Generation I

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Entwicklungsschema der Kernenergienutzung

Die Kernkraftwerke der Generation I stellen frühe Prototypen dar. Hier wurde die großtechnische Stromproduktion zum ersten Mal erprobt, mit dem Ziel kommerzielle Kraftwerke zu entwickeln. Die Entwicklung fokussierte sich dabei auf die Vereinigten Staaten, da hier die größte Experimentierfreude herrschte. In Ländern wie Großbritannien und Frankreich waren militärische Ziele der Hauptantrieb zum Bau von Kernkraftwerken, da sich nur so innerhalb kurzer Zeit die für die nukleare Aufrüstung benötigten Massen an Plutonium erzeugen ließen.

Entwicklungsgeschichte

Eine neue Welt

Zeichung des CP-1 in der Sporthalle

Die Entwicklungsgeschichte der Kernkraftwerke ist eng mit dem Manhattan-Projekt verbunden, welches zur Entwicklung der ersten Kernwaffen führte. Bereits 1933 ließen Leó Szilárd und Enrico Fermi die Idee eines Kernreaktors patentieren. Erst als Albert Einstein am 2. August 1939 einen Brief an US-Präsident Franklin D. Roosevelt schrieb, und vor den Gefahren einer deutschen Kernspaltungsbombe warnte, wurde der Bau eines Reaktors (damals noch „Pile“, also „Haufen“ genannt) unter dem Manhattan-Projekt vorangetrieben. Fermit und Szilárd bauten dazu in einer Sporthalle der University of Chicago einen Kernreaktor aus Blöcken von natürlichem Uranmetall und Graphit. Ursprünglich war eine sphärische Form des Reaktors geplant. Fermi errechnete jedoch während der Bauarbeiten, dass auch so eine kritische Anordung zustande käme, sodass der „Haufen“ nicht komplett fertiggebaut werden musste.[1] Die Kettenreaktion wurde durch kadmiumbeschichtete Steuerstäbe kontrolliert.

Am 2. Dezember 1942 war der „Haufen“, genannt CP-1, bereit für eine Demonstration. Ein junger Wissenschaftler namens George Weil zog die Steuerstäbe teilweise aus dem Reaktorkern, während Fermi die Neutronenzählrate überwachte. Die Kernreaktion setzte um 15:25 Uhr ein und wurde nach 28 Minuten abgebrochen. Nachdem die erste durch Menschen geschaffene selbsterhaltende nukleare Kettenreaktion stattfand, führte der Physiker Arthur Compton ein kodiertes Telefongespräch mit James Conant, dem Vorsitzenden des National Defense Research Committee:[2]

Compton: The Italian navigator has landed in the New World. / Der italienische Seefahrer ist in der Neuen Welt gelandet.
Conant: How were the natives? / Wie waren die Eingeborenen?
Compton: Very friendly. / Sehr freundlich.

Die ersten Leistungsreaktoren

Die vier Glühlampen am 20. Dezember 1951

Neben den Arbeiten am Manhattan-Projekt experimentierte Enrico Fermi auch mit flüssig-homogenen Reaktoren. Der von ihm 1944 gebaute Reaktor bestand aus einem Block aus Berylliumoxid mit einem kugelförmigen Hohlraum in der Mitte. Durch Zu- und Abflüsse konnte das Brennstoff-Moderator-Gemisch in den Hohlraum fließen und ihn wieder verlassen. Die Anordung war mit einem Grafitreflektor umgeben, Steuerstäbe wurden von oben in die Konstruktion geführt. Der LOPO (für low power) verwendete eine Mischung aus Uranylsulfat (Uran-235) und Wasser, um eine Kettenreaktion zu erzeugen.[3]

Der Experimental Breeder Reactor I wurde ab 1949 in der National Reactor Testing Station (heute Idaho National Laboratory) gebaut. Die Konstruktion des Reaktors, der früher als Chicago Pile 4 (CP-4) bezeichnet wurde, wurde von einer Gruppe von Wissenschaftlern um Walter Zinn durchgeführt.[4] Der Leistungsbetrieb wurde am 24. August 1951 aufgenommen. Das Ziel dieses Reaktors war nicht die Stromproduktion, sondern der Nachweis des bis dahin nur theoretisch vorhergesagten Brutprozesses, um die Energie des Urans voll ausnutzen zu können. Der Reaktorkern war austauschbar und die beiden Kühlmittelkreisläufe, Primärkreislauf und Sekundärkreislauf, wurden mit einer flüssigen Natrium-Kalium-Legierung betrieben. Der Sekundärkreislauf übertrug seine Energie in einem Wärmetauscher auf einen Wasser-Dampf-Kreislauf, der eine konventionelle Kombination aus Turbine und Generator antrieb. Am 20. Dezember 1951 konnte erstmals Atomstrom produziert werden, indem vier 200-W-Glühbirnen zum Leuchten gebracht wurden.[5] Am folgenen Tag produzierte der Reaktor genug Energie, um das ganze Gebäude zu versorgen. Das nachfolgende Sodium Reactor Experiment (SRE) im Santa Susana Field Laboratory lief von 1957 bis 1964, und sollte die kommerzielle Stromerzeugung aus Brütern erproben.

Freizeithalle in Arco

Ab 1952 wurden am Argonne National Laboratory in der National Reactor Testing Station auch die BORAX-Experimente durchgeführt. Diese Experimente sollten zeigen, das mit Siedewasserreaktoren ein stabiles Betriebsverhalten möglich war, was von dem Nukearingenieur Samuel Untermyer vorhergesagt wurde. Höhepunkt der Experimente mit dem Reaktor BORAX-I war ein zerstörender Test, bei dem ein Totalschaden der Anlage in Kauf genommen wurde: Es wurden an den Abschaltstäben Sprengladungen angebracht. Das dadurch verursachte schlagartige Ausschleudern der Stäbe aus dem Reaktor führte zu einer Leistungsexkursion, die durch die Verdampfung des Moderators Wasser endete. Durch die nicht vorhandene Kühlung schmolz der Kern aufgrund der Nachzerfallswärme zusammen. BORAX-II wiederum demonstrierte ab 1954 das stabile Betriebsverhalten eines Siedewasserreaktors. BORAX-II wurde durch den Anbau einer Turbine zu BORAX-III umgebaut, um Tests zur Kontamination der Turbine durchzuführen. Als die Anlage am 17. Juli 1955 an das örtliche Stromnetz angeschlossen wurde, konnten 2.000 kWe für die nahe gelegene Kleinstadt Arco, 500 kWe für Idaho, 500 kWe für das BORAX-Testgelände und 1.000 kWe für die National Reactor Testing Station produziert werden. Arco wurde damit die erste Stadt der Welt, welche zu 100% mit Atomstrom versorgt wurde. Besucher der Stadt werden heute noch auf dieses denkwürdige Ereignis aufmerksam gemacht. Die Sowjetunion war allerdings schneller, hier wurde bereits am 26. Juni 1954 das Kernkraftwerk Obninsk ans Netz angeschlossen. Obninsk war auch das erste Kernkraftwerk der Welt, welches ausschließlich friedlichen Zwecken diente.[6] BORAX-IV wurde 1956 gebaut, um den Thorium-Uran-Brennstoffzyklus zu erforschen. Die thermische Reaktorleistung betrug 20 MW. In diesem Experiment wurden auch mit Absicht beschädigte Brennelemente in den Kern gesetzt, im ihr Langzeitverhalten zu untersuchen. Bei BORAX-V, welches von 1962 bis 1964 lief, wurde erstmals ein Überhitzer ausprobiert.[7]

Reaktordruckbehälter des Atomkraftwerks Shippingport

Großbritannien und Frankreich setzten dagegen auf gasgekühlte Reaktoren. Als Moderator wurde Graphit, als Kühlmittel das Gas Kohlenstoffdioxid verwendet. Die Magnox-Reaktoren waren zur Strom- und Plutoniumproduktion gebaut, um die nukleare Aufrüstung Großbritanniens zu unterstützen. Die Reaktoren am Kernkraftwerk Calder Hall waren anfangs ausschließlich für das Erbrüten von Plutonium errichtet worden. Da in den Brütern eine große Wärmemenge frei wurde welche abgeführt werden musste, und über eine Dampfturbine in Elektrizität umgewandet werden konnte, wurde Strom als kostenloses „Abfallprodukt“ eines militärisch notwendigen Prozesses angesehen. Die französischen UNGG-Reaktoren wurden aus ähnlichen Gründen errichtet. Calder Hall wurde schließlich das erste Kernkraftwerk der Welt, welches Strom in kommerziellen Größenordungen produzierte (4 × 50 MWe).[8] Die Technik wurde auch nach Japan (KKW Tōkai) und Italien (KKW Latina) exportiert, eine schlechte Kopie davon wurde in Nordkorea (KKW Yongbyon) errichtet.

Druckwasserreaktoren waren ursprünglich mit flüssigem Brennstoff angedacht, Uransalze sollten im Primärkreislauf gelöst zirkulieren. Alvin M. Weinberg führte dazu mit dem Homogeneous Reactor Experiment (HRE) ab Oktober 1952 am Oak Ridge National Laboratory Experimente durch. Der Reaktor HRE-1 verwendete dazu auf 93% angereichertes Uranylsulfat, um 1000 kWth zu erzeugen. Das Nachfolgemodell HRE-2 verwendete schweres Wasser im Primärkreislauf, um den Bedarf an 235U zu reduzieren.[9] Allerdings beschloss die United States Atomic Energy Commission ausschließlich Festkernreaktoren zu fördern, sodass dieses Konzept – wie auch später Weinberg's Flüssigsalzreaktor – nicht weiter gefördert wurde. Unter der Leitung von Admiral Hyman G. Rickover wurde schließlich das Atomkraftwerk Shippingport (engl. Shippingport Atomic Power Station) gebaut und ab 1957 in Betrieb genommen. Der Druckwasserreaktor war das erste große zivile Kernkraftwerk der Vereinigten Staaten zur kommerziellen Stromerzeugung.[10] Eine Besonderheit war der Betrieb im Thorium-Uran-Brennstoffkreislauf, was zuvor nur bei BORAX-IV durchgeführt wurde.

1957 folgte schließlich der kommerzielle Durchbruch der Atomkernenergienutzung: Das Kernkraftwerk Vallecitos wurde als erstes privat finanziert, gebaut und betrieben.[11] Die Anlage wurde auch zur Ausbildung der Operatoren für das Kernkraftwerk Dresden verwendet, welches als Erstes ohne staatliche Zuschüsse gebaut wurde.[10]

Die erste Atomkatastrophe

Schnittzeichnung des SL-1-Reaktors

Der SL-1, oder Stationary Low-Power Reactor Number One, war ein Experimentalreaktor der United States Army. Dieser Siedewasserreaktor sollte mit Kraft-Wärme-Kopplung abgelegene Militärstützpunkte mit 200 kWe und 400 kWth versorgen. Die Anlage wurde im Zuge des Army Nuclear Power Programs in der National Reactor Testing Station in der Wüste von Idaho errichtet. Der Reaktor, welcher in einem zylindrischen Gebäude aus Stahl untergebracht war, wurde am 11. August 1958 zum ersten Mal kritisch.[12] Am 21. Dezember 1960 wurde SL-1 für Wartungs- und Kalibrationsarbeiten, sowie zur Installation von Neutronenmessgeräten heruntergefahren.

Am 3. Januar 1961 befanden sich drei Personen in der Anlage. Diese sollten den Reaktor für den nächsten Tag betriebsbereit machen, indem unter anderem die Steuerstäbe mit ihren Antrieben verbunden werden sollten. Um 21:01 Uhr ging in der Feuerwache Nr. 1, Nr. 2 und der Zentrale ein automatischer Alarm ein. Nach weniger als 10 Minuten war die Feuerwehr vor Ort, und fand eine anscheinend verlassene Anlage vor. Rauch oder Feuer waren nicht zu sehen, allerdings wurden geringe Strahlungswerte gemessen. Ein Telefonanruf in den Kontrollraum von SL-1 blieb unbeantwortet. Alle Türen waren wie üblich aus Sicherheitsgründen verschlossen, und mussten vom Sicherheitsdienst aufgeschlossen werden, damit die Feuerwehrleute die Anlage betreten konnten. Der Reaktorraum sollte über das Verwaltungsgebäude betreten werden, da so der Weg zum Reaktor am kürzesten war. Der Trupp war mit umluftunabhängigem Atemschutz und Strahlungsmessgeräten ausgerüstet, und konnte bis auf geringe Strahlungswerte nichts entdecken. Die Löschwagen wurden deshalb wieder zurückbeordert. Nach der Bestätigung, das sich noch drei Personen im Gebäude aufhielten, ging der Truppführer wieder in das Gebäude, um die Männer zu suchen. Als er an der Treppe zum Reaktorgebäude 25 Röntgen pro Stunde (0,25 Gy/h) maß und das restliche Gebäude verwaist war wurde befürchtet, dass sich die Betroffenen im Reaktorraum aufhalten könnten. Nun wurde weitere Ausrüstung angefordert, und Rettungsmaßnahmen liefen an.[12]

Strahlungsmessung an einer Straße

Zuerst wurde eine nahe gelegene Kreuzung gesperrt, um Kontrollen durchführen zu können. Um 21:36 Uhr trafen zwei Medizinphysiker ein, einer davon ging mit dem Truppführer der Feuerwehr in das Reaktorgebäude. Die Leitwarte wurde nur leer vorgefunden. Als beide Männer mit ihren Atemschutzgeräten die Treppe zum Reaktor hochgingen, zeigten die Messgeräte >200 Röntgen pro Stunde (>2 Gy/h) an, sodass ein schneller Rückzug erfolgte. Allerdings konnten beide noch einen Blick in den Reaktorraum werfen, welcher einem Trümmerfeld glich. Nachdem diese Erkenntnisse an die höheren Stellen weitergeleitet wurden, wurde der Unfall zu einer Klasse-1-Katastrophe erklärt und vom National Technical Information Service (NTIS) über das Radio verkündet. Die Ziele wurden nun wie folgt festgelegt: Evakuierung der drei Personen im Reaktorraum, Erkundung des Reaktorzustandes und Ermittlung der Kontamination der Umgebung.[12]

Entfernung des Reaktordruckbehälters aus dem Reaktorgebäude

Zwei Personen betraten nun das Reaktorgebäude um die Vermissten zu lokalisieren. Sie fanden zwei, nahmen Dosismessungen vor und verließen das Gebäude wieder. Zu fünft wurde nun zügig das Reaktorgebäude betreten, die noch lebende aber bewußtlose Person auf eine Trage gelegt, und zu einem Krankenwagen gebracht. Sie musste um 23:14 Uhr für tot erklärt werden. Ein weiterer Vier-Mann-Trupp entdeckte die dritte Person aufgespießt an der Decke des Reaktorraumes. Die Kontamination der Umgebung wurde mit Flugzeugen, durch fest aufgestellte Dosimeter und von Hand gemessen. Die Zerlegung der Anlage und Dekontamination der Umgebung begann nun wesentlich geplanter. Waren die Notfalltrupps der ersten Stunden noch mit normaler Feuerwehrausrüstung im Einsatz, wurden nun weiße Schutzanzüge verteilt. Die Dekontaminierung der Umgebung erfolgte durch Wasserspritzen und Staubsauger. In manchen Gegenden musste der Boden auch durch das Versprühen von Harz fixiert werden, um eine Verteilung radioaktiver Partikel zu verhindern. Die kumulierten Ganzkörperstrahlendosen waren recht gering: Während der Rettungsmaßnahmen wurden bis zu 27 R pro Person erreicht (270 mGy), und während der Zerlegung etwa 3 R (30 mGy) pro Person.[12]

Die spätere Rekonstruktion des Unfalls ergab folgendes Bild: Der Hauptsteuerstab in der Mitte des Reaktors wurde zu weit herausgezogen, sodass dieser prompt kritisch wurde. Die Leistung stieg innerhalb von 4 Millisekunden von 3 MW (Normalbetrieb) auf 20.000 MW an, das Wasser verdampfte schlagartig und die Dampfexplosion zerstörte den Reaktor. Dabei wurden 3 Terabecquerel Iod-131 sowie 41 Terabecquerel an Spaltprodukten in die Atmosphäre freigesetzt.[13] Obwohl alle drei Opfer durch die Gewalteinwirkung der Explosion starben, waren sie durch Neutronenstrahlung und Spaltprodukte stark verstrahlt.[14] Der zerstörte Reaktor wurde später kosteneffektiv in der Wüste vergraben.

Schließung des Brennstoffkreislaufes

Kernkraftwerk Enrico Fermi, mit den Kühltürmen links, Block 2 in der Mitte und Block 1 rechts daneben

Ähnlich wie ein Flugzeugabsturz nicht zum Ausstieg aus der Luftfahrt führt – außer die Gesellschaft leidet kollektiv unter Flugangst – wurde die Entwicklung der Reaktortechnik verzugslos fortgesetzt. Das Hauptaugenmerk lag nun auf der Schließung des Brennstoffkreislaufes, um den Energieinhalt des Urans vollständig nutzen zu können. Hierfür ist ein Brutverhältnis von mindestens 1 erforderlich, sowie eine Möglichkeit Plutonium aus abgebrannten Brennelementen zu extrahieren.

Forschungseinrichtungen begannen nun den Uran-Plutonium-Zyklus und dafür optimierte Reaktorkonzepte genauer zu untersuchen. Um gleichzeitig die Limitierungen eines festen Reaktorkerns zu umgehen, wurden am Los Alamos National Laboratory eine Reihe von Konzepten entwickelt. Da Reaktorsysteme mit Urantrioxid in Phosphorsäure zu kostspielig erschienen – aus Korrosionschutzgründen müssen die Wände der aktiven Zone mit Platin verkleidet werden – wurden Entwürfe mit flüssigem Metallkern untersucht.[15] Dazu zählten ein gasgekühltes Konzept mit einem Flüssigkern aus Uranoxid-Bismut-Schlamm (Liquid Metal Fuel Gas-Cooled Reactor, LMF-GCR), und ein natriumgekühlter Reaktor mit einem flüssigen Plutonium-Eisen-Eutektikum (Los Alamos Molten Plutonium Reactor, LAMPRE).[16][3]

Datei:Sellafield-1515b.jpg
Wiederaufarbeitungsanlage Sellafield

Der Entwicklung der Wiederaufarbeitung musste keine große Bedeutung beigemessen werden: Durch den Bedarf des Militärs nach Plutonium wurden die notwendigen Prozesse im Rahmen des Manhattan-Projektes entwickelt. Für „Fat Man“, welcher über Nagasaki abgeworfen wurde, fand die Extraktion von Plutonium nach dem Bismut-Phosphat-Prozess statt. Die Briten gewannen ihr Plutonium in Sellafield mit Hilfe des BUTEX-Prozesses. Bereits in den 50er Jahren wurden diese Verfahren durch den effektiveren PUREX-Prozess abgelöst. Der PUREX-Prozess ist heute das Standartverfahren bei der Wiederaufarbeitung.

Im Kernkraftwerk Enrico Fermi wurde 1957 mit Block 1 der erste privat finanzierte Brutreaktor von der Detroit Edison Company in Betrieb genommen, nachdem das Sodium Reactor Experiment (SRE) die wirtschaftlichen Möglichkeiten der Brütertechnik aufgezeigt hatte. Jedoch war dem natriumgekühlten Reaktor mit einer Blockleistung von lediglich 94 MWe kein Erfolg beschieden. Daran hat sich bis heute nichts geändert, der Betrieb eines Leichtwasserreaktors mit einem Brutverhältnis von <1 stellt weiterhin die wirtschaftlichere Lösung dar. Momentan wird durch das Generation IV International Forum (GIF) versucht, Reaktoren mit hohen Brutverhältnissen wirtschaftlich konkurrenzfähig zu machen, um diesen letzten Schritt des Brennstoffkreislaufes zu gehen. Mit dem Liquid Metal Fast Reactor (LM-FR) mit einem Flüssigkern aus einem Plutonium-Magnesium-Eutektikum wurde auch eine Abwandlung des LAMPRE-Konzeptes untersucht, konnte sich aber nicht gegen die anderen Entwürfe durchsetzen.

Sicherheitstechnik

Halb geschmolzener Kern des EBR-I

Die Sicherheitstechnik von Kernkraftwerken der Generation I steckte noch in den Kinderschuhen. Die Anlagen verfügten damals in der Regel über kein Containment, höchstens über ein Confinement. Es war also kein gasdichter Sicherheitsbehälter vorhanden welcher den Reaktordruckbehälter umschließt, um die Umwelt im Falle eines Störfalls vor radioaktiver Kontaminierung zu schützen. Der Grund hierfür war die damalige Mentalität, dass diese Behälter sehr teuer und eher überflüssige Rückversicherungen für die Anlagensicherheit wären.[17]

Die Auslegung der Anlagen erfolgte nach einem postulierten Größten Anzunehmenden Unfall (GAU). Der Gedanke war, dass wenn das Kraftwerk diesem Unfall standhalten kann, es auch alles andere wegstecken könnte. Im Englischen wird dieses Konzept als Maximum Credible Accident (MCA) bezeichnet. Beim WWER-210 und WWER-365 ist dies ein Leck an einer Primärleitung mit einem Durchmesser von 30 Zentimetern.[18] Die Magnox-Reaktoren wurden als inhärent sicher betrachtet, da auch ein Leck an einer Hauptkühlmittelleitung durch Naturkonvektion von Gasen beherrschbar sei. Ein Versagen der Reaktorschnellabschaltung oder der Naturkonvektion wurde nicht in Erwägung gezogen. Der größte anzunehmende Unfall war hier eine Druckentlastung des Primärkreislaufes, da das entweichende Gas die Steuerstäbe beim Einfahren behindern konnte.[19] Das Konzept erwies sich schnell als völlig unzureichend, allein in den ersten Jahren häuften sich die (partiellen) Kernschmelzen:

  • 1954: BORAX-I, zerstörender Test, Freisetzung von Radionukliden durch Containmentbruch
  • 1955: Experimental Breeder Reactor I, Unfall
  • 1959: Sodium Reactor Experiment, Unfall
  • 1961: SL-1, Kritikalitätsunfall, Freisetzung von Radionukliden weil kein Containment
  • 1966: KKW Enrico Fermi, Unfall
  • 1967: KKW Chapelcross, Unfall, Freisetzung von Radionukliden weil kein Containment
  • 1969: KKW Saint-Laurent, Unfall

Seit der ersten Einspeisung von Nuklearstrom am 20. Dezember 1951 fand im Schnitt alle 2,5 Jahre eine Kernschmelze statt, alle 6 Jahre kam es zu einer Freisetzung von Radionukliden. Das Konzept des GAU wurde deshalb bei der Generation II durch eine Reihe von Auslegungsstörfällen ersetzt. Die Redundanz der Notkühlsysteme, ein gasdichter Sicherheitsbehälter sowie zusätzliche Systeme zur Reaktorschnellabschaltung kamen hinzu. Neue Verfahren zur Fehlervermeidung wie die probabilistische Sicherheitsanalyse wurden eingeführt. Die Häufigkeit von Kernschmelzunfällen und der Freisetzung von Radionukliden konnte so, trotz der erheblich gestiegenen Zahl von Kernkraftwerken, deutlich gesenkt werden.

Beispielkraftwerke

Block A des KKW Gundremmingen
Kernkraftwerk Hunterston mit zwei Magnox-Reaktoren, fotografiert 2010

Die Kernkraftwerke der Generation I stellen frühe Prototypen dar, und konnten aufgrund ihrer geringen Blockleistung und ihres experimentellen Charakters nicht mit Kohlekraftwerken konkurrieren. Damalige Kohlekraftwerke konnten Strom etwa 25% billiger produzieren als Magnox-Reaktoren.[20]

Die Kernkraftwerke der Generation I waren prägend für die Anti-Atom-Bewegung, und bestimmen ihr Bild von der Kernenergienutzung bis heute. Überholte Begriffe wie „GAU“, die Angst vor der 3-jährlichen Kernschmelze, und die enge Verbindung zwischen Stromerzeugung und Plutoniumproduktion für Kernwaffen sind noch heute feste Begriffe und Denkmuster.

Atomkraftwerk Shippingport

Druckwasserreaktor, thermischer Brüter, Thorium-Brennstoff

Die Shippingport Atomic Power Station war vom 2. Dezember 1957 bis zum Oktober 1982 am Netz. Der Druckwasserreaktor war als experimenteller leichtwassermoderierter Brüter konzipiert, und wurde mit Thorium-232 und erbrütetem Uran-233 betrieben. Die Blockleistung betrug 60 MWe. Der Reaktor sollte seine Eignung als Schiffsantrieb und Stromquelle demonstrieren. Während des Betriebes kam es zu keinen Störfällen. Auch konnten während der 25 Betriebsjahre 80.324 Betriebsstunden erzielt werden, was einer Auslastung von >36% entspricht. Shippingport legte mit der WWER-210/365-Serie, welche zum Beispiel im Kernkraftwerk Rheinsberg verbaut wurde, den Grundstein für moderne Druckwasserreaktoren.

Kernkraftwerk Dresden

Siedewasserreaktor, privat, Uran-Brennstoff

Das Dresden Nuclear Power Plant wurde als erstes Großkraftwerk von einem Energieversorger rein privat finanziert, gebaut und betrieben.[21] Die Errichtung der 210-MW-Anlage erfolgte durch General Electric, basierend auf den Erfahrungen, welche mit dem Kernkraftwerk Vallecitos gemacht wurden. Der erste Block ging 1960 ans Netz um Gewinne zu erwirtschaften, und wurde 1978 wieder abgeschaltet. Das Design erwies sich als erfolgreich, und wird von General Electric bis heute nur evolutionär weiterentwickelt. Die nächste Verbesserung war Block A des Kernkraftwerks Gundremmingen (von GE nur als KRB bezeichnet), sowie das Modell BWR-2 im Kernkraftwerk Oyster Creek, und der BWR-3 als Block 2 im KKW Dresden. Die neusten Versionen ABWR und ESBWR gehören der Generation III an.[22]

Kernkraftwerk Enrico Fermi

Schneller natriumgekühlter Reaktor, privat, Uran-Brennstoff

Der 94-MW-Prototyp Fermi 1 war von 1957 bis 1972 in Betrieb. Der Bau wurde durch den Energieversorger Detroit Edison finanziert und erwies sich als Flop. Der Reaktor war leistungsschwach, und erlitt 1966 eine partielle Kernschmelze. Wie häufig bei Kernschmelzunfällen wurde die Strömung von unten in das Brennelementebündel behindert, sodass ein Teil der Brennelemente überhitzte. Obwohl keine Radioaktivität freigesetzt wurde, und die Anlage am 22. September 1972 wieder in den Leistungsbetrieb ging, bewährten sich kommerzielle Brüter nicht.

Magnox-Reaktoren

graphitmoderierter gasgekühlter Reaktor, thermischer Brüter, Uran-Brennstoff

Die Magnox-Reaktoren (MAGnesium NOn-oXidising), oder die sehr ähnlichen französischen UNGG-Reaktoren (Uranium Naturel Graphite Gaz), sind graphitmoderierte gasgekühlte Reaktoren, welche mit Natururan betrieben werden. Beide Länder benötigten eine große Menge Plutonium für ihre Atomprogramme, welches auf diese Weise produziert werden konnte. Graphit ist ein guter Moderator mit einem geringem Absorptionsquerschnitt von nur 0,0034 barn (H2O hat 0,664 barn), sodass der Betrieb mit Natururan möglich wird. Als Kühlmittel wurde Kohlenstoffdioxid gewählt. Die Blockleistung stieg mit jedem Neubau von 50 MWe auf 490 MWe an. Während die Briten das Konzept mit dem Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) zu einem Generation-II-Reaktor weiterentwickelten, schwenkte Frankreich auf Leichtwasserreaktoren um.

Weblinks

Einzelnachweise

  1. Fermi E (1946). "The Development of the first chain reaction pile". Proceedings of the American Philosophical Society 90: 20–24
  2. Argonne National Laboratory: The Italian Navigator Lands
  3. a b thorium energy alliance: Liquid Fuel Nuclear Reactors
  4. Argonne National Laboratory: Chicago Pile reactors create enduring research legacy
  5. Fifty years ago in December: Atomic reactor EBR-I produced first electricity
  6. A.M. Petros'yants, A pioneer of nuclear power, IAEA BULLETIN, VOL.26, No.4
  7. Argonne National Laboratory: Reactors Designed by Argonne National Laboratory
  8. the Engineer: October 1956. Calder Hall Nuclear Station
  9. DESIGN AND CONSTRUCTION OF EXPERIMENTAL HOMOGENEOUS REACTORS
  10. a b NRC: History
  11. The California Energy Commision - Nuclear Energy in California: Nuclear Plants in California
  12. a b c d U.S. Atomic Energy Commission, Idaho Operations Office: SL-1 The Accident: Phases I and II, A13886VNB1
  13. Horan, J. R., and J. B. Braun, 1993, Occupational Radiation Exposure History of Idaho Field Office Operations at the INEL, EGG-CS-11143, EG&G Idaho, Inc., October, Idaho Falls, Idaho
  14. Tucker, Todd (2009). Atomic America: How a Deadly Explosion and a Feared Admiral Changed the Course of Nuclear History. New York: Free Press. ISBN 978-1-4165-4433-3
  15. DESIGN AND CONSTRUCTION OF EXPERIMENTAL HOMOGENEOUS REACTORS
  16. CHAPTER 25 ADDITIONAL LIQUID METAL REACTORS
  17. Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 4,Seiten 1-526. Akademie-Verlag., 1961. Seite 127.
  18. P. A. Sterne, A. Gonis, Aleksandr Aleksandrovich Borovoĭ: Actinides and the Environment. In: Springer Netherland, Berlin 1998 ISBN 0792349687
  19. United Kingdom GovermentNews: STATEMENT OF NUCLEAR INCIDENTS AT NUCLEAR INSTALLATIONS
  20. The Guardian: Timeline: Nuclear power in the United Kingdom
  21. Excelon: Dresden Generating Station
  22. GE: ESBWR Overview