RBMK
| RBMK-Reaktorklasse ⓘ | |
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 Blick auf das Gelände des Kernkraftwerks Smolensk mit drei in Betrieb befindlichen RBMK-1000-Reaktoren. Ein vierter Reaktor wurde vor der Fertigstellung abgestellt. | |
| Generation | Reaktor der Generation II |
| Reaktorkonzept | Graphitmoderierter leichter wassergekühlter Reaktor |
| Reaktorlinie | RBMK (Reaktor Bolschoi Moshchnosti Kanalniy) |
| Reaktortypen | RBMK-1000 RBMK-1500 RBMKP-2400 (nie gebaut) |
| Stand | 26 Blöcke:
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| Hauptparameter des Reaktorkerns | |
| Brennstoff (spaltbares Material) | 235U (NU/SEU/LEU) |
| Zustand des Brennstoffs | Fest |
| Energiespektrum der Neutronen | Thermisch |
| Primäre Kontrollmethode | Steuerstangen |
| Primärer Moderator | Graphit |
| Primäres Kühlmittel | Flüssigkeit (Leichtwasser) |
| Verwendung des Reaktors | |
| Primäre Nutzung | Erzeugung von Elektrizität |
| Leistung (thermisch) | RBMK-1000: 3.200 MWth RBMK-1500: 4.800 MWth RBMKP-2400: 6.500 MWth |
| Leistung (elektrisch) | RBMK-1000: 1.000 MWe RBMK-1500: 1.500 MWe RBMKP-2400: 2.400 MWe |
Der RBMK (russisch: реактор большой мощности канальный, РБМК; reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy, "Hochleistungs-Kanalreaktor") ist eine Klasse von graphitmoderierten Kernkraftreaktoren, die von der Sowjetunion entwickelt und gebaut wurden. Der Name bezieht sich auf seine Bauweise, bei der der Kern nicht von einem großen Stahldruckbehälter umgeben ist, sondern von einem zylindrischen Stahlringtank in einem Betongewölbe, und jedes Brennelement ist in einem einzelnen Rohr mit einem Innendurchmesser von 8 cm (einem so genannten "technologischen Kanal") eingeschlossen. Die Kanäle enthalten auch das Kühlmittel und sind von Graphit umgeben. ⓘ
Der RBMK ist ein früher Reaktor der Generation II und das älteste kommerzielle Reaktorkonzept, das noch in Betrieb ist. Bestimmte Aspekte der ursprünglichen RBMK-Reaktorkonstruktion, wie der große positive Hohlraumkoeffizient, der "positive Scram-Effekt" der Steuerstäbe und die Instabilität bei niedriger Leistung, trugen zur Katastrophe von Tschernobyl 1986 bei, bei der es in einem RBMK zu einer unkontrollierten nuklearen Kettenreaktion kam, die zu einer Dampf- und Wasserstoffexplosion, einem Großbrand und einer anschließenden Kernschmelze führte. Radioaktivität wurde über einen großen Teil Europas freigesetzt. Die Katastrophe löste weltweit die Forderung nach einer vollständigen Stilllegung der Reaktoren aus; in Russland ist man jedoch nach wie vor in erheblichem Maße auf RBMK-Anlagen zur Stromversorgung angewiesen. Die meisten Konstruktionsmängel der RBMK-1000-Reaktoren wurden nach dem Unfall von Tschernobyl behoben, und ein Dutzend Reaktoren sind seither über dreißig Jahre lang ohne ernsthafte Zwischenfälle in Betrieb. Während neun im Bau befindliche RBMK-Blöcke nach der Katastrophe von Tschernobyl gestrichen wurden und der letzte der drei verbleibenden RBMK-Blöcke im Kernkraftwerk Tschernobyl im Jahr 2000 abgeschaltet wurde, waren im Dezember 2021 immer noch acht RBMK-Reaktoren und drei kleine graphitmoderierte Leichtwasserreaktoren EGP-6 in Russland in Betrieb, die allerdings alle mit einer Reihe von Sicherheitsupdates nachgerüstet wurden. Nur zwei RBMK-Blöcke wurden nach 1986 in Betrieb genommen: Ignalina-2 und Smolensk-3. ⓘ
Geschichte
Der RBMK war der Höhepunkt des sowjetischen Kernenergieprogramms zur Herstellung eines wassergekühlten Leistungsreaktors mit doppeltem Verwendungspotenzial auf der Grundlage der graphitmoderierten Militärreaktoren zur Plutoniumproduktion. Der erste dieser Reaktoren, Obninsk AM-1 ("Атом Мирный", Atom Mirny, russisch für "Atome für den Frieden"), erzeugte 5 MW Strom aus 30 MW Wärmeleistung und versorgte Obninsk von 1954 bis 1959. Nachfolgende Prototypen waren der AMB-100-Reaktor und der AMB-200-Reaktor, die beide im Kernkraftwerk Beloyarsk gebaut wurden. ⓘ
Durch eine minimalistische Konstruktion, bei der normales (leichtes) Wasser zur Kühlung und Graphit zur Moderation verwendet wurde, war es möglich, Brennstoff mit einer geringeren Anreicherung (1,8 % angereichertes Uran anstelle der wesentlich teureren 4 % Anreicherung) zu verwenden. Dies ermöglichte einen außerordentlich großen und leistungsstarken Reaktor, der schnell gebaut werden konnte, und zwar größtenteils aus Teilen, die vor Ort und nicht in spezialisierten Fabriken hergestellt wurden. Die ursprüngliche 1000-MWe-Konstruktion ließ auch Raum für die Entwicklung noch leistungsstärkerer Reaktoren. Die RBMK-Reaktoren im Ignalina-Kernkraftwerk in Litauen beispielsweise hatten eine Leistung von jeweils 1500 MWe, was für die damalige Zeit und sogar für das frühe 21. Zum Vergleich: Der EPR hat eine elektrische Netto-Nennleistung von 1600 MW (4500 MW thermisch) und gehört zu den leistungsstärksten Reaktortypen, die je gebaut wurden. ⓘ
Der Entwurf des RBMK-1000 wurde 1968 fertiggestellt. Zu dieser Zeit war er der größte Kernreaktor der Welt und übertraf westliche Konstruktionen und den WWER (ein früheres sowjetisches DWR-Reaktorkonzept) in Bezug auf Leistung und Größe übertraf, denn sein Volumen war 20 Mal größer als das zeitgenössischer westlicher Reaktoren. Ähnlich wie die CANDU-Reaktoren könnte er ohne die spezialisierte Industrie hergestellt werden, die für die großen und dickwandigen Reaktordruckbehälter erforderlich ist, wie sie in den WWER-Reaktoren verwendet werden, wodurch die Zahl der Fabriken, die RBMK-Reaktorkomponenten herstellen können, steigt. Vom RBMK wurden keine Prototypen gebaut, sondern er wurde direkt in die Massenproduktion überführt. ⓘ
Der RBMK wurde von einigen zum nationalen Reaktor der Sowjetunion erklärt, wahrscheinlich aus Nationalismus wegen seiner einzigartigen Konstruktion, seiner Größe und seiner Leistung und vor allem, weil der WWER von seinen Gegnern in der Sowjetunion als amerikanischer Reaktor bezeichnet wurde, da seine Konstruktion mehr Ähnlichkeit mit westlichen DWR-Reaktoren aufweist. Ein streng geheimes Erfindungspatent für die RBMK-Konstruktion wurde von Anatoli Alexandrow vom Kurchatov-Institut für Atomenergie, der sich persönlich für die Konstruktion des Reaktors bedankte, beim sowjetischen Patentamt eingereicht. Da ein Containment-Gebäude aufgrund der Größe des RBMK sehr groß und damit teuer gewesen wäre (Verdoppelung der Kosten für jede Einheit), wurde es ursprünglich nicht in den Entwurf aufgenommen. Die Konstrukteure argumentierten, dass die Strategie des RBMK, jedes Brennelement in einem eigenen Kanal mit fließendem Kühlwasser unterzubringen, eine akzeptable Alternative für den Sicherheitsbehälter darstellte. ⓘ
Der RBMK wurde hauptsächlich am Kurchatov-Institut für Atomenergie und am NIKIET [ru] unter der Leitung von Anatoly Aleksandrov bzw. Nikolai Dollezhal von 1964 bis 1966 entworfen. Der RBMK wurde von der Sowjetunion gegenüber dem WWER bevorzugt, da er einfach herzustellen war (da er keinen großen und dickwandigen Reaktordruckbehälter und keine relativ komplizierten Dampfgeneratoren benötigte) und eine hohe Leistung erbrachte, mit der die sowjetische Regierung ihre zentralen wirtschaftlichen Planungsziele problemlos erreichen konnte. Die Mängel des ursprünglichen RBMK-Konzepts wurden von anderen, auch innerhalb des Kurtschatow-Instituts, erkannt, bevor die ersten Blöcke gebaut wurden, aber die Aufträge für den Bau der ersten RBMK-Blöcke in Leningrad waren bereits 1966 von der sowjetischen Regierung erteilt worden, als die Bedenken das Zentralkomitee der Kommunistischen Partei der Sowjetunion und den sowjetischen Ministerrat erreichten. Dies führte zu einer plötzlichen Umstrukturierung des RBMK. Die Plutoniumproduktion in einem RBMK hätte durch den Betrieb des Reaktors unter speziellen thermischen Parametern erreicht werden können, aber diese Möglichkeit wurde frühzeitig aufgegeben. Dieser Entwurf wurde 1968 fertiggestellt. Bei der Umgestaltung wurden Mängel, die erst Jahre später entdeckt wurden, nicht behoben. Der Bau des ersten RBMK im Kernkraftwerk Leningrad begann 1970. Der Leningrader Block 1 wurde 1973 in Betrieb genommen. ⓘ
In Leningrad wurde festgestellt, dass der RBMK aufgrund seines hohen positiven Leerraumkoeffizienten immer schwieriger zu steuern war, je mehr Uranbrennstoff verbraucht oder verbrannt wurde, so dass er unvorhersehbar wurde, wenn er nach drei Jahren zur Wartung abgeschaltet wurde. Dies machte die Steuerung des RBMK zu einer sehr mühsamen, geistig und körperlich anstrengenden Aufgabe, bei der jede Minute rund um die Uhr Dutzende von Parametern eingestellt werden mussten, wodurch Schalter wie die für die Steuerstäbe ständig verschleißen und die Bediener ins Schwitzen geraten. Der Anreicherungsgrad wurde daher von 1,8 % auf 2,0 % erhöht, um diese Probleme zu mildern. In der Sowjetunion wurde der RBMK bereits kurz nach der Inbetriebnahme von Block 1 in Tschernobyl als veraltet angesehen. Alexandrow und Dollezhal untersuchten die Probleme des RBMK nicht weiter, und der Leerraumkoeffizient wurde in den Handbüchern für den Reaktor nicht analysiert. Die Ingenieure des Reaktorblocks 1 in Tschernobyl mussten Lösungen für viele Mängel des RBMK finden, wie z. B. den fehlenden Schutz gegen eine fehlende Speisewasserversorgung. Sowohl in Leningrad als auch in Tschernobyl Block 1 kam es zu partiellen Kernschmelzen, die (wie auch andere nukleare Unfälle in Kraftwerken) als Staatsgeheimnis behandelt wurden und daher selbst den anderen Arbeitern in diesen Anlagen unbekannt waren. ⓘ
1980 erkannte NIKIET nach Abschluss einer vertraulichen Studie, dass Unfälle mit dem RBMK auch bei normalem Betrieb wahrscheinlich waren, aber es wurden keine Maßnahmen ergriffen, um die Mängel des RBMK zu beheben. Stattdessen wurden Handbücher überarbeitet, von denen man glaubte, dass sie einen sicheren Betrieb gewährleisten würden, solange sie genau befolgt würden. Die Handbücher waren jedoch ungenau, und das sowjetische Kraftwerkspersonal hatte bereits die Angewohnheit, die Regeln zu beugen, um die wirtschaftlichen Ziele zu erreichen, obwohl die Ausrüstung unzureichend war oder nicht funktionierte. Vor allem wurde nicht deutlich gemacht, dass eine bestimmte Anzahl von Steuerstäben ständig im Reaktor verbleiben musste, um einen Unfall zu verhindern, wie es der Parameter Operational Reactivity Margin (ORM) grob ausdrückt.
Nach der Katastrophe von Tschernobyl wurden die RBMK-Kontrollräume mit einem ORM-Schreiber und einer ORM-Anzeige ausgestattet. ⓘ
Für viele der Reaktorblöcke ist eine Lebensdauer von 45 Jahren vorgesehen, nachdem sie nach der Hälfte der Laufzeit überholt wurden. ⓘ
Konstruktion und Leistung des Reaktors
Reaktorbehälter, Moderator und Abschirmung
Die Reaktorgrube oder das Gewölbe besteht aus Stahlbeton und hat die Abmessungen 21,6 m × 21,6 m × 25,5 m. Sie beherbergt den Reaktorbehälter, der ringförmig ist und aus einer inneren und einer äußeren zylindrischen Wand sowie oberen und unteren Metallplatten besteht, die den Raum zwischen der inneren und der äußeren Wand abdecken, ohne den vom Behälter umgebenen Raum zu bedecken. Der Reaktorbehälter ist ein ringförmiger Stahlzylinder mit hohlen Wänden, der mit Stickstoffgas unter Druck gesetzt wird, mit einem Innendurchmesser und einer Höhe von 14,52 m × 9,7 m und einer Wandstärke von 16 mm. Zur Aufnahme der axialen Wärmedehnungslasten ist er mit zwei Faltenbalgkompensatoren ausgestattet, von denen sich einer oben und einer unten in den Zwischenräumen zwischen den Innen- und Außenwänden befindet. Das Gefäß umgibt den Graphitkernblockstapel, der als Moderator dient. Der Graphitstapel wird in einem Helium-Stickstoff-Gemisch aufbewahrt, um eine inerte Atmosphäre für den Graphit zu schaffen, die ihn vor potenziellen Bränden schützt, und um eine übermäßige Wärmeübertragung vom Graphit zu den Kühlkanälen zu ermöglichen. ⓘ
Die Moderatorenblöcke bestehen aus Nukleargraphit mit den Abmessungen 25 cm × 25 cm in der Ebene senkrecht zu den Kanälen und mit mehreren Längsabmessungen zwischen 20 cm und 60 cm je nach Lage im Stapel. In der Längsachse der Blöcke befinden sich Bohrungen mit einem Durchmesser von 11,4 cm für die Brennstoff- und Steuerkanäle. Die Blöcke werden gestapelt und vom Reaktorbehälter zu einem zylindrischen Kern mit einem Durchmesser und einer Höhe von 14 m × 8 m umgeben. Die maximal zulässige Temperatur des Graphits beträgt bis zu 730°C. ⓘ
Der Reaktor hat einen aktiven Kernbereich von 11,8 m Durchmesser und 7 m Höhe. In einem RBMK-1000-Reaktor befinden sich 1700 Tonnen Graphitblöcke. Der unter Druck stehende Stickstoff im Reaktorbehälter verhindert das Entweichen des Helium-Stickstoff-Gemischs, das zur Kühlung des Graphitstapels verwendet wird. ⓘ
Der Reaktorbehälter hat an seiner Außenseite einen integrierten zylindrischen, ringförmigen Wassertank, eine Schweißkonstruktion mit 3 cm dicken Wänden, einem Innendurchmesser von 16,6 m und einem Außendurchmesser von 19 m, der im Inneren in 16 vertikale Kammern unterteilt ist. Das Wasser wird den Kammern von unten zugeführt und von oben entnommen; das Wasser kann zur Notkühlung des Reaktors verwendet werden. Der Tank enthält Thermoelemente zur Messung der Wassertemperatur und Ionenkammern zur Überwachung der Reaktorleistung. Der Behälter sowie eine ringförmige Sandschicht zwischen der Außenseite des Behälters und der Innenseite der Grube und der relativ dicke Beton der Reaktorgrube dienen als seitliche biologische Abschirmung. ⓘ
Der obere Teil des Reaktors ist von der oberen biologischen Abschirmung (UBS) bedeckt, die auch als "Schema E" oder nach der Explosion (von Reaktor 4 in Tschernobyl) als Elena bezeichnet wird. Der UBS ist eine zylindrische Scheibe von 3 m x 17 m Größe und 2000 Tonnen Gewicht. Sie ist von Standrohren für Brennelemente und Kontrollkanäle durchdrungen. Ober- und Unterseite sind mit 4 cm dicken Stahlplatten bedeckt, die heliumdicht verschweißt und zusätzlich durch Stützen verbunden sind. Der Raum zwischen den Platten und Rohren ist mit Serpentinit gefüllt, einem Gestein, das erhebliche Mengen an gebundenem Wasser enthält. Der Serpentinit sorgt für die Strahlenabschirmung des biologischen Schildes und wurde in Form einer speziellen Betonmischung aufgetragen. Die Scheibe ist auf 16 Rollen gelagert, die sich an der Oberseite des verstärkten zylindrischen Wassertanks befinden. Die Struktur des UBS trägt die Brennstoff- und Kontrollkanäle, den Boden über dem Reaktor in der zentralen Halle und die Dampf-Wasser-Leitungen. ⓘ
Unter dem Boden des Reaktorkerns befindet sich der untere biologische Schild (LBS), der dem UBS ähnelt, aber nur 2 m x 14,5 m groß ist. Er wird von den Rohren für die unteren Enden der Druckkanäle durchdrungen und trägt das Gewicht des Graphitstapels und der Kühlmittelzufuhrleitungen. Eine Stahlkonstruktion, zwei schwere Platten, die sich im rechten Winkel unter der Mitte des LBS schneiden und mit dem LBS verschweißt sind, stützt den LBS und überträgt die mechanische Last auf das Gebäude. ⓘ
Über dem LBS befindet sich ein Raum mit den oberen Kanalrohren und der Instrumentierung und Steuerung (I&C) oder der Steuer- und Überwachungsverkabelung. Darüber befindet sich die Baugruppe 11, die aus der oberen Abschirmung oder den Kanalabdeckungen besteht. Ihre Oberseiten bilden einen Teil des Bodens der Reaktorhalle und dienen als Teil der biologischen Abschirmung und zur Wärmeisolierung des Reaktorraums. Sie bestehen aus Serpentinit-Betonblöcken, die einzelne herausnehmbare Stahl-Graphit-Stopfen bedecken, die sich über den Oberseiten der Kanäle befinden und einen Kreis mit einem Gittermuster bilden. Der Boden über dem Reaktor wird von den Arbeitern der RBMK-Anlage daher auch als Pjatatschok bezeichnet, was sich auf die Fünf-Kecks-Münze bezieht. Es gibt eine Abdeckung (Deckel/Block) pro Stopfen und einen Stopfen pro Kanal. ⓘ
Brennstoffkanäle
Die Brennstoffkanäle bestehen aus geschweißten Zirkaloy-Druckrohren mit einem Innendurchmesser von 8 cm und einer Wandstärke von 4 mm, die durch die Kanäle in der Mitte der Graphitmoderatorblöcke geführt werden. Der obere und der untere Teil der Rohre bestehen aus rostfreiem Stahl und sind mit dem zentralen Zirkaloy-Segment durch Kupplungen aus einer Zirkonium-Stahl-Legierung verbunden. Das Druckrohr wird in den Graphitstapelkanälen mit zwei abwechselnden Typen von 20 mm hohen Spaltgraphitringen gehalten; einer steht in direktem Kontakt mit dem Rohr und hat einen Abstand von 1,5 mm zum Graphitstapel, der andere berührt den Graphitstapel direkt und hat einen Abstand von 1,3 mm zum Rohr; diese Anordnung verringert die Übertragung mechanischer Belastungen, die durch neutroneninduzierte Quellung, thermische Ausdehnung der Blöcke und andere Faktoren auf das Druckrohr verursacht werden, und erleichtert gleichzeitig die Wärmeübertragung von den Graphitblöcken. Die Druckrohre sind mit der oberen und unteren Platte des Reaktorbehälters verschweißt. ⓘ
Während der größte Teil der Wärmeenergie aus dem Spaltprozess in den Brennstäben erzeugt wird, lagern sich etwa 5,5 % in den Graphitblöcken ab, da sie die bei der Spaltung entstehenden schnellen Neutronen dämpfen. Diese Energie muss abgeführt werden, um eine Überhitzung des Graphits zu vermeiden. Etwa 80-85 % der im Graphit gespeicherten Energie wird durch die Kühlkanäle der Brennstäbe über die Graphitringe abgeleitet. Der Rest der Graphitwärme wird durch die erzwungene Gaszirkulation im Gaskreislauf aus den Steuerstabkanälen abgeführt. ⓘ
In den RBMK-Reaktorkernen der ersten Generation gibt es 1693 Brennstoffkanäle und 170 Steuerstabkanäle. Die Reaktorkerne der zweiten Generation (wie Kursk und Tschernobyl 3/4) haben 1661 Brennstoffkanäle und 211 Steuerstabkanäle. Das Brennelement ist im Brennstoffkanal an einer Halterung mit einem Dichtungsstopfen aufgehängt. Der Verschlussstopfen ist einfach gestaltet, um seine Entfernung und Installation durch die ferngesteuerte Online-Betankungsmaschine zu erleichtern. ⓘ
Die Brennelementkanäle können anstelle von Brennstoff feste Neutronenabsorber enthalten oder vollständig mit Kühlwasser gefüllt sein. Sie können auch anstelle eines Brennelements mit Silizium gefüllte Rohre zur Dotierung von Halbleitern enthalten. Diese Kanäle könnten durch ihre entsprechenden Servo-Lesegeräte identifiziert werden, die blockiert und durch das Atomzeichen für Silizium ersetzt werden. ⓘ
Der geringe Abstand zwischen dem Druckkanal und dem Graphitblock macht den Graphitkern anfällig für Beschädigungen. Wenn sich ein Druckkanal verformt, z. B. durch einen zu hohen Innendruck, kann die Verformung zu erheblichen Druckbelastungen der Graphitblöcke und damit zu Schäden führen. ⓘ
Kraftstoff
Die Brennstofftabletten bestehen aus Urandioxidpulver, das mit einem geeigneten Bindemittel zu Tabletten von 11,5 mm Durchmesser und 15 mm Länge gesintert wird. Das Material kann Europiumoxid als brennbares Nukleargift enthalten, um die Reaktivitätsunterschiede zwischen einem neuen und einem teilweise abgebrannten Brennelement zu verringern. Um Probleme mit der Wärmeausdehnung und der Wechselwirkung mit der Hülle zu verringern, haben die Pellets halbkugelförmige Vertiefungen. Ein 2 mm großes Loch in der Pelletachse dient dazu, die Temperatur in der Pelletmitte zu senken und den Abtransport der gasförmigen Spaltprodukte zu erleichtern. Der Anreicherungsgrad betrug 1980 2% (0,4% für die Endpellets der Brennelemente). Die maximal zulässige Temperatur der Brennstoffpellets beträgt 2100°C. ⓘ
Bei den Brennstäben handelt es sich um Rohre aus Zirkaloy (1% Niob) mit einem Außendurchmesser von 13,6 mm und einer Dicke von 0,825 mm. Die Stäbe sind mit Helium bei 0,5 MPa gefüllt und hermetisch abgedichtet. Halteringe sorgen dafür, dass die Pellets in der Mitte des Rohrs sitzen und die Wärmeübertragung vom Pellet zum Rohr erleichtert wird. Die Pellets werden axial durch eine Feder gehalten. Jeder Stab enthält 3,5 kg Brennstoffpellets. Die Brennstäbe sind 3,64 m lang, wovon 3,4 m auf die aktive Länge entfallen. Die maximal zulässige Temperatur eines Brennstabs beträgt 600°C. ⓘ
Die Brennelemente bestehen aus zwei Sätzen ("Teilbündeln") mit 18 Brennstäben und 1 Trägerstab. Die Brennstäbe sind entlang des zentralen Trägerstabs angeordnet, der einen Außendurchmesser von 1,3 cm hat. Alle Stäbe eines Brennelementes werden mit 10 Abstandshaltern aus rostfreiem Stahl in einem Abstand von 360 mm an ihrem Platz gehalten. Die beiden Brennelemente sind mit einem Zylinder in der Mitte des Brennelements verbunden; während des Betriebs des Reaktors senkt dieser Totraum ohne Brennstoff den Neutronenfluss in der zentralen Ebene des Reaktors. Die Gesamtmasse des Urans im Brennelement beträgt 114,7 kg. Der Brennstoffabbrand beträgt 20 MW-d/kg. Die Gesamtlänge des Brennelements beträgt 10,025 m, davon entfallen 6,862 m auf den aktiven Bereich. ⓘ
Neben den normalen Brennelementen gibt es auch instrumentierte Brennelemente, die Neutronenflussdetektoren im zentralen Träger enthalten. In diesem Fall wird der Stab durch ein Rohr mit einer Wandstärke von 2,5 mm und einem Außendurchmesser von 15 mm ersetzt. ⓘ
Im Gegensatz zu den rechteckigen DWR/BWR-Brennelementen oder den sechseckigen WWER-Brennelementen ist das RBMK-Brennelement zylindrisch, um in die runden Druckkanäle zu passen. ⓘ
Die Betankungsanlage ist auf einem Portalkran montiert und wird ferngesteuert. Die Brennelemente können ohne Abschaltung des Reaktors ausgetauscht werden, was für die Produktion von waffenfähigem Plutonium und - im zivilen Bereich - für eine bessere Betriebszeit des Reaktors von Bedeutung ist. Wenn ein Brennelement ausgetauscht werden muss, wird die Maschine oberhalb des Brennelementkanals positioniert: Dann passt sie sich diesem an, gleicht den Druck im Inneren aus, zieht den Stab heraus und setzt einen neuen ein. Der verbrauchte Stab wird dann in ein Kühlbecken gelegt. Die Kapazität des Brennelementwechslers beträgt bei Nennleistung des Reaktors zwei Brennelemente pro Tag, bei Spitzenleistung fünf pro Tag. ⓘ
Die Gesamtmenge an Brennstoff unter stationären Bedingungen beträgt 192 Tonnen. Der RBMK-Kern hat eine relativ geringe Leistungsdichte, was zumindest teilweise auf den Abstand von 25 cm zwischen den Kanälen und damit den Brennelementen zurückzuführen ist. ⓘ
Steuerstangen
Neutronenquellen für die Inbetriebnahme (12)
Steuerstäbe (167)
kurze Steuerstäbe von unterhalb des Reaktors (32)
automatische Steuerstäbe (12)
Druckrohre mit Brennstäben (1661)
Die Zahlen im Bild zeigen die Position der jeweiligen Steuerstäbe (Eintauchtiefe in Zentimetern) um 01:22:30 Uhr 78 Sekunden vor der Reaktorexplosion. ⓘ
Die meisten Reaktorsteuerstäbe werden von oben eingeführt; 24 verkürzte Stäbe werden von unten eingeführt und dienen zur Unterstützung der Steuerung der axialen Leistungsverteilung des Kerns. Mit Ausnahme von 12 automatischen Stäben haben die Steuerstäbe am Ende einen 4,5 m langen Graphitabschnitt, der durch ein 1,25 m langes Teleskop (das einen wassergefüllten Raum zwischen dem Graphit und dem Absorber schafft) und einen Neutronenabsorberabschnitt aus Borkarbid getrennt ist. Die Rolle des Graphitabschnitts, der als "Verdränger" bezeichnet wird, besteht darin, den Unterschied zwischen den Neutronenflussdämpfungsniveaus von eingefahrenen und eingezogenen Stäben zu vergrößern, da der Graphit das Wasser verdrängt, das andernfalls als Neutronenabsorber wirken würde, obwohl es viel schwächer ist als Borcarbid; ein mit Graphit gefüllter Steuerstabkanal absorbiert weniger Neutronen als ein mit Wasser gefüllter, so dass der Unterschied zwischen eingefahrenem und eingezogenem Steuerstab vergrößert wird. Wenn der Steuerstab vollständig eingefahren ist, befindet sich der Graphitverdränger in der Mitte der Kernhöhe, mit 1,25 m Wasser an jedem seiner Enden. Die Verdrängung des Wassers in den unteren 1,25 m des Kerns, während sich der Stab nach unten bewegt, könnte eine lokale Erhöhung der Reaktivität am Boden des Kerns verursachen, wenn der Graphitteil des Steuerstabs diesen Abschnitt passiert. Dieser "positive Scram"-Effekt wurde 1983 im Kernkraftwerk Ignalina entdeckt. Die Steuerstabkanäle werden durch einen unabhängigen Wasserkreislauf gekühlt und auf 40-70 °C (104-158 °F) gehalten. Der enge Raum zwischen dem Stab und seinem Kanal behindert die Wasserströmung um die Stäbe während ihrer Bewegung und wirkt wie ein Flüssigkeitsdämpfer, was die Hauptursache für ihre langsame Einschubzeit ist (nominell 18-21 Sekunden für die Stäbe des Reaktorkontroll- und -schutzsystems oder etwa 0,4 m/s). Nach der Katastrophe von Tschernobyl wurden die Steuerstabservos in anderen RBMK-Reaktoren ausgetauscht, um schnellere Bewegungen der Stäbe zu ermöglichen, und eine noch schnellere Bewegung wurde durch die Kühlung der Steuerstabkanäle durch eine dünne Wasserschicht zwischen einem Innenmantel und dem Zircaloy-Rohr des Kanals erreicht, während die Stäbe selbst sich im Gas bewegen können. ⓘ
Die Aufteilung der Steuerstäbe auf Hand- und Notschutzgruppen war willkürlich; die Stäbe konnten während des Reaktorbetriebs ohne technische oder organisatorische Probleme von einem System zum anderen umgeschaltet werden. ⓘ
Zusätzliche statische Absorber auf Borbasis werden bei der Beladung des Kerns mit frischem Brennstoff eingesetzt. Bei der ersten Kernbeladung werden etwa 240 Absorber hinzugefügt. Mit zunehmendem Abbrand werden diese Absorber schrittweise entfernt. Der Leerraumkoeffizient des Reaktors hängt vom Kerninhalt ab; er reicht von negativ, wenn alle anfänglichen Absorber vorhanden sind, bis hin zu positiv, wenn alle Absorber entfernt werden. ⓘ
Die normale Reaktivitätsspanne liegt bei 43-48 Steuerstäben. ⓘ
RBMK-Steuerstäbe haben unterhalb des Absorbermaterials einen Verdrängungskörper aus Graphit, auch als „Graphitspitze“ bekannt. Dieses Detail dient zur Verringerung der Xenonvergiftung. Das als Neutronengift wirkende Xenon-135 entsteht unvermeidlich im Reaktorbetrieb und wird bei konstanter Reaktorleistung mit gleicher Rate durch Neutroneneinfang abgebaut. Es wird zum Problem, wenn die Steuerstäbe teilweise eingefahren werden und die Leistung später wieder erhöht werden soll. Der Neutronenfluss und damit die Abbaurate des Xenon-135 sind bei gedrosselter Leistung verringert, aber dessen Erzeugung (durch radioaktiven Zerfall eines Spaltprodukts) erfolgt zunächst noch mit der vorherigen Rate, so dass seine Konzentration vorübergehend ansteigt. Das Graphitbauteil an den Steuerstäben bewirkt nun, dass beim Herausziehen der leere Kanal sich nur teilweise mit Wasser füllt. Kohlenstoff absorbiert Neutronen viel schwächer als Wasser. Der Graphitkörper hebt daher lokal den Neutronenfluss an, so dass das Xe-135 schneller abgebaut wird. ⓘ
Das Leit- und Schutzsystem eines RBMK der 2. Generation kann 211 Steuerstäbe kontrollieren. Sie sind in ausgewählte Kanäle eingelassen, die an einen speziellen Kühlkreislauf angeschlossen sind. Sie werden in 4 Klassen gegliedert.
- Manuelle Steuerstäbe zur Steuerung des radialen Neutronenflusses
- Kurze Steuerstäbe zur Steuerung des axialen Neutronenflusses, die von unten eingefahren werden
- Automatische Steuerstäbe, die von der Leittechnik geregelt werden
- Notfall-Steuerstäbe
Die Steuerstäbe bestehen aus Borcarbid-Elementen von je 967,5 mm Länge. Die kurzen Steuerstäbe bestehen aus 3 solcher Elemente, insgesamt haben sie eine Länge von 3,05 m. Die anderen Stabtypen bestehen aus 5 Elementen und sind 5,12 m lang. Bis auf die Automatik-Steuerstäbe sind alle Steuerstäbe mit den oben beschriebenen Graphit-Verdrängungskörpern ausgestattet. ⓘ
Gaskreislauf
Der Reaktor arbeitet in einer Helium-Stickstoff-Atmosphäre (70-90% He, 10-30% N2 nach Volumen). Der Gaskreislauf besteht aus einem Kompressor, Aerosol- und Jodfiltern, einem Adsorber für Kohlendioxid, Kohlenmonoxid und Ammoniak, einem Haltetank, in dem die gasförmigen radioaktiven Produkte vor der Ableitung zerfallen können, einem Aerosolfilter zur Entfernung fester Zerfallsprodukte und einem Ventilatorschacht, und einen Ventilatorschornstein, der sich bei RBMKs der zweiten Generation wie Kursk und Tschernobyl 3/4 über dem Raum zwischen den Reaktoren oder bei RBMKs der ersten Generation wie Kursk und Tschernobyl 1/2 in einiger Entfernung von den Reaktoren befindet. Das Gas wird mit geringem Durchsatz von unten in den Kernstapel eingespeist und tritt aus dem Standrohr jedes Kanals über ein einzelnes Rohr aus. Die Feuchtigkeit und die Temperatur des austretenden Gases werden überwacht; ein Anstieg dieser Werte ist ein Indikator für ein Kühlmittelleck. Ein einzelner Gaskreislauf versorgt zwei RBMK-1000-Reaktoren oder einen RBMK-1500; RBMK-Reaktoren wurden immer paarweise gebaut. Bei RBMKs der zweiten Generation wie Tschernobyl 3/4, Kursk 3/4 und Smolensk 1-4 ist der Gaskreislauf zwischen zwei Reaktoren untergebracht. ⓘ
Primärer Kühlmittelkreislauf
Der Reaktor verfügt über zwei unabhängige Kühlkreisläufe mit jeweils vier Hauptumwälzpumpen (drei in Betrieb, eine in Bereitschaft), die eine Hälfte des Reaktors versorgen. Das Kühlwasser wird dem Reaktor über untere Wasserleitungen zu einem gemeinsamen Drucksammler (einer für jeden Kühlkreislauf) zugeführt, der auf 22 Gruppenverteiler aufgeteilt ist, die jeweils 38-41 Druckkanäle durch den Kern speisen, in denen das Kühlmittel siedet. Das Dampf-Wasser-Gemisch wird über die oberen Dampfleitungen, eine für jeden Druckkanal, vom Reaktordach zu den Dampfabscheidern geleitet, zwei dicken horizontalen Trommeln, die sich in Seitenkammern über dem Reaktordach befinden; jede Trommel hat einen Durchmesser von 2,8 m, eine Länge von 31 m, eine Wandstärke von 10 cm und wiegt 240 t (260 short tons). Der Dampf mit einer Dampfqualität von ca. 15 % wird am oberen Ende der Abscheider von zwei Dampfsammlern pro Abscheider entnommen, zusammengefasst und zu zwei Turbogeneratoren in der Turbinenhalle geleitet, dann zu Kondensatoren, die auf 165 °C (329 °F) aufgeheizt werden, und von den Kondensatpumpen zu Entlüftern gepumpt, wo Reste der Gasphase und korrosionsfördernde Gase entfernt werden. Das dabei anfallende Speisewasser wird über Speisewasserpumpen zu den Dampfabscheidern geleitet und an deren Auslässen mit Wasser aus den Dampfabscheidern gemischt. Vom Boden der Dampfabscheider wird das Speisewasser über 12 Fallrohre (von jedem Abscheider) zu den Saugköpfen der Hauptumwälzpumpen und zurück in den Reaktor geleitet. In den Kreislauf ist ein Ionenaustauschsystem integriert, das Verunreinigungen aus dem Speisewasser entfernt. ⓘ
Die Turbine besteht aus einem Hochdruckrotor (Zylinder) und vier Niederdruckrotoren. Fünf Niederdruck-Abscheider-Vorwärmer werden eingesetzt, um den Dampf mit Frischdampf zu erhitzen, bevor er in die nächste Stufe der Turbine geleitet wird. Der unkondensierte Dampf wird in einen Kondensator geleitet, mit dem Kondensat aus den Abscheidern gemischt, über die Kondensatpumpe der ersten Stufe zu einem chemischen (Ionenaustausch-) Reiniger geleitet und dann über eine Kondensatpumpe der zweiten Stufe zu vier Entlüftern, in denen gelöste und mitgerissene Gase entfernt werden; die Entlüfter dienen auch als Speisewasserbehälter. Von den Entlüftern wird das Wasser durch Filter und in die unteren Teile der Dampfabscheidertrommeln gepumpt. ⓘ
Die Hauptumwälzpumpen haben eine Kapazität von 5.500-12.000 m3/h und werden von 6-kV-Elektromotoren angetrieben. Der normale Kühlmitteldurchfluss beträgt 8000 m3/h pro Pumpe; dieser wird durch Regelventile auf 6000-7000 m3/h gedrosselt, wenn die Reaktorleistung unter 500 MWt liegt. Jede Pumpe verfügt über ein Durchflussregelventil und ein Rückschlagventil am Auslass sowie über Absperrventile am Ein- und Auslass. Jeder der Druckkanäle im Kern verfügt über ein eigenes Durchflussregelventil, so dass die Temperaturverteilung im Reaktorkern optimiert werden kann. Jeder Kanal ist mit einem Kugeldurchflussmesser ausgestattet. ⓘ
Der nominale Kühlmitteldurchfluss durch den Reaktor beträgt 46.000-48.000 m3/h. Der Dampfdurchsatz bei voller Leistung beträgt 5.440-5.600 t (6.000-6.170 short tons)/h. ⓘ
Die Nenntemperatur des Kühlmittels am Eintritt in den Reaktor beträgt etwa 265-270 °C (509-518 °F) und die Austrittstemperatur 284 °C (543 °F), bei einem Druck im Trommelseparator und Reaktor von 6,9 Megapascal (69 bar; 1.000 psi). Der Druck und die Eintrittstemperatur bestimmen die Höhe des Siedebeginns im Reaktor; liegt die Temperatur des Kühlmittels bei dem Systemdruck nicht ausreichend unter seinem Siedepunkt, beginnt der Siedevorgang im unteren Teil des Reaktors und nicht in den oberen Teilen. Bei wenigen Absorbern im Reaktorkern, wie z. B. beim Unfall in Tschernobyl, reagiert der Reaktor aufgrund des positiven Leerkoeffizienten sehr empfindlich auf die Speisewassertemperatur. Blasen aus kochendem Wasser führen zu einer erhöhten Leistung, die wiederum die Blasenbildung verstärkt. ⓘ
Liegt die Temperatur des Kühlwassers zu nahe an seinem Siedepunkt, kann es zu Kavitation in den Pumpen kommen, und ihr Betrieb kann unregelmäßig werden oder sogar ganz ausfallen. Die Speisewassertemperatur hängt von der Dampfproduktion ab; der Dampfphasenanteil wird zu den Turbinen und Kondensatoren geleitet und kehrt deutlich kühler zurück (155-165 °C) als das Wasser, das direkt aus dem Dampfabscheider zurückkommt (284 °C). Bei niedriger Reaktorleistung kann die Eintrittstemperatur daher gefährlich hoch werden. Das Wasser wird unterhalb der Sättigungstemperatur gehalten, um ein Filmsieden und den damit verbundenen Abfall der Wärmeübertragungsrate zu verhindern. ⓘ
Der Reaktor wird bei hohem oder niedrigem Wasserstand in den Dampfabscheidern (mit zwei wählbaren Schwellenwerten für niedrige Wasserstände), bei hohem Dampfdruck, bei niedrigem Speisewasserdurchfluss und bei Ausfall der beiden Hauptkühlmittelpumpen auf beiden Seiten ausgelöst. Diese Auslösungen können manuell deaktiviert werden. ⓘ
Der Wasserstand in den Dampfabscheidern, der prozentuale Anteil des Dampfes in den Reaktordruckrohren, der Siedepunkt des Wassers im Reaktorkern, der Neutronenfluss und die Leistungsverteilung im Reaktor sowie der Speisewasserfluss durch den Kern müssen sorgfältig kontrolliert werden. Der Wasserstand im Dampfseparator wird hauptsächlich durch die Speisewasserzufuhr gesteuert, wobei die Entlüftungsbehälter als Wasserreservoir dienen. ⓘ
Die maximal zulässige Aufheizrate des Reaktors und des Kühlmittels beträgt 10 °C/h; die maximale Abkühlungsrate beträgt 30 °C/h. ⓘ
ECCS
Der Reaktor ist mit einem Notfall-Kernkühlsystem (ECCS) ausgestattet, das aus einem speziellen Wasservorratstank, Hydraulikspeichern und Pumpen besteht. Die ECCS-Rohrleitungen sind in das normale Reaktorkühlsystem integriert. Das ECCS besteht aus drei Systemen, die mit den Kühlsystem-Sammelleitungen verbunden sind. Im Falle einer Beschädigung kühlt das erste ECCS-Teilsystem die beschädigte Hälfte des Kühlkreislaufs bis zu 100 Sekunden lang (die andere Hälfte wird von den Hauptumwälzpumpen gekühlt), während die beiden anderen Teilsysteme die langfristige Kühlung des Reaktors übernehmen. ⓘ
Das kurzfristige ECCS-Teilsystem besteht aus zwei Gruppen von sechs Speichertanks, die mit Stickstoff überlagertes Wasser unter einem Druck von 10 Megapascal (1.500 psi) enthalten und über Schnellschlussventile mit dem Reaktor verbunden sind. Jede Gruppe kann 50 % des maximalen Kühlmitteldurchflusses für die beschädigte Hälfte des Reaktors liefern. Die dritte Gruppe besteht aus einer Reihe von elektrischen Pumpen, die Wasser aus den Entlüftern ansaugen. Die Kurzzeitpumpen können durch den Spindown der Hauptturbogeneratoren betrieben werden. ⓘ
Das ECCS für die Langzeitkühlung des beschädigten Kreislaufs besteht aus drei Paaren elektrischer Pumpen, die Wasser aus den Druckausgleichsbecken entnehmen; das Wasser wird mit Hilfe von Wärmetauschern in den Saugleitungen durch das Betriebswasser der Anlage gekühlt. Jedes Paar ist in der Lage, die Hälfte des maximalen Kühlmittelflusses zu liefern. Das ECCS für die Langzeitkühlung des intakten Kreislaufs besteht aus drei separaten Pumpen, die Wasser aus den Kondensatspeichern entnehmen und jeweils die Hälfte des maximalen Durchflusses liefern können. Die ECCS-Pumpen werden von den wichtigen internen 6-kV-Leitungen gespeist, die von Dieselgeneratoren unterstützt werden. Einige Ventile, die eine unterbrechungsfreie Stromversorgung benötigen, werden ebenfalls durch Batterien gesichert. ⓘ
Reaktorkontroll-/-überwachungssysteme
Die Verteilung der Leistungsdichte im Reaktor wird von Ionisationskammern gemessen, die sich innerhalb und außerhalb des Kerns befinden. Das Physical Power Density Distribution Control System (PPDDCS) verfügt über Sensoren innerhalb des Kerns; das Reactor Control and Protection System (RCPS) verwendet Sensoren im Kern und im seitlichen biologischen Abschirmtank. Die externen Sensoren im Tank befinden sich in der Mittelebene des Reaktors und zeigen daher weder die axiale Leistungsverteilung noch Informationen über die Leistung im zentralen Teil des Kerns an. Es gibt über 100 radiale und 12 axiale Leistungsverteilungsmonitore, die mit selbstversorgten Detektoren arbeiten. Zur Überwachung des Reaktoranlaufs werden Reaktivitätsmessgeräte und abnehmbare Anfahrkammern eingesetzt. Die Gesamtleistung des Reaktors wird als Summe der Ströme der seitlichen Ionisationskammern erfasst. Die Feuchtigkeit und Temperatur des in den Kanälen zirkulierenden Gases wird durch das Druckrohrintegritätsüberwachungssystem überwacht. ⓘ
Das PPDDCS und das RCPS sollen sich gegenseitig ergänzen. Das RCPS-System besteht aus 211 beweglichen Steuerstäben. Beide Systeme weisen jedoch Mängel auf, die sich vor allem bei niedrigen Reaktorleistungen bemerkbar machen. Das PPDDCS soll die Leistungsdichteverteilung des Reaktors zwischen 10 und 120 % der Nennleistung aufrechterhalten und die Gesamtleistung des Reaktors zwischen 5 und 120 % der Nennleistung regeln. Die RPCS-Subsysteme LAC-LAP (Local Automatic Control and Local Automatic Protection) stützen sich auf Ionisationskammern im Inneren des Reaktors und sind bei Leistungen über 10 % aktiv. Unterhalb dieser Werte sind die automatischen Systeme deaktiviert und die Sensoren im Reaktorkern sind nicht zugänglich. Ohne die automatischen Systeme und nur auf die seitlichen Ionisationskammern gestützt, wird die Steuerung des Reaktors sehr schwierig; die Bediener haben nicht genügend Daten, um den Reaktor zuverlässig zu steuern, und müssen sich auf ihre Intuition verlassen. Beim Anfahren eines Reaktors mit einem giftfreien Kern kann dieser Informationsmangel beherrschbar sein, da sich der Reaktor vorhersehbar verhält, aber ein ungleichmäßig vergifteter Kern kann zu großen Ungleichmäßigkeiten in der Leistungsverteilung führen, mit möglicherweise katastrophalen Folgen. ⓘ
Das Reaktor-Notfallschutzsystem (EPS) wurde für die Abschaltung des Reaktors bei Überschreitung seiner Betriebsparameter ausgelegt. Die Auslegung berücksichtigte den Dampfkollaps im Kern, wenn die Brennelementtemperatur unter 265 °C fällt, die Verdampfung des Kühlmittels in den Brennstoffkanälen im kalten Reaktorzustand und das Verkleben einiger Notschutzstäbe. Die langsame Einführgeschwindigkeit der Steuerstäbe und ihre Konstruktion, die eine lokale positive Reaktivität verursacht, wenn sich der Verdränger durch den unteren Teil des Kerns bewegt, führten jedoch zu einer Reihe möglicher Situationen, in denen die Auslösung des EPS selbst einen Reaktor-Runaway verursachen oder verschlimmern könnte. ⓘ
Das SKALA- oder SCALA-Computersystem zur Berechnung der Reaktivitätsspanne sammelte Daten aus etwa 4.000 Quellen. Es diente dazu, den Betreiber bei der stationären Steuerung des Reaktors zu unterstützen. Es dauerte zehn bis fünfzehn Minuten, um alle Messungen durchzugehen und die Ergebnisse zu berechnen. SKALA konnte den Reaktor nicht steuern, sondern gab den Betreibern lediglich Empfehlungen und nutzte die Computertechnologie der 1960er Jahre. ⓘ
Die Bediener konnten einige Sicherheitssysteme deaktivieren, einige Alarmsignale zurücksetzen oder unterdrücken und die automatische Abschaltung umgehen, indem sie Patchkabel an zugängliche Terminals anschlossen. Diese Praxis war unter bestimmten Umständen erlaubt. ⓘ
Der Reaktor ist mit einem Leckdetektor für Brennstäbe ausgestattet. Ein Szintillationszähler-Detektor, der auf die Energien kurzlebiger Spaltprodukte anspricht, ist auf einem speziellen Wagen montiert und wird über die Auslässe der Brennstoffkanäle bewegt, um einen Alarm auszulösen, wenn eine erhöhte Radioaktivität im Dampfwasserstrom festgestellt wird. ⓘ
In den RBMK-Kontrollräumen gibt es zwei große Tafeln oder mimische Displays, die eine Draufsicht auf den Reaktor darstellen. Die eine Anzeige besteht größtenteils oder vollständig (in RBMK der ersten Generation) aus farbigen Skalen oder Stabpositionsanzeigen: Diese Skalen stellen die Position der Steuerstäbe im Reaktor dar, und die Farbe des Gehäuses der Skalen entspricht der der Steuerstäbe, deren Farben ihrer Funktion entsprechen, z. B. rot für automatische Steuerstäbe. Die andere Anzeige ist eine Kernkarte oder ein Kernkanal-Kartogramm. Sie ist kreisförmig, besteht aus Kacheln und stellt jeden Kanal des Reaktors dar. Jede Kachel besteht aus einer einzelnen Lichtabdeckung mit einer Kanalnummer und einer Glühbirne, und jede Glühbirne leuchtet auf, wenn die Kanalparameter außerhalb der Spezifikation liegen (höher oder niedriger als normal). Die Bediener müssen die Nummer des/der betroffenen Kanals/Kanäle eingeben und sich dann die Instrumente ansehen, um genau herauszufinden, welche Parameter außerhalb der Spezifikation liegen. Die Kernkarte stellte Informationen aus dem SKALA-Computer dar. Jede Einheit verfügte über einen eigenen Computer, der in einem separaten Raum untergebracht war. Der Kontrollraum verfügt auch über Diagramm- oder Trendschreiber. Einige RBMK-Kontrollräume wurden Einige RBMK-Kontrollräume wurden mit Videowänden nachgerüstet, die die mimischen Anzeigen und die meisten Diagrammschreiber ersetzen und die Eingabe von Kanalnummern überflüssig machen. Der Kontrollraum befindet sich unter dem Boden des Entlüftungsraums, und beide Räume liegen im Raum zwischen dem Reaktor- und dem Turbinengebäude. ⓘ
Sicherheitsbehälter
Die RBMK-Konstruktion ist in erster Linie leistungsfähig, schnell zu bauen und einfach zu warten. Da die Konstruktion vom sowjetischen Nuklearforschungsministerium als inhärent sicher eingestuft wurde, wenn sie innerhalb der festgelegten Parameter betrieben wird, gingen die sowjetischen Behörden davon aus, dass die ordnungsgemäße Einhaltung der Doktrin durch die Arbeiter jeden Unfall unmöglich machen würde. Außerdem waren die RBMK-Reaktoren so konstruiert, dass die Brennstäbe bei voller Leistung ohne Abschaltung (wie beim Schwerwasser-Druckreaktor CANDU) gewechselt werden konnten, und zwar sowohl zum Brennelementwechsel als auch zur Plutoniumproduktion (für Kernwaffen). Dies erforderte große Kräne oberhalb des Kerns. Da der RBMK-Reaktorkern sehr hoch ist (ca. 7 m), verhinderten die Kosten und die Schwierigkeit des Baus einer schweren Containment-Struktur den Bau zusätzlicher Notfall-Containment-Strukturen für Rohre über dem Reaktorkern. Bei dem Unfall in Tschernobyl stieg der Druck so stark an, dass der Reaktordeckel gesprengt wurde, wobei die Brennstoffkanäle aufbrachen und ein großes Feuer entstand, als Luft mit dem überhitzten Graphitkern in Berührung kam. Nach dem Unfall in Tschernobyl wurden einige RBMK-Reaktoren mit einem Teilcontainment (anstelle eines Vollcontainment-Gebäudes) nachgerüstet, das die Brennstoffkanäle mit Wassermänteln umgibt, um freigesetzte radioaktive Partikel aufzufangen. ⓘ
Der untere Teil des Reaktors ist von einer wasserdichten Kammer umgeben. Zwischen dem Reaktorboden und dem Boden befindet sich ein Zwischenraum. Das Überdruckschutzsystem der Reaktorgrube besteht aus im Boden eingelassenen Dampfentlastungsvorrichtungen, die zu mit Berstscheiben abgedeckten Dampfverteilerköpfen führen, die in den Dampfverteilerkorridor unterhalb des Reaktors auf Ebene +6 münden. Im Boden des Korridors befinden sich die Einmündungen zahlreicher vertikaler Rohre, die zu den Böden der Druckunterdrückungsbecken ("Bubbler"-Becken) auf den Ebenen +3 und +0 führen. Im Falle eines Unfalls, für den höchstens der Bruch von einem oder zwei Druckkanälen vorhergesagt wurde, sollte der Dampf durch das Wasser geblasen werden und dort kondensieren, wodurch der Überdruck in der leckdichten Kammer abgebaut würde. Die Durchflusskapazität der Rohre zu den Becken begrenzte die Schutzkapazität auf den gleichzeitigen Bruch von zwei Druckkanälen; eine höhere Anzahl von Ausfällen würde einen Druckaufbau verursachen, der ausreichen würde, um die Deckplatte anzuheben ("Struktur E", nach der Explosion mit dem Spitznamen "Elena", nicht zu verwechseln mit dem russischen ELENA-Reaktor), die restlichen Brennstoffkanäle zu durchtrennen, das System zum Einführen der Steuerstäbe zu zerstören und möglicherweise auch die Steuerstäbe aus dem Kern zu ziehen. Der Sicherheitsbehälter wurde so konzipiert, dass er Ausfälle der Fallrohre, der Pumpen sowie der Verteilung und des Einlasses des Speisewassers verkraften kann. Die leckdichten Kammern um die Pumpen können einem Überdruck von 0,45 MPa (65 psi) standhalten. Die Gehäuse der Verteilersammler und Einlässe sind für 0,08 MPa (12 psi) ausgelegt und werden über Rückschlagventile in den leckdichten Raum entlüftet. Der Reaktorhohlraum ist für einen Überdruck von 0,18 MPa (26 psi) ausgelegt und wird über Rückschlagventile zum leckdichten Raum entlüftet. Das Druckunterdrückungssystem ist für den Ausfall eines Reaktorkanals, eines Pumpendrucksammlers oder eines Verteilersammlers ausgelegt. Lecks in den Dampfleitungen und Abscheidern werden nicht behandelt, außer dass der Druck in der Steigrohrgalerie und im Dampftrommelraum etwas niedriger gehalten wird als in der Reaktorhalle. Auch diese Räume sind nicht für Überdruck ausgelegt. Der Dampfverteilungskorridor enthält Oberflächenkondensatoren. Die Sprinkleranlagen, die sowohl im Störfall als auch im Normalbetrieb in Betrieb sind, werden von den Druckunterdrückungsbecken über Wärmetauscher gespeist, die durch das Betriebswasser der Anlage gekühlt werden, und kühlen die Luft über den Becken. In den obersten Abschnitten der Kammern befinden sich Strahlkühler, die die Luft kühlen und Dampf und radioaktive Aerosolpartikel abführen. ⓘ
Die Wasserstoffentfernung aus der dichten Kammer erfolgt durch Entnahme von 800 m3 Luft pro Stunde, deren Filterung und Ableitung in die Atmosphäre. Die Entlüftung wird bei einem Kühlmittelleck automatisch unterbrochen und muss manuell wieder in Gang gesetzt werden. Während des normalen Betriebs entsteht durch Kühlmittelleckagen Wasserstoff (man geht von bis zu 2 t (2,2 short tons) pro Stunde aus). ⓘ
Andere Systeme
Für die hier beschriebenen nuklearen Systeme wird das Kernkraftwerk Tschernobyl als Beispiel herangezogen. ⓘ
Elektrische Systeme
Das Kraftwerk ist an das 330-kV- und 750-kV-Stromnetz angeschlossen. Der Block verfügt über zwei elektrische Generatoren, die über einen einzigen Generatortransformator an das 750-kV-Netz angeschlossen sind. Die Generatoren sind über zwei in Reihe geschaltete Schalter an ihren gemeinsamen Transformator angeschlossen. Jeder Generator kann daher an den Blocktransformator angeschlossen werden, um die Anlage mit Strom zu versorgen, oder an den Blocktransformator und den Generatortransformator, um ebenfalls Strom in das Netz einzuspeisen. Die 330-kV-Leitung wird normalerweise nicht genutzt und dient als externe Stromversorgung, die über einen Stationstransformator mit den elektrischen Systemen des Kraftwerks verbunden ist. Das Kraftwerk kann von seinen eigenen Generatoren gespeist werden oder über den Generatortransformator Strom aus dem 750-kV-Netz oder über den Stationstransformator aus dem 330-kV-Netz oder über zwei Reservesammelschienen aus dem anderen Kraftwerksblock beziehen. Im Falle eines totalen externen Stromausfalls können die wichtigsten Systeme durch Dieselgeneratoren versorgt werden. Jeder Blocktransformator ist mit zwei 6-kV-Hauptstromkreisen A und B (z. B. 7A, 7B, 8A, 8B für die Generatoren 7 und 8) verbunden, die die wichtigsten nicht lebenswichtigen Antriebe versorgen und mit Transformatoren für die 4-kV-Hauptstromversorgung und die 4-kV-Reservesammelschiene verbunden sind. Die Schalttafeln 7A, 7B und 8B sind auch an die drei wesentlichen Stromleitungen (für die Kühlmittelpumpen) angeschlossen, die jeweils auch über einen eigenen Dieselgenerator verfügen. Bei einem Ausfall des Kühlmittelkreislaufs und gleichzeitigem Ausfall der externen Stromversorgung kann die Grundversorgung für etwa 45-50 Sekunden durch die auslaufenden Turbogeneratoren sichergestellt werden; in dieser Zeit sollten die Dieselgeneratoren anlaufen. Die Generatoren werden bei einem Ausfall der externen Stromversorgung innerhalb von 15 Sekunden automatisch gestartet. ⓘ
Turbogeneratoren
Die elektrische Energie wird von einem Paar wasserstoffgekühlter 500-MW-Turbogeneratoren erzeugt. Diese befinden sich in der 600 m langen Maschinenhalle, die an das Reaktorgebäude angrenzt. Die Turbinen, die altehrwürdigen Fünfzylinder-Turbinen K-500-65/3000, werden von der Turbinenfabrik in Charkiw geliefert, die elektrischen Generatoren sind TVV-500. Die Turbinen- und die Generatorrotoren sind auf derselben Welle montiert; das Gesamtgewicht der Rotoren beträgt fast 200 t (220 Kurztonnen), ihre Nenndrehzahl liegt bei 3000 U/min. Der Turbogenerator ist 39 m lang und hat ein Gesamtgewicht von 1.200 t (1.300 short tons). Der Kühlmitteldurchfluss für jede Turbine beträgt 82.880 t (91.360 short tons)/h. Der Generator erzeugt 20 kV 50 Hz Wechselstrom. Der Stator des Generators wird mit Wasser gekühlt, während der Rotor mit Wasserstoff gekühlt wird. Der Wasserstoff für die Generatoren wird vor Ort durch Elektrolyse hergestellt. Die Konstruktion und Zuverlässigkeit der Turbinen brachten ihnen 1979 den Staatspreis der Ukraine ein. ⓘ
Das Turbinenwerk in Charkiw (heute Turboatom) entwickelte später eine neue Version der Turbine, die K-500-65/3000-2, um die Verwendung von wertvollem Metall zu reduzieren. Die Anlage in Tschernobyl war mit beiden Turbinentypen ausgestattet, Block 4 mit den neueren. ⓘ
Konstruktionsvarianten
RBMK-1500
Die einzigen Unterschiede zwischen den Reaktoren RBMK-1000 und RBMK-1500 bestehen darin, dass der RBMK-1500 mit weniger Wasser gekühlt wird, das außerdem eine schraubenförmige laminare statt einer rein laminaren Strömung durch die Brennstäbe aufweist, und dass er weniger Uran verwendet. Die schraubenförmige Strömung wird durch Turbulatoren im Brennelement erzeugt und erhöht die Wärmeabfuhr. Aufgrund des positiven Hohlraumkoeffizienten des RBMK führt das geringere Kühlwasservolumen zu einer höheren Leistung. Wie der Name schon sagt, wurde er für eine elektrische Leistung von 1500 MW ausgelegt. Die einzigen Reaktoren dieses Typs und dieser Leistung sind die im Kernkraftwerk Ignalina. ⓘ
RBMK-2000 und RBMK-3600
Der RBMK-2000 und der RBMK-3600 waren für eine elektrische Leistung von 2000 bzw. 3600 MW ausgelegt. Der RBMK-2000 hätte einen größeren Kanaldurchmesser und eine größere Anzahl von Brennstäben pro Brennelement gehabt, wobei die Abmessungen des Reaktorkerns mit denen des RBMK-1000 und RBMK-1500 identisch gewesen wären. Der RBMK-3600 hätte vermutlich ähnlich wie der RBMK-1500 die RBMK-2000-Konstruktion um Turbulatoren erweitert, um die Wärmeabfuhr zu verbessern. ⓘ
RBMKP-2400
Der RBMKP-2400 ist rechteckig statt zylindrisch und war eine modulare, theoretisch unendlich in der Länge erweiterbare Konstruktion mit vertikalen Dampfseparatoren, die in Abschnitten in einer Fabrik für die Montage an Ort und Stelle hergestellt werden sollte. Er war für eine Leistung von 2400 MWe und einen höheren thermischen Wirkungsgrad durch Dampfüberhitzung direkt im Reaktorkern in speziellen Brennstoffkanälen mit Brennstäben mit Edelstahlhüllrohren anstelle der üblichen Zircaloy-Hüllrohre bei einer Dampfaustrittstemperatur von 450°C ausgelegt. Ein Reaktor mit dieser Leistung wurde noch nie gebaut, der leistungsstärkste ist derzeit (Stand 2018) der EPR mit 1750 MWe. Die Entwicklung dieser Konstruktion wurde nach der Katastrophe von Tschernobyl eingestellt. Ein RBMKP-4800 hätte über eine größere Anzahl von Verdampfungs- und Überhitzungskanälen verfügt und damit eine höhere Leistung erbracht. Zwei RBMK-2400 waren für das Kernkraftwerk Kostroma geplant [ru]. ⓘ
Konstruktionsmängel und Sicherheitsprobleme
Als früher Reaktor der Generation II, der auf sowjetischer Technologie aus den 1950er Jahren basiert, wurde der RBMK auf Produktionsgeschwindigkeit statt auf Redundanz optimiert. Er wurde mit mehreren Konstruktionsmerkmalen entworfen und gebaut, die sich als gefährlich instabil erwiesen, wenn er außerhalb seiner Konstruktionsspezifikationen betrieben wurde. Die Entscheidung für einen Graphitkern mit natürlichem Uranbrennstoff ermöglichte eine massive Stromerzeugung zu einem Viertel der Kosten von Schwerwasserreaktoren, die wartungsintensiver waren und große Mengen an teurem Schwerwasser für die Inbetriebnahme benötigten. Sie hatte jedoch auch unerwartete negative Folgen, die sich erst nach der Katastrophe von Tschernobyl 1986 in vollem Umfang bemerkbar machten. ⓘ
Hoher positiver Hohlraumkoeffizient
Leichtes Wasser (gewöhnliches H2O) ist sowohl ein Neutronenmoderator als auch ein Neutronenabsorber. Das bedeutet, dass es Neutronen nicht nur auf Geschwindigkeiten abbremsen kann, die mit den sie umgebenden Molekülen im Gleichgewicht sind ("thermalisieren" und sie in Neutronen mit niedriger Energie, so genannte thermische Neutronen, umwandeln kann, die viel eher mit den Uran-235-Kernen in Wechselwirkung treten als die schnellen Neutronen, die bei der ersten Spaltung entstehen), sondern dass es auch einige von ihnen absorbiert. ⓘ
In den Reaktoren der RBMK-Serie dient leichtes Wasser als Kühlmittel, während die Moderation hauptsächlich durch Graphit erfolgt. Da Graphit die Neutronen bereits moderiert, hat leichtes Wasser eine geringere Wirkung bei der Verlangsamung der Neutronen, könnte sie aber immer noch absorbieren. Dies bedeutet, dass die Reaktivität des Reaktors (einstellbar durch entsprechende Neutronen absorbierende Stäbe) die vom leichten Wasser absorbierten Neutronen berücksichtigen muss. ⓘ
Bei der Verdampfung von Wasser zu Wasserdampf würde der Platz, den das Wasser einnimmt, von Wasserdampf eingenommen, der eine wesentlich geringere Dichte als flüssiges Wasser hat (die genaue Zahl hängt von Druck und Temperatur ab; bei Standardbedingungen hat Wasserdampf eine Dichte von etwa 1⁄1350 der Dichte von flüssigem Wasser). Wegen dieser geringeren Dichte (der Masse und folglich der Atomkerne, die Neutronen absorbieren können) verschwindet die Neutronenabsorptionsfähigkeit von leichtem Wasser praktisch, wenn es kocht. Dadurch können mehr Neutronen mehr U-235-Atomkerne spalten und damit die Reaktorleistung erhöhen, was zu höheren Temperaturen führt, die noch mehr Wasser zum Sieden bringen, wodurch eine thermische Rückkopplungsschleife entsteht. ⓘ
In RBMK-Reaktoren würde die Dampferzeugung im Kühlwasser dann in der Praxis eine Leere erzeugen: eine Blase, die keine Neutronen absorbiert. Die Verringerung der Moderation durch leichtes Wasser ist irrelevant, da Graphit die Neutronen immer noch moderiert. Der Verlust der Absorption verändert jedoch das Gleichgewicht der Neutronenproduktion dramatisch und führt zu einem "Runaway"-Zustand, bei dem immer mehr Neutronen produziert werden und ihre Dichte exponentiell zunimmt. Ein solcher Zustand wird als "positiver Void-Koeffizient" bezeichnet, und die RBMK-Reaktorbaureihe hat den höchsten positiven Void-Koeffizienten aller jemals entwickelten kommerziellen Reaktoren. ⓘ
Ein hoher Leerkoeffizient macht einen Reaktor nicht zwangsläufig unsicher, da ein Teil der Spaltneutronen mit einer Verzögerung von Sekunden oder sogar Minuten emittiert wird (Neutronenemission nach der Spaltung von Tochterkernen) und daher Maßnahmen ergriffen werden können, um die Spaltrate zu verringern, bevor sie zu hoch wird. Diese Situation erschwert jedoch die Kontrolle des Reaktors erheblich, insbesondere bei niedriger Leistung. Daher müssen die Kontrollsysteme sehr zuverlässig sein, und das Kontrollraumpersonal muss in den Besonderheiten und Grenzen des Systems gründlich geschult sein. Beides war in Tschernobyl nicht der Fall: Da die eigentliche Reaktorkonstruktion den Genehmigungsstempel des Kurtschatow-Instituts trug und als Staatsgeheimnis galt, waren Diskussionen über die Mängel des Reaktors verboten, selbst unter dem Personal, das die Anlage betrieb. Einige spätere RBMK-Konstruktionen sahen Steuerstäbe an elektromagnetischen Greifern vor, mit denen die Reaktionsgeschwindigkeit gesteuert und die Reaktion erforderlichenfalls vollständig gestoppt werden konnte. Der RBMK-Reaktor in Tschernobyl hatte jedoch manuelle Kupplungssteuerstäbe. ⓘ
Alle RBMK-Reaktoren wurden nach der Tschernobyl-Katastrophe erheblich verändert. Der positive Void-Koeffizient wurde von +4,5 β auf +0,7 β gesenkt, wodurch die Wahrscheinlichkeit weiterer Reaktivitätsunfälle verringert wurde, allerdings auf Kosten eines höheren Anreicherungsbedarfs des Uranbrennstoffs. ⓘ
Verbesserungen seit dem Unfall von Tschernobyl
In seinen posthum veröffentlichten Memoiren enthüllte Valery Legasov, der erste stellvertretende Direktor des Kurchatov-Instituts für Atomenergie, dass die Wissenschaftler des Instituts seit langem wussten, dass der RBMK erhebliche Konstruktionsfehler aufwies. Legasovs Selbstmord im Jahr 1988, nach vergeblichen Versuchen, eine Reform der nuklearen und industriellen Sicherheit voranzutreiben, löste in der gesamten wissenschaftlichen Gemeinschaft Schockwellen aus. Die Konstruktionsprobleme des RBMK wurden immer offener diskutiert. ⓘ
Nach dem Unfall in Tschernobyl wurden alle verbliebenen RBMK-Reaktoren mit einer Reihe von Sicherheitsupdates nachgerüstet. Die größte dieser Aktualisierungen betraf die Konstruktion der RBMK-Steuerstäbe. Die Steuerstäbe sind mit 4,5 Meter langen Graphitverdrängern ausgestattet, die verhindern, dass Kühlwasser in den Raum eindringt, der beim Herausziehen der Stäbe frei wird. Bei der ursprünglichen Konstruktion waren diese Verdränger kürzer als die Höhe des Kerns, so dass beim vollständigen Herausziehen der Stäbe unten eine 1,25 m hohe Wassersäule (und oben eine 1,25 m hohe Wassersäule) zurückblieb. Beim Einsetzen würde der Graphit zunächst dieses untere Wasser verdrängen, was die Reaktivität lokal erhöht. Außerdem befanden sich die Absorberenden außerhalb des Kerns, wenn sich die Stäbe in ihrer obersten Position befanden, was eine relativ große Verdrängung erforderte, bevor eine signifikante Verringerung der Reaktivität erreicht wurde. Diese Konstruktionsfehler waren wahrscheinlich der endgültige Auslöser der ersten Explosion des Unfalls in Tschernobyl, die dazu führte, dass der untere Teil des Kerns sofort kritisch wurde, als die Betreiber versuchten, den stark destabilisierten Reaktor durch Wiedereinsetzen der Stäbe abzuschalten. ⓘ
- Die Aktualisierungen sind:
- Eine Erhöhung der Brennstoffanreicherung von 2 % auf 2,4 %, um die Änderungen an den Steuerstäben und die Einführung zusätzlicher Absorber zu kompensieren.
- Die Anzahl der manuellen Steuerstäbe wurde von 30 auf 45 erhöht.
- 80 zusätzliche Absorber verhindern den Betrieb bei niedriger Leistung, wo die RBMK-Auslegung am gefährlichsten ist. ⓘ
- Verkürzung der AZ-5-Sequenz (Notabschaltung des Reaktors oder SCRAM) von 18 auf 12 Sekunden. ⓘ
- Hinzufügung des БАЗ- oder BAZ*-Systems (schneller Reaktornotschutz), das 24 gleichmäßig verteilte Stäbe über einen modifizierten Antriebsmechanismus innerhalb von 1,8 bis 2,5 Sekunden in den Reaktorkern einführt. ⓘ
- Vorkehrungen gegen unbefugten Zugriff auf Notfallsicherheitssysteme. ⓘ
Darüber hinaus wurden RELAP5-3D-Modelle von RBMK-1500-Reaktoren entwickelt, die in integrierten thermisch-hydraulisch-nutronischen Berechnungen zur Analyse spezifischer Transienten verwendet werden können, bei denen die neutronische Reaktion des Kerns von Bedeutung ist. ⓘ
Der *BAZ-Knopf ist als Präventivmaßnahme zur Senkung der Reaktivität gedacht, bevor AZ-5 aktiviert wird, um eine sichere und stabile Notabschaltung eines RBMK zu ermöglichen. ⓘ
Deformierte Graphit-Moderatorblöcke
Von Mai 2012 bis Dezember 2013 war Leningrad-1 vom Netz, während Reparaturen an verformten Graphitmoderatorblöcken durchgeführt wurden. Das 18-monatige Projekt umfasste Forschung und die Entwicklung von Wartungsmaschinen und Überwachungssystemen. Ähnliche Arbeiten werden auch an den übrigen in Betrieb befindlichen RBMKs durchgeführt. Die Graphitmoderatorblöcke im RBMK können an Ort und Stelle repariert und ersetzt werden, anders als im anderen großen graphitmoderierten Reaktor, dem fortgeschrittenen gasgekühlten Reaktor. ⓘ
Durch Längsschnitte in einigen der Graphitsäulen im Zuge von Sanierungsarbeiten zur Verlängerung der Lebensdauer kann der Graphitstapel in seine ursprüngliche Auslegungsgeometrie zurückgeführt werden. ⓘ
Weitere Entwicklung
Eine postsowjetische Neukonstruktion der RBMK ist die MKER (russ: МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor], was soviel bedeutet wie Mehrschleifen-Druckröhren-Leistungsreaktor), mit verbesserter Sicherheit und einem Containmentgebäude. Der physische Prototyp des MKER-1000 ist der 5. Block des Kernkraftwerks Kursk. Der Bau von Kursk 5 wurde 2012 eingestellt. Ein MKER-800, MKER-1000 und MKER-1500 waren für das Kernkraftwerk Leningrad geplant. ⓘ
Stilllegungen
Von den 17 gebauten RBMKs (Block 5 befand sich im Kernkraftwerk Kursk noch im Bau) sind alle drei überlebenden Reaktoren der Anlage in Tschernobyl inzwischen stillgelegt worden. Block 1 wurde 1996 stillgelegt, Block 3 im Jahr 2000 (Block 4 wurde bei dem Unfall zerstört, und Block 2 wurde nach einer Wasserstoffexplosion im Jahr 1991 abgeschaltet). Die Reaktoren Tschernobyl 5 und 6 befanden sich zum Zeitpunkt des Unfalls in Tschernobyl im Bau, doch wurden die weiteren Bauarbeiten aufgrund der hohen Kontamination des Geländes eingestellt, was ihre längerfristige Zukunft einschränkte. Die beiden Reaktoren in Ignalina in Litauen wurden ebenfalls abgeschaltet. Russland ist das einzige Land, das noch Reaktoren dieser Bauart betreibt: Leningrad (2 RBMK-1000), Smolensk (3 RBMK-1000) und Kursk (3 RBMK-1000). Block 1 in Kursk wurde am 19. Dezember 2021 um 00:24 Uhr über die BSM-Taste abgeschaltet, womit die Anlage zum letzten Mal alle vier Blöcke nebeneinander betrieben hat. Derzeit sind in Russland keine weiteren RBMK-Reaktoren im Bau. Der letzte RBMK-Reaktor in Russland wird voraussichtlich im Jahr 2034 in Smolensk-3 abgeschaltet. ⓘ
Liste der RBMK-Reaktoren
Farbschlüssel:
ⓘ- Reaktor in Betrieb (einschließlich Reaktoren, die derzeit offline sind) - Stillgelegter Reaktor - Reaktor zerstört - Abgebrochener oder stillgelegter Reaktor
| Standort | Reaktortyp | Online | Stand | Netz Leistung (MWe) |
Brutto Leistung (MWe) ⓘ |
|---|---|---|---|---|---|
| Tschernobyl-1 | RBMK-1000 | 1977 | 1996 abgeschaltet | 740 | 800 |
| Tschernobyl-2 | RBMK-1000 | 1978 | abgeschaltet 1991 | 925 | 1,000 |
| Tschernobyl-3 | RBMK-1000 | 1981 | 2000 stillgelegt | 925 | 1,000 |
| Tschernobyl-4 | RBMK-1000 | 1983 | zerstört durch den Unfall 1986 | 925 | 1,000 |
| Tschernobyl-5 | RBMK-1000 | K.A. | Bau 1988 eingestellt | 950 | 1,000 |
| Tschernobyl-6 | RBMK-1000 | K.A. | Bau 1988 eingestellt | 950 | 1,000 |
| Ignalina-1 | RBMK-1500 | 1983 | 2004 stillgelegt | 1,185 | 1,300 |
| Ignalina-2 | RBMK-1500 | 1987 | abgeschaltet 2009 | 1,185 | 1,300 |
| Ignalina-3 | RBMK-1500 | K.A. | Bau 1988 eingestellt | 1,380 | 1,500 |
| Ignalina-4 | RBMK-1500 | K.A. | Plan 1988 gestrichen | 1,380 | 1,500 |
| Kostroma-1 | RBMK-1500 | K.A. | Bau in den 1980er Jahren eingestellt | 1,380 | 1,500 |
| Kostroma-2 | RBMK-1500 | K.A. | Bau in den 1980er Jahren eingestellt | 1,380 | 1,500 |
| Kursk-1 | RBMK-1000 | 1977 | abgeschaltet ab 00:24, 2021-12-19 | 925 | 1,000 |
| Kursk-2 | RBMK-1000 | 1979 | in Betrieb bis 2024 | 925 | 1,000 |
| Kursk-3 | RBMK-1000 | 1984 | einsatzbereit bis 2029 | 925 | 1,000 |
| Kursk-4 | RBMK-1000 | 1985 | einsatzbereit bis 2030 | 925 | 1,000 |
| Kursk-5 | RBMK-1000 | K.A. | Bau 2012 eingestellt | 925 | 1,000 |
| Kursk-6 | RBMK-1000 | K.A. | Bau 1993 eingestellt | 925 | 1,000 |
| Leningrad-1 | RBMK-1000 | 1974 | 2018 abgeschaltet | 925 | 1,000 |
| Leningrad-2 | RBMK-1000 | 1976 | stillgelegt 2020 | 925 | 1,000 |
| Leningrad-3 | RBMK-1000 | 1979 | in Betrieb bis Juni 2025 | 925 | 1,000 |
| Leningrad-4 | RBMK-1000 | 1981 | in Betrieb bis August 2026 | 925 | 1,000 |
| Smolensk-1 | RBMK-1000 | 1983 | einsatzbereit bis 2028 | 925 | 1,000 |
| Smolensk-2 | RBMK-1000 | 1985 | einsatzbereit bis 2030 | 925 | 1,000 |
| Smolensk-3 | RBMK-1000 | 1990 | betriebsbereit bis 2034 | 925 | 1,000 |
| Smolensk-4 | RBMK-1000 | K.A. | Bau 1993 eingestellt | 925 | 1,000 |
| A Gebaut mit einer elektrischen Bruttoleistung von 1.500 MWe, wurden die RBMK-1500 nach der Katastrophe von Tschernobyl auf 1.360 MW heruntergestuft. ⓘ |
| B Kursk-5 ist der unvollendete physische Prototyp der MKER-Kernkraftwerksklasse, eines einst geplanten Nachfolgers der RBMK-Kernkraftwerke. Kursk-5 verfügt über einen MKER-Reaktorkern in einem modifizierten RBMK-Gebäude. Bisher wurde noch kein MKER irgendeines Typs fertiggestellt. |
Ein graphitmoderierter Magnox-Reaktor existiert in Nordkorea im Yongbyon Nuclear Scientific Research Center. Es ist wichtig zu wissen, dass die gasgekühlten Magnox-, AGR- und Kugelhaufenreaktoren (wie der Dragon-Reaktor in Winfrith) zwar Graphit als Moderator verwenden, aber wegen der Verwendung von Gasen (Kohlendioxid für Magnox und AGR, Helium für Dragon) als Wärmeübertragungsflüssigkeit keinen Void-Koeffizienten haben. ⓘ
Aufbau
Reaktorschutzsysteme
Auf der Internetseite des Kernkraftwerks Leningrad (Leningrad Nuclear Power Plant, LNPP) werden mehrere automatische Sicherheitssysteme für die dortigen RBMK-Reaktoren aufgezählt. Die Beschreibung ist allerdings allgemein gehalten und enthält keine Angaben über die Art der verwendeten Messeinrichtungen, Redundanz und Möglichkeiten oder Bedarf an menschlichem Eingreifen. ⓘ
Confinement
Ein Containment, also eine druckdichte Sicherheitshülle um den Reaktor und radioaktive Nebenaggregate, haben RBMK-Reaktoren nicht. Das Confinement von Leichtwasserreaktoren ist ein Schutzsystem, das radioaktive Materialien, wie austretendes Kühlwasser im Falle einer gebrochenen Rohrleitung, davon abhalten soll, aus einer gesicherten Zone zu entweichen. Alle RBMK ab der zweiten Generation besitzen ein solches Confinement. ⓘ
Zum Strahlenschutz umgeben den Reaktor dicke Stahlbetonwände (biologischer Schild) und mehrere Hohlräume, die als Confinement vorgesehen sind. Die Dampfabscheider haben jeweils eine eigene Strahlenabschirmung. ⓘ
Technische Daten
| Technische Daten | RBMK-1000 | RBMK-1500 | RBMKP-2400 ⓘ |
|---|---|---|---|
| Thermische Leistung | 3200 MWth | 4800 MWth | 6500 MWth |
| Elektrische Leistung | 1000 MW | 1500 MW | 2400 MW |
| Kühlmitteldruck | 6,9 bis 6,2 MPa | 7,5 bis 7,0 MPa | – |
| Kühlmitteldurchsatz | 37.440 t/h | – | 39.300 t/h |
| Kühlmitteltemperatur | 284 °C | 277 bis 290 °C | – |
| Dampfproduktionskapazität | 5.600 t/h | – | 8.580 t/h |
| Brennstoff-Anreicherung | 2,0 % bis 2,4 % | 2,0 % | 1,8 % bis 2,3 % |
| Anzahl der Brennelemente | 1.550 bis 1.580 | – | – |
| Anzahl Druckröhren | 1661 bis 1693 | 1661 | 1920 (960 zum Dampfüberhitzen) |
| Anzahl der Steuerstäbe | 191 bis 211 | 235 | – |
| Höhe des Reaktors | 7 Meter | 7 Meter | 7 Meter |
| Größe der Grundfläche des Reaktors | Durchmesser 11,8 Meter | Durchmesser 11,8 Meter | 7,5 × 27 Meter |
Vor- und Nachteile
Die RBMK-Linie weist im Vergleich zu anderen Reaktortypen einige Besonderheiten auf. ⓘ
Vorteile
- Die Anlagen können in Modulbauweise errichtet werden.
- Es gibt keine großen Schmiedestücke wie einen Druckbehälter.
- Dies macht den Bau weniger abhängig von lokalen Gegebenheiten und der vorhandenen Infrastruktur.
- Indem man der Konstruktion weitere kompatible Elemente hinzufügt, besteht die Möglichkeit, die Gesamtleistung zu erhöhen bis hin zu Reaktorleistungen, die (bei RBMK-1500 und 2400) höher sind als bei westlichen Kernreaktoren.
- Auslastung und Verfügbarkeit sollen über dem Durchschnitt anderer Reaktoren in der Sowjetunion gelegen haben. Insofern sollen sich die Anlagen im praktischen Betrieb bewährt haben.
- Graphit als Moderator erlaubt es, Spaltstoffe zu verwenden, die man in leichtwassermoderierten Reaktoren nicht einsetzen kann.
- Der Wechsel von Brennelementen ist während des Betriebes möglich, der Reaktor muss dazu nicht abgeschaltet werden.
- Eine jährliche längere Betriebspause zum Umbeladen des Reaktorkerns kann dadurch entfallen.
- Der Reaktor muss auch nicht mit einem Brennstoffvorrat für z. B. ein ganzes Betriebsjahr beladen werden; dies ist ein Sicherheitsvorteil.
- Der laufende Brennelementwechsel ermöglicht die Gewinnung von Waffenplutonium mit niedrigem 240Pu-Gehalt. ⓘ
Nachteile
- Eine Störung der Kühlung kann zum Anstieg der Wärmeleistung führen. Ursache dafür ist der positive Kühlmittelverlustkoeffizient dieses Reaktortyps. Dies ist ein grundsätzliches Defizit des Reaktordesigns.
- RBMK haben einen deutlich erhöhten Inspektionsbedarf durch die Verwendung von Druckröhren, die viele Schweißverbindungen besitzen.
- RBMK setzen während des Normalbetriebs verglichen mit anderen Konstruktionen wesentlich mehr Radioaktivität frei. Die Emissionen führen zu Äquivalentdosen von bis zu 2,0 mSv pro Jahr. Zum Vergleich: Ein durchschnittliches westliches Kernkraftwerk verursacht pro Jahr Dosen von 0,001 mSv bis 0,01 mSv in der Umgebung. Die Strahlenexposition aus natürlichen Quellen beträgt im Schnitt 2,4 mSv pro Jahr. Bei einer Computertomographie beträgt die Strahlendosis 2 mSv bis 10 mSv.
- Der Reaktor hat kein Containment, sondern stattdessen ein so genanntes Confinement (siehe oben). Die Anlage wird durch Verknüpfung von mehreren Systemen, vor allem des Notkühlsystems, komplexer und störanfälliger. Zudem sind viele Sicherheitssysteme beim RBMK nicht oder mit zu geringer Redundanz vorhanden.
- Der Reaktor enthält viel Graphit. Graphit ist brennbar und bildet bei Kontakt mit Wasserdampf bei Temperaturen über 900 °C brennbare Gase.
- Es fehlt ein echtes Schnellabschaltsystem, da die Steuerstäbe im Ernstfall 12 bis 18 Sekunden brauchen, um vom voll ausgefahrenen zum voll eingefahrenen Zustand zu gelangen und damit die nukleare Kettenreaktion zu unterdrücken, in dieser Zeit kann es bei einem überkritischen Reaktor aufgrund der sehr schnell steigenden Temperatur zu einer Kernschmelze kommen. Der entstehende Wasserstoff kann zu einer Explosion des Reaktors führen.
- Zu den Grundlagen des sowjetischen Reaktorbaus gehörte es, dem menschlichen Operator mehr Kompetenzen zuzuweisen als der automatischen Steuerung, obwohl diese in der Regel weniger Fehler macht.
- Die große Abmessung des Reaktors begünstigt eine inhomogene Leistungsverteilung. Dies stellt besondere Anforderungen an die Regelung, insbesondere bei niedriger Leistung.
- Die Steuerstäbe werden elektrisch bewegt, was bei einem Stromausfall schwerwiegende Folgen haben kann.
- An den Spitzen der Steuerstäbe befinden sich Verdrängungskörper aus Graphit, was beim Einfahren vollausgefahrener Steuerstäbe in die Wasserkanäle die Reaktivität steigert.
- Es gibt bisher keine Lösung für den Rückbau und die Endlagerung des radioaktiven Graphitkerns. ⓘ