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Gorleben 2000:   Atomenergie

Kernenergie

Energie, die bei der Spaltung oder Verschmelzung von Atomkernen freigesetzt wird. Die Energiemengen aus Kernumwandlungen übertreffen bei weitem diejenigen, die sich mit Hilfe anderer, konventioneller Verfahren gewinnen lassen. Die beiden wesentlichen Merkmale der Kernspaltung, die für die Freisetzung von Kernenergie in der Praxis von Bedeutung sind, sind:

1.) Die Energie ist pro Kernspaltung sehr groß. In praxisnahen Einheiten ausgedrückt, bedeutet dies, dass die Spaltung von einem Kilogramm Uran 235 18,7 Millionen Kilowattstunden Energie freisetzt. So gewinnen aus Kernfusionen auch Sterne, z.B. die Sonne, ihre Energie.

2.) Der Spaltvorgang, der durch die Aufnahme eines Neutrons in das Uran 235-Atom in Gang gesetzt wurde, setzt durchschnittlich 2,5 Neutronen aus dem gespaltenen Kern frei. Die so freigesetzten Neutronen lösen unverzüglich die Spaltung weiterer Atome aus. Dadurch werden vier oder mehr zusätzliche Neutronen frei, und es beginnt eine sich selbst erhaltene Folge von Kernspaltungen, eine Kettenreaktion, die ständig Kernenergie freisetzt.

Eine künstliche Kernfusion wurde erstmals in den dreißiger Jahren durchgeführt, indem ein Ziel, das Deuterium – das Wasserstoffisotop mit der Masse 2 – in einem Zyklotron mit hochenergetischen Deuteronen (Deuteriumkernen) beschossen wurde. Für die Beschleunigung des Deuteronenstrahles war sehr viel Energie erforderlich, es wurde jedoch keine nutzbare Energie gewonnen. Bei den Tests von Atomwaffen in den Vereinigten Staaten, in der Sowjetunion, in Großbritannien und Frankreich wurden in den fünfziger Jahren erstmals große Mengen an Fusionsenergie unkontrolliert freigesetzt. Eine so kurze und unkontrollierte Freisetzung kann allerdings nicht für die Erzeugung von elektrischem Strom genutzt werden – Siehe nah Atomwaffen.

Bei Kernspaltreaktionen kann das Neutron, das keine elektrische Ladung besitzt, sich leicht einem spaltbaren Kern nähern und mit diesem reagieren, z.B. mit Uran 235. Bei Fusionsreaktionen haben jedoch beide Kerne eine positive elektrische Ladung, und die elektrische Abstoßung (gleiche Ladungen stoßen sich ab) zwischen ihnen, die sogenannte Coulombabstoßung, muss überwunden werden, bevor sie verschmelzen können. Dies ist möglich, wenn die Temperatur des reagierenden Gases ausreichend hoch ist: 50 bis 100 Millionen °C. In einem Gas aus den schweren Wasserstoffisotopen Deuterium und Tritium läuft bei dieser Temperatur die Fusionsreaktion

ab, wobei ungefähr 17,6 Megaelektronenvolt pro Fusionsvorgang freigesetzt werden.

Zahlreiche Formen des magnetischen Einschlusses sind seit 1950 erprobt worden. Thermonukleare Reaktionen sind schon beobachtet worden, eine kontrollierte Energiegewinnung gelang jedoch nicht, da die Lawsonsche Zahl selten den Wert 10 - 12 überschritt. Ein Anlagentyp – der sogenannte Tokamak, dessen Prototyp in der Sowjetunion von nah Igor Tamm und nah Andrej Sacharow entworfen wurde – liefert seit den frühen sechziger Jahren ermutigende Ergebnisse.

Die Einschlusskammer des Tokamak hat die Form eines Torus (Kreisringes). Ein starkes, ringförmiges Magnetfeld wird durch große Elektromagnete in der Kammer aufgebaut. Es ist etwa 100.000 mal so stark wie das Erdmagnetfeld. Durch Transformatorspulen wird im Plasma ein Längsstrom von mehreren Millionen Ampere induziert. Das dadurch aufgebaute Magnetfeld schließt das Plama ein.

Nach dem erfolgreichen Betrieb von kleinen Tokamaks in mehreren Laboratorien wurden in den frühen achtziger Jahren zwei große Anlagen gebaut, eine an der Universität Princeton in den Vereinigten Staaten und eine in der UdSSR. Im Tokamak entstehen die hohen Plasmatemperaturen durch die Aufheizung infolge des Widerstands des sehr starken Ringstromes. In den neuen großen Anlagen erfolgt eine zusätzliche Aufheizung durch den Beschuss mit neutralen Strahlen, wodurch die Zündbedingungen hergestellt werden sollen.

1991 wurde im JET-Laboratorium (JET = Joint European Torus) in England erstmals eine bedeutende Energiemenge, etwa 1,7 Millionen Watt, aus kontrollierter Kernfusion gewonnen. Im Dezember 1993 benutzten Forscher an der Universiät von Princeton einen Tokamak-Fusionsversuchsreaktor für eine kontrollierte Kernfusion mit einer Energieerzeugung von 5,6 Millionen Watt. Allerdings benötigten sowohl JET als auch der Tokamak-Fusionsversuchsreaktor während ihres Betriebs mehr Energie, als sie erzeugten.

Wenn Fusionsenergie wirtschaftlich einsetzbar wird, bietet sie folgende Vorteile: erstens: einen unbegrenzten Brennstoffvorrat in Form von Deuterium aus dem Meer; zweitens: Reaktorunfälle sind unwahrscheinlich, da die Brennstoffmenge im System sehr gering ist; drittens: Abfallprodukte sind sehr viel weniger radioaktiv und einfacher zu handhaben als jene von Kernspaltanlagen. Die Fortschritte in der Fusionsforschung sind vielversprechend, aber die Entwicklung von nutzbaren Systemen wird – zumal die Forschung sehr kostenintensiv ist – wahrscheinlich noch Jahrzehnte dauern.

Im Dezember 1942 gelang dem italienischen Physiker nah Enrico Fermi im Rahmen des "Manhattan-Projekts" zur Herstellung von Atombomben die Auslösung der ersten nuklearen Kettenreaktion. Er verwendete dazu als Brennsubstanz natürliches Uran und als Bremssubstanz Graphit.

Die ersten großen Kernreaktoren wurden 1944 in den USA zur Gewinnung von nah Plutonium für den Bau von Atombomben errichtet. Auch hier war der Brennstoff natürliches Uran, der Moderator (die Bremssubstanz) Graphit. In diesen Anlagen wurde durch die Vereinigung von Neutronen mit Uran 238 Plutonium hergestellt. Die erzeugte Wärme wurde nicht genutzt.

Kernkraftsicherheit

In den fünfziger Jahren wurde die Kernenergie als Lieferant einer billigen und unerschöpflichen Energie für die Zukunft angesehen. Die Energiewirtschaft hoffte, dass die Kernenergie die knapper werdenden fossilen Brennstoffe ersetzen und die Kosten für elektrischen Strom senken würde. Nach dieser anfänglichen Euphorie wurden Vorbehalte gegen die Kernenergie geäußert, als der Sicherheit der Anlagen und der möglichen Verbreitung von Material für Atomwaffen mehr Aufmerksamkeit geschenkt wurde. In den westlichen Industrieländern regte sich bald Widerstand gegen die Kernenergie. Österreich z.B. hat daraufhin sein Kernenergieprogramm (Zwentendorf) abgebrochen, in Deutschland wurde 1989 nach intensiven Protesten das Projekt der Wiederaufbereitungsanlage in Wackersdorf aufgegeben. Die Kritik an der Nutzung der Kernenergie geht in zwei Richtungen: 1. Auch beim ungestörten Normalbetrieb können radioaktive Stoffe in die Umwelt gelangen, 2. Das beim Betrieb von Kernkraftwerken anfallende Uran 235 und Plutonium 239 kann zur Herstellung von Kernwaffen verwendet werden. Im Prinzip besteht in jedem Stadium vom Uranerzbergbau über die Urananreicherung, die Brennelementeherstellung, im Kernkraftwerk, bei der Wiederaufbereitung bis hin zur Endlagerung die Möglichkeit, dass radioaktives Material in die Umwelt gelangt. Die Belastung durch den Normalbetrieb eines Kernkraftwerkes scheint eher gering zu sein. Weitaus riskanter sind jedoch Katastrophenfälle durch technische Defekte und Bedienungsfehler im Kernkraftwerk, das Risiko von Sabotage, terroristischen Anschlägen oder kriegerischen Angriffen, ferner die nicht mit letzter Sicherheit zu kalkulierenden Risiken der Endlagerung. Der schlimmste denkbare Störfall beim Betrieb eines Kernkraftwerkes ist der sogenannte "Größte anzunehmende Unfall" (GAU), für den die Sicherheitssysteme der Anlage ausgelegt sein müssen. Das betrifft vor allem die Notkühlung beim Ausfall der Kühlkreisläufe und die äußere Schutzhülle des Reaktorgebäudes. Das Reaktorunglück von Harrisburg 1979 (siehe unten) war ein solcher GAU. Eine nicht mehr beherrschbare Reaktorkatastrophe wie die von Tschernobyl (1986) wird Super-GAU genannt.

Sicherheitsstudien haben wiederholt versucht, das trotz aller Sicherheitsvorkehrungen nicht auszuschließende Risiko abzuschätzen. Die erste dieser Risikoanalysen war der 1975 in den Vereinigten Staaten aufgestellte Rasmussen-Report, der mit einem Reaktorunglück in der Größenordnung einer Kernschmelze (die einem GAU gleichkommt) in 20.000 Reaktorbetriebsjahren rechnete. Deutsche Risikostudien ergaben Zahlen von 10.000 und 33.000 Jahren. Das letztlich nicht vermeidbare, sogenannte Restrisiko ist nach dem Urteil des Bundesverfassungsgerichts von 1978 dem Bürger zuzumuten.

Strom aus Kernkraftwerken machte 1973 weltweit erst ein Prozent des Primärenergieverbrauchs aus, 1985 war der Anteil auf elf Prozent angewachsen. Der Anteil der Kernenergie an der gesamten Stromerzeugung lag 1988 in der Bundesrepublik bei 34 Prozent. 1990 waren in Deutschland 23 Kernkraftwerke in Betrieb. Deutschland nutzt vor allem Siedewasser-, Druckwasser- und Hochtemperaturreaktoren.

Obwohl sich Anfang der achtziger Jahre in den Vereinigten Staaten über 100 Kernkraftwerke in Betrieb oder in Bau befanden, blockierten nach dem Unfall von Three Mile Island (siehe unten) Sicherheitsbedenken und wirtschaftliche Faktoren jeden weiteren Ausbau der Kernenergie. Seit 1978 wurden keine Kernkraftwerke mehr in Auftrag gegeben, und einige fertiggestellte Anlagen erhielten keine Betriebserlaubnis. 1990 wurden etwa 20 Prozent des elektrischen Stromes in den Vereinigten Staaten von Kernkraftwerken erzeugt, in Frankreich stammten fast drei Viertel des Stromes aus Kernkraftwerken. Das kanadische System der Deuterium-Uran-Reaktoren (CANDU) funktioniert mit seinen 20 Reaktoren zufriedenstellend. Ähnliche Anlagen wurden auch in Indien, Argentinien und anderen Ländern gebaut.

In Großbritannien und Frankreich wurden die ersten großen Kraftwerksreaktoren mit Stangen aus natürlichem Uranmetall als Brennstoff betrieben, wobei als Moderator Graphit und als Kühlmittel unter Druck stehendes Kohlendioxid verwendet wurde. Diese ursprüngliche Bauweise wurde in Großbritannien durch ein System ersetzt, das angereichertes Uran als Brennstoff verwendet, und ein verbesserter gasgekühlter Reaktortyp wurde eingeführt. Der Anteil der Kernenergie an der Stromerzeugung beträgt dort derzeit fast ein Viertel. In Frankreich wurde der ursprüngliche Reaktortyp durch den Druckwasserreaktor amerikanischer Bauart ersetzt, als angereichertes Uran zur Verfügung stand. Rußland und die anderen Nachfolgestaaten der UdSSR haben ein großes Kernenergieprogramm aufgelegt, das auf graphitmoderierten und Druckwassersystemen beruht. Weltweit befanden sich Anfang der neunziger Jahre 120 Kernkraftwerke in Bau.

Reaktortypen heute

Eine Vielfalt von Reaktortypen, die durch die Art des verwendeten Brennstoffs, Moderators und Kühlmittels charakterisiert werden können, wurden weltweit für die Erzeugung von elektrischem Strom gebaut. In Deutschland sind Siedewasser-, Druckwasser- und Hochtemperaturreaktoren in Betrieb. Man unterscheidet ferner nach dem Zweck Leistungsreaktoren zur Energieerzeugung, Produktionsreaktoren zur Gewinnung von waffenfähigem Plutonium oder Uran sowie Forschungsreaktoren.

Ein typischer Reaktordruckbehälter ist 15 Meter hoch und hat einen Durchmesser von fünf Metern. Seine Wandstärke beträgt 25 Zentimeter. Der Reaktorkern enthält etwa 82 Tonnen Uranoxid, das sich in dünnen, korrosionsbeständigen Röhren befindet, die zu Bündeln zusammengefasst sind.

Druckwasserreaktoren, bei denen das Kühlwasser unter einem Druck von etwa 150 Atmosphären steht, sind z.B. bei Brockdorf, Stade und Bibilis.

Siedewasserreaktoren, deren Kühlwasser unter etwas geringerem Druck gehalten wird, so dass es im Reaktorkern siedet, stehen z.B. bei Würgassen und Grundremmigen. Der bei diesem Reaktortyp erzeugte Dampf wird direkt zur Turbine des Generators geleitet, kondensiert dann und wird zum Reaktor zurückgepumpt. Der Dampf ist dabei zwar radioaktiv, aber es gibt keinen Wärmetauscher zwischen Reaktor und Turbine, der den Wirkungsgrad verringert. Wie beim Druckwasserreaktor ist das Kühlwasser des Kondensators von diesem Kreislauf getrennt. Bei Hochtemperaturreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop dient Graphit als Moderator und Helium als Kühlmittel.

Antriebsreaktoren

Kernkraftwerke mit ähnlicher Bauweise wie der Druckwasserreaktor werden als Antrieb für große Schiffe, z.B. für Flugzeugträger, verwendet. Reaktoren für den Antrieb von U-Booten sind in der Regel kleiner und verwenden höher angereichertes Uran, um einen kompakteren Reaktorkern zu ermöglichen.

Forschungsreaktoren

In vielen Ländern sind kleinere Kernreaktoren gebaut worden, die für Ausbildungs- und Forschungszwecke verwendet werden oder radioaktive Isotope produzieren. Diese Reaktoren arbeiten in der Regel im Leistungsbereich von 1 Megawatt und können leichter angefahren und abgeschaltet werden als größere Reaktoren.

Ein weitverbreiteter Typ ist der Swimmingpoolreaktor. Der Kern besteht aus teilweise oder vollständig angereichertem Uran 235, das in Platten aus Aluminiumlegierung enthalten ist, die sich in einem großen Wasserbecken befinden, das gleichzeitig als Kühlmittel und als Moderator dient. Materialien können zum Beschuss mit Neutronen direkt im Reaktorkern oder in dessen Nähe angebracht werden. So können verschiedene radioaktive Isotope für die Verwendung in der Medizin, der Forschung und der Industrie produziert werden. Mit Hilfe von Strahlenröhren können auch Neutronen aus dem Kern entnommen und für Experimente verwendet werden.

Die schnellen Brüter, die mit flüssigem Natrium arbeiten, produzieren etwa 20 Prozent mehr Brennstoff, als sie verbrauchen. In einem großen Kernreaktor wird innerhalb von 20 Jahren genügend überschüssiger Brennstoff für das Beschicken eines anderen Reaktors gleicher Leistung produziert. In diesem Reaktortyp werden etwa 75 Prozent des Energiegehalts von natürlichem Uran genutzt. Im Leichtwasserreaktor hingegen ist es nur ein Prozent.

Die Entwicklung des mit flüssigem Metall arbeitenden schnellen Brüters begann in den Vereinigten Staaten vor 1950 mit dem Bau des ersten experimentellen Brüterreaktors EBR-1. Ein größeres amerikanisches Programm am Clinch River wurde 1983 gestoppt. Nur die Forschungsarbeiten werden weiter betrieben. In Großbritannien, Frankreich, Rußland und anderen Nachfolgestaaten der UdSSR wurden Brüterreaktoren in Betrieb genommen. Forschungen auf dem Gebiet werden in Deutschland und Japan betrieben.

Die erste große Anlage dieses Typs für die Erzeugung von elektrischem Strom ging 1984 in Frankreich unter der Bezeichnung "Superphénix" in Betrieb. Eine mittelgroße Anlage, die BN-600, wurde zum Zweck der Energiegewinnung und Wasserentsalzung am Ufer des Kaspischen Meeres gebaut. Ein Prototyp mit 250 Megawatt Leistung steht in Schottland. Das deutsche Projekt eines schnellen Brüters in Kalkar wurde 1991 gestoppt.

Die Risiken der heimlichen Produktion und unerlaubten Verbreitung von Plutonium 239 für den Bau vonnah Kernwaffen sind groß, wie Fälle von Schmuggel mit waffenfähigem Material immer wieder zeigen. Europäische Wiederaufbereitungsanlagen stehen in La Hague (Frankreich) und in Windscale/Sellafield (Großbritannien), wo auch Deutschland, das keine Anlage besitzt, seine Abfälle behandeln lässt.



oben Autoren: Klasse 11-1 und Alfred Blohm, Web: Kai Lahmann Datum: Mai 98 Letzte Änderung am 29. Juli 2004
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