und die Atomkatastrophe von Fukushima Daiichi (2011). Zu den Unglücken von U-Booten mit Atomantrieb gehören der Reaktorunfall K-19 (1961), der Reaktorunfall K-27 (1968) und der Reaktorunfall K-431 (1985). ⓘ

Kernreaktoren wurden mindestens 34 Mal in die Erdumlaufbahn gebracht. Bei einer Reihe von Zwischenfällen im Zusammenhang mit dem unbemannten, mit Kernreaktoren betriebenen sowjetischen Radarsatellitenprogramm RORSAT traten verbrauchte Kernbrennstoffe aus der Umlaufbahn wieder in die Erdatmosphäre ein. ⓘ

Natürliche Kernreaktoren

Eine Kernspaltungs-Kettenreaktion erfordert nicht notwendigerweise komplexe technische Systeme. Sie kann sich unter bestimmten – wenn auch seltenen – Umständen auch in der Natur entwickeln. 1972 entdeckten französische Forscher in der Region Oklo des westafrikanischen Landes Gabun die Überreste des natürlichen Kernreaktors Oklo, der vor etwa zwei Milliarden Jahren, im Proterozoikum, durch Naturvorgänge entstanden war. Insgesamt wurden bisher in Oklo und einer benachbarten Uranlagerstätte Beweise für frühere Spaltungsreaktionen an 17 Stellen gefunden. ⓘ

Eine Voraussetzung für das Zustandekommen der natürlich abgelaufenen Spaltungs-Kettenreaktionen war der im Erdaltertum viel höhere natürliche Anteil an spaltbarem ²³⁵U im Uran. Er betrug damals ca. 3 %. Auf Grund der kürzeren Halbwertszeit von ²³⁵U gegenüber ²³⁸U beträgt der natürliche Gehalt von ²³⁵U im Uran derzeit nur noch etwa 0,7 %. Bei diesem geringen Gehalt an spaltbarem Material können neue kritische Spaltungs-Kettenreaktionen auf der Erde nicht mehr natürlich vorkommen. ⓘ

Ausgangspunkt für die Entdeckung des Oklo-Reaktors war die Beobachtung, dass das Uranerz aus der Oklo-Mine einen geringfügig kleineren Gehalt des Isotops Uran-235 als erwartet aufwies. Die Wissenschaftler bestimmten daraufhin die Mengen verschiedener Edelgasisotope, die in einer Materialprobe der Oklo-Mine eingeschlossenen waren, mit einem Massenspektrometer. Aus der Verteilung der verschiedenen bei der Uranspaltung entstehenden Xenonisotope in der Probe ergab sich, dass die Reaktion in Pulsen abgelaufen ist. Der ursprüngliche Urangehalt des Gesteins führte mit der Moderatorwirkung des in den Spalten des Urangesteins vorhandenen Wassers zur Kritikalität. Die dadurch freigesetzte Wärme im Urangestein erhitzte das Wasser in den Spalten, bis es schließlich verdampfte und nach Art eines Geysirs entwich. Infolgedessen konnte das Wasser nicht mehr als Moderator wirken, so dass die Kernreaktion zum Erliegen kam (Ruhephase). Daraufhin sank die Temperatur wieder ab, so dass frisches Wasser einsickern und die Spalten wieder auffüllen konnte. Dies schuf die Voraussetzung für erneute Kritikalität, und der Zyklus konnte von vorne beginnen. Berechnungen zeigen, dass auf die etwa 30 Minuten dauernde aktive Phase (Leistungserzeugung) eine Ruhephase folgte, die mehr als zwei Stunden anhielt. Auf diese Weise wurde die natürliche Kernspaltung für etwa 500.000 Jahre in Gang gehalten, wobei über fünf Tonnen Uran-235 verbraucht wurden. Die Leistung des Reaktors lag (im Vergleich zu den heutigen Megawatt-Reaktoren) bei geringen 100 Kilowatt. ⓘ

Der Naturreaktor von Oklo wurde für die Beurteilung der Sicherheit von Endlagerungen für Radionuklide (Atommüll) herangezogen. Die dort beobachtete geringe Migration einiger Spaltprodukte und des erbrüteten Plutoniums über Milliarden Jahre hinweg wurden von Kernenergiebefürwortern so interpretiert, dass atomare Endlager in einem ähnlichen Gestein möglicherweise über lange Zeiträume hinreichend sicher sind. ⓘ

Solche Reaktoren können sich auf der Erde in ihrer heutigen geologischen Periode nicht mehr bilden. Durch den radioaktiven Zerfall des früher häufiger vorkommenden Uran-235 im Laufe von Hunderten von Millionen Jahren ist der Anteil dieses natürlich vorkommenden spaltbaren Isotops unter die Menge gesunken, die erforderlich ist, um eine Kettenreaktion nur mit einfachem Wasser als Moderator aufrechtzuerhalten. ⓘ

Die natürlichen Kernreaktoren entstanden, als ein uranhaltiges Mineralvorkommen mit Grundwasser überflutet wurde, das als Neutronenmoderator fungierte, und eine starke Kettenreaktion stattfand. Der Wasser-Moderator kochte weg, als die Reaktion zunahm, und verlangsamte sie wieder, um eine Kernschmelze zu verhindern. Die Spaltreaktion konnte über Hunderttausende von Jahren aufrechterhalten werden, wobei die Zyklen in der Größenordnung von Stunden bis zu einigen Tagen lagen. ⓘ

Diese natürlichen Reaktoren werden von Wissenschaftlern, die sich für die geologische Entsorgung radioaktiver Abfälle interessieren, eingehend untersucht. Sie bieten eine Fallstudie darüber, wie radioaktive Isotope durch die Erdkruste wandern. Dieser Bereich ist sehr umstritten, da die Gegner der geologischen Abfallentsorgung befürchten, dass Isotope aus den gelagerten Abfällen in die Wasserversorgung gelangen oder in die Umwelt eingetragen werden könnten. ⓘ

Emissionen

Kernreaktoren produzieren im Rahmen des normalen Betriebs Tritium, das schließlich in Spuren in die Umwelt gelangt. ⓘ

Als Isotop des Wasserstoffs verbindet sich Tritium (T) häufig mit Sauerstoff und bildet T₂O. Dieses Molekül ist chemisch identisch mit H₂O und daher sowohl farb- als auch geruchlos, aber die zusätzlichen Neutronen in den Wasserstoffkernen bewirken, dass das Tritium einem Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 12,3 Jahren unterliegt. Obwohl es messbar ist, ist das von Kernkraftwerken freigesetzte Tritium minimal. Die US-amerikanische Atomaufsichtsbehörde NRC schätzt, dass eine Person, die ein Jahr lang Wasser aus einem Brunnen trinkt, der durch eine erhebliche Tritiumfreisetzung kontaminiert ist, eine Strahlendosis von 0,3 Millirem erhalten würde. Zum Vergleich: Dies ist eine Größenordnung weniger als die 4 Millirem, die eine Person auf einem Hin- und Rückflug von Washington, D.C. nach Los Angeles erhält, eine Folge des geringeren atmosphärischen Schutzes gegen hochenergetische kosmische Strahlung in großen Höhen. ⓘ

Die Strontium-90-Menge, die bei normalem Betrieb von Kernkraftwerken freigesetzt wird, ist so gering, dass sie sich nicht über der natürlichen Hintergrundstrahlung nachweisen lässt. Nachweisbares Strontium-90 im Grundwasser und in der Umwelt ist auf Waffentests in der Mitte des 20. Jahrhunderts (99 % des Strontium-90 in der Umwelt) und den Unfall von Tschernobyl (1 %) zurückzuführen. ⓘ

Funktionsweise

Einleitung und Steuerung der Kettenreaktion

Unterkritisch arbeitende Reaktoren

Eine Kettenreaktion mit gleichbleibender Reaktionsrate kann auch in einem unterkritischen Reaktor erreicht werden, indem man freie Neutronen aus einer unabhängigen Neutronenquelle einspeist. Ein solches System wird manchmal als getriebener Reaktor bezeichnet. Wenn die Neutronenquelle auf einem Teilchenbeschleuniger beruht, also jederzeit abschaltbar ist, bietet das Prinzip verbesserte Sicherheit gegen Reaktivitätsstörfälle. Die Nachzerfallswärme (siehe unten) tritt hier jedoch ebenso wie beim kritisch arbeitenden Reaktor auf; Vorkehrungen zur Beherrschung von Kühlungsverlust-Störfällen sind hier also ebenso nötig wie bei den üblichen Reaktoren. ⓘ

Getriebene Reaktoren sind gelegentlich zu Versuchszwecken gebaut und betrieben worden. Sie werden auch als Großanlagen zur Energiegewinnung und gleichzeitigen Transmutation von Reaktorabfall (siehe Accelerator Driven System) entworfen und in diesem Fall manchmal als Hybridreaktoren bezeichnet. In ihnen könnten auch die in Reaktoren entstehenden schwereren Actinoide, deren Generationenfaktor für eine kritische Kettenreaktion zu klein ist, als Kernbrennstoffe genutzt werden. ⓘ

Emissionen

Durch einen Fortluft-Kamin und das Abwasser werden auch im Normalbetrieb ständig entstehende, radioaktive Verunreinigungen (Tritium, radioaktives Jod etc. pp.) in die Umgebung geleitet. Diesbezüglich wird vermutet, dass angebliche Häufungen von Krebs-Fallzahlen ursächlich mit diesen Emissionen zusammenhängen. ⓘ

Nachzerfallswärme

Wird ein Reaktor abgeschaltet, so wird durch den radioaktiven Zerfall der Spaltprodukte weiterhin Wärme produziert. Die Leistung dieser so genannten Nachzerfallswärme entspricht anfänglich etwa 5–10 % der thermischen Leistung des Reaktors im Normalbetrieb und klingt in einem Zeitraum von einigen Tagen größtenteils ab. Häufig wird dafür der Begriff Restwärme verwendet, welcher aber irreführend ist, denn es handelt sich nicht um die verbleibende aktuelle Hitze des Reaktorkerns, sondern um zusätzliche Wärmeproduktion, die durch die weiterlaufenden Zerfallsreaktionen hervorgerufen wird. ⓘ

Um die Nachzerfallswärme in Notfällen (bei ausgefallenem Hauptkühlsystem) sicher abführen zu können, besitzen alle Kernkraftwerke ein aufwändiges Not- und Nachkühlsystem. Sollten jedoch auch diese Systeme versagen, kann es durch die steigenden Temperaturen zu einer Kernschmelze kommen, bei der Strukturteile des Reaktorkerns und unter Umständen Teile des Kernbrennstoffs schmelzen. Dies war der Fall bei den Kernschmelzen in Fukushima, da dort bedingt durch einen kompletten Ausfall der Stromversorgung sämtliche aktiven Kühlsysteme zum Erliegen kamen. ⓘ

Kernschmelze

Wenn Brennstäbe niederschmelzen und dadurch eine Zusammenballung von Brennstoff entsteht, nimmt der Multiplikationsfaktor zu, und es kann zu einer schnellen unkontrollierten Aufheizung kommen. Um diesen Prozess zu verhindern oder wenigstens zu verzögern, werden in einigen Reaktoren die im Reaktorkern verarbeiteten Materialien so gewählt, dass ihr Neutronen-Absorptionsvermögen mit steigender Temperatur anwächst, die Reaktivität also abnimmt. Bei Leichtwasserreaktoren, die fast 90 % des gesamten Atomstroms liefern, ist eine Kernschmelze im Betrieb nicht möglich, da die Kernspaltungskettenreaktion nur in Anwesenheit von Wasser stattfindet. Eine Kernschmelze ist jedoch bei mangelnder Kühlung im ausgeschalteten Reaktor aufgrund der Nachzerfallswärme möglich, wenn auch über längere Zeiträume. Der Fall der Kernschmelze wird als größter anzunehmender Unfall (GAU) betrachtet, also als der schwerste Unfall, der bei der Planung der Anlage in Betracht zu ziehen ist und dem sie ohne Schäden für die Umgebung standhalten muss. Solch ein Unfall ereignete sich beispielsweise im Kernkraftwerk Three Mile Island. ⓘ

Den schlimmsten Fall, dass zum Beispiel das Reaktorgebäude nicht standhält und eine größere, die zulässigen Grenzwerte weit überschreitende Menge radioaktiver Stoffe austritt, bezeichnet man als Super-GAU. Dies geschah zum Beispiel 1986 bei der Katastrophe von Tschernobyl und 2011 bei der Katastrophe von Fukushima. ⓘ

Als inhärent sicher gegen Kernschmelzen gelten beim derzeitigen Stand der Technik nur bestimmte Hochtemperaturreaktoren geringerer Leistung und Leistungsdichte; ganz allgemein inhärent sicher ist aber auch dieser Reaktortyp nicht, da Unfälle wie Graphitbrand oder Wassereinbruch katastrophale Folgen haben könnten. ⓘ

Die Leistungsdichte in MW/m³ (Megawatt thermischer Leistung pro Kubikmeter Reaktorkern) bestimmt, welche technischen Vorsorgen getroffen werden müssen, um nach einer Schnellabschaltung die anfallende Nachzerfallswärme abzuführen. Typische Leistungsdichten sind für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren 6 MW/m³, für Siedewasserreaktoren 50 MW/m³ und für Druckwasserreaktoren 100 MW/m³. ⓘ

Der Europäische Druckwasserreaktor (EPR) hat unterhalb des Druckbehälters zur Sicherheit für den Fall einer Kernschmelze ein besonders geformtes Keramikbecken, den Core-Catcher. In diesem soll das geschmolzene Material des Reaktorkerns aufgefangen, aber an einer Zusammenballung gehindert und durch eine spezielle Kühlung abgekühlt werden. ⓘ

Anwendungen

Die meisten Kernreaktoren dienen der Erzeugung von elektrischer (selten: nur thermischer) Energie in Kernkraftwerken. Daneben werden Kernreaktoren auch zur Erzeugung von Radionukliden zum Beispiel für die Nutzung in Radioisotopengeneratoren oder in der Nuklearmedizin verwendet. Dabei werden die gesuchten Nuklide

• entweder, sofern sie in den Spaltprodukten vorkommen, aus dem abgebrannten Brennstoff extrahiert
• oder gezielt erzeugt, indem stabile Isotope der betreffenden Elemente der im Kernreaktor herrschenden Neutronenstrahlung ausgesetzt werden (siehe Neutroneneinfang).

Theoretisch könnte man in einem Reaktor auch Gold herstellen, was allerdings sehr unwirtschaftlich wäre. ⓘ

Die wichtigste im Reaktor stattfindende Stoffumwandlungs-Reaktion (neben der Erzeugung von Spaltprodukten) ist die Erbrütung (siehe oben) von Plutonium-239 aus Uran-238, dem häufigsten Uranisotop. Sie erfolgt unvermeidlich in jedem mit Uran betriebenen Reaktor. Es gibt aber speziell dafür optimierte militärische Reaktoren, die insbesondere auf die Entnahme des Brennstoffs nach nur kurzem Betrieb eingerichtet sind, so dass ²³⁹Pu mit nur geringem Gehalt an ²⁴⁰Pu verfügbar wird. ⓘ

Kernreaktoren dienen auch als intensive regulierbare Neutronenquellen für physikalische Untersuchungen aller Art. Weitere Anwendungen sind der Antrieb von Fahrzeugen (Kernenergieantrieb) und die Energieversorgung mancher Raumflugkörper. ⓘ

Sicherheit und Politik

Das von Kernreaktoren ausgehende Gefahrenpotenzial sowie die bislang ungelöste Frage der Lagerung der anfallenden radioaktiven Abfälle haben nach Jahren der Euphorie seit den 1970er-Jahren in vielen Ländern zu Protesten von Atomkraftgegnern und zu einer Neubewertung der Kernenergie geführt. Während in den 1990er-Jahren vor allem in Deutschland der Ausstieg aus der Kernenergie propagiert wurde, fand etwa 2000 bis 2010 vor dem Hintergrund der verblassenden Erinnerungen an die Risiken (die Katastrophe von Tschernobyl lag 20 Jahre zurück) ein Versuch statt, die Atomkraft wieder gesellschaftsfähig zu machen. Anlass ist die durch internationale Verträge geforderte Reduktion des CO₂-Ausstoßes bei der Verbrennung fossiler Energieträger. Dem steht ein wachsender Energiebedarf aufstrebender Volkswirtschaften wie China gegenüber. ⓘ

Aus diesen Gründen entschlossen sich einige europäische Staaten, in neue Kernkraftwerke zu investieren. So begannen 2005 der deutsche Konzern Siemens und die französische Gruppe Areva einen Druckwasserreaktor vom Typ EPR im finnischen Olkiluoto zu bauen, der 2022 ans Netz ging. Russland beabsichtigte seine alten Kernkraftwerke zu erneuern und mindestens zehn Jahre lang pro Jahr einen neuen Reaktorbau beginnen. Mitte 2022 sind allerdings nur zwei Reaktoren im Bau. In Frankreich wird seit Ende 2004 an einem neuen EPR-Raktor für das Kernkraftwerk Flamanville gebaut. Schweden stoppte seine Pläne zum Atomausstieg. Daneben gibt es kleinere und größere Neubauprojekte im Iran, der Volksrepublik China, Indien, Nordkorea, Türkei und anderen Staaten. (Hauptartikel: Kernenergie nach Ländern). Außerdem sind viele Länder im Forschungsverbund Generation IV International Forum bei der Entwicklung von sechs neuen Reaktortypen, die höhere Nachhaltigkeit, Sicherheit und Wirtschaftlichkeit garantieren sollen. ⓘ

Die atomaren Unfälle in dem japanischen Kraftwerk Fukushima-Daiichi in der Folge des Magnitude-9-Erdbebens und darauffolgenden Tsunami vom 11. März 2011 brachten hierzu fast überall neue Überlegungen in Gang. Anders als beim Unfall in Tschernobyl, in einem graphitmoderierter RMBK Reaktor, zeigten die Unfälle in Fukushima eine Schwäche von Leichtwasserreaktoren, der häufigsten Bauart. ⓘ

Die Lebensdauer von Kernreaktoren ist nicht unbegrenzt. Besonders der Reaktordruckbehälter ist ständiger Neutronenstrahlung ausgesetzt, die zur Versprödung des Materials führt. Wie schnell das geschieht, hängt unter anderem davon ab, wie die Brennelemente im Reaktor angeordnet sind und welchen Abstand sie zum Reaktordruckbehälter haben. Die Kernkraftwerke Stade und Obrigheim wurden auch deshalb als erste vom Netz genommen, weil hier dieser Abstand geringer war als bei anderen, neueren Kernreaktoren. Zurzeit versuchen die Betreiber von Kernkraftwerken, durch eine geschickte Beladung mit Brennelementen und zusätzliche Moderatorstäbe die Neutronenbelastung des Reaktordruckbehälters zu reduzieren. Unter anderem das Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf erforscht diese Problematik. ⓘ

Siehe auch

• Kernkraftwerk
• Druckröhrenreaktor ⓘ

Listen

• Liste der Kernreaktoren in Deutschland
• Liste der Kernreaktoren in Österreich
• Liste der Kernreaktoren in der Schweiz
• Liste kerntechnischer Anlagen
• Liste der Kernkraftwerke
• Liste von Unfällen in kerntechnischen Anlagen
• Liste meldepflichtiger Ereignisse in deutschen kerntechnischen Anlagen ⓘ