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Kernkraftwerke, Atomkraftwerke, Castor, Endlagerung

Einleitung

Kernkraftwerk Brokdorf an der Elbe © Kernkraftwerk Brokdorf


In einem konventionellen Kraftwerk werden Kohle, Öl oder Gas verwendet, um letztendlich Wasser in heißen Wasserdampf zu verwandeln. Dieser Wasserdampf dient dazu, Turbinen und Generatoren anzutreiben, in welchen elektrischer Strom erzeugt wird. Man kann daher feststellen, dass in einem Kernkraftwerk (KKW) die Spaltung von Uran und die dabei erzeugte Energie zur Erzeugung von heißem Wasserdampf benutzt wird, der dann Turbinen und Generatoren zur Stromerzeugung antreibt. Somit dient der Kernreaktor letztendlich nur der Erzeugung von Wasserdampf - dann funktioniert ein KKW mehr oder weniger so wie jedes andere Kraftwerk. Da der Atomkern ein Teil des Atoms ist, wird auch von Atomkraftwerken (AKW) gesprochen. Beide Begriffe sind korrekt und werden synonym verwendet.

Geschichte der Radioaktivität und der Kernkraft

Unter Radioaktivität versteht man die Tatsache, dass Atomkerne - als Teil von Atomen - ionisierende Strahlung aussenden und dabei in ein anderes Atom (Nukild) zerfallen. So können radioaktive Nuklide Alpha-, Beta- und Gammastrahlung aussenden oder bei der Kernspaltung Neutronen herausschleudern. Näheres dazu finden Sie bei Goruma unter: Die verschiedenen Arten ionisierender Strahlung.

1895 - Entdeckung der Röntgenstrahlung
Die Geschichte der Radioaktivität und besonders der ionisierenden Strahlung begann 1895 mit der Entdeckung der Röntgenstrahlung durch Conrad Röntgen (1845-1923).

1896 - Entdeckung der Radioaktivität
In diesem Jahr entdeckte Antoine Henri Becquerel (1852-1908) die Radioaktivität. Beim Experimentieren mit Uransalzen kamen diese in die Nähe von Fotoplatten, die dabei geschwärzt wurden obwohl sie lichtdicht verpackt waren. Er zog daraus den einzig richtigen Schluss, nämlich dass die Uransalze Strahlen aussenden, die durch die Umhüllung der Fotoplatten hindurchgehen und sie schwärzen können. Für seine Entdeckung erhielt er 1903 zusammen mit Marie und Pierre Curie den Nobelpreis für Physik.

1898 - Zerfall des Radiums
Im Jahr 1898 entdeckten Marie (1867-1934) und Pierre Curie (1859-1906) den Zerfall des Elements Radium in andere Elemente, wobei ionisierende Strahlung entsteht. Außerdem entdeckte Marie das Polonium. Für ihre Forschungen erhielt sie zusammen mit Becquerel und ihrem Mann den Nobelpreis für Physik und 1911 erneut den Nobelpreis für Chemie. Von ihr wurde zudem der Begriff "radioaktiv" zum ersten Mal verwendet.

1905 - Einsteins spezielle Relativitätstheorie
Am 27. September 1905 veröffentlichte Albert Einstein u. a. seine berühmte Gleichung E = m· c2. Diese Gleichung besagt, dass Energie und Masse nur verschiedene Erscheinungsformen von ein und demselben sind und dass damit Masse in Energie und Energie in Masse umgewandelt werden kann. Dies geschieht z.B. beim Aufeinandertreffen von Betaminus- und Betaplusteilchen (z.B. in der Medizin in einem "Positronen Emissions Tomografen") - und generell stets beim Aufeinandertreffen von Materie und Antimaterie. Bei der so genannten Paarbildung verwandelt sich Gammastrahlung, also Energie, mit einer Energie über 1.022 MeV in zwei Elektronen - also in Materie.

1932 - Entdeckung des Neutrons
Im Jahr 1938 konnte der britische Physiker James Chadwick (1891-1974) die Existenz des Neutrons, das  u. a. bei Kernwaffen und Kernreaktoren eine sehr wichtige Rolle spielt, experimentell nachweisen. Dafür erhielt er 1935 den Nobelpreis für Physik.

Prinzip der Kernspaltung von U 235 © goruma

1938 - Erste Kernspaltung
Am 17. Dezember 1938 gelang Otto Hahn (1879-1968) und seinem Assistenten Fritz Straßmann (1902-1980) unter Mitwirkung der am 13. Juli 1938 Juli nach Schweden emigrierten Jüdin Lise Meitner (1878-1968) der Nachweis der Spaltung des Urans durch Neutronenbeschuss. 1945 erhielt er für das Jahr 1944 den Nobelpreis für Chemie. 
Näheres zur Kernspaltung weiter unten.

1942 - Beginn des Manhattan-Projekts
Unter dem Kurzbegriff Manhattan-Projekt versteht man alle Aktivitäten der USA ab 1942 zur Entwicklung und zum Bau einer Atombombe. Die militärische Leitung hatte General Leslie R. Groves, während die Forschungsarbeiten von dem US-amerikanischen Physiker J. Robert Oppenheimer geleitet wurden.

1942 - Der Fermi-Reaktor
Am  2. Dezember 1942 gegen 15:25 Uhr gelang es  dem italienischstämmigen Physiker Enrico Fermi (1901-1954) unter der stillgelegten Sporttribüne auf dem Campus der University of Chicago mit dem Kernreaktor Chicago Pile No. 1 erstmals eine kontrollierte Kernspaltungs-Kettenreaktion in Gang zu setzen. Die erfolgreiche Demonstration wurde nach rund 33 Minuten beendet. Dies war der erste Kernreaktor weltweit und Teil des Manhattan-Projekts. Der Anlage, die im Februar 1943 wieder abgebaut wurde, folgte dann Pile 2.
 
1945 - A-Bombentest bei Los Alamos
Am 16. Juli 1945 fand der Trinity-Test statt . Dies war  weltweit die erste erfolgreiche Zündung einer Atombombe. Die Bombe war eine Plutoniumbombe mit einer Sprengkraft von 21 Kilotonnen TNT. 

1945 - A-Bomben auf Hiroshima und Nagasaki
Den schrecklichen Höhepunkt des Manhattan-Projekts bildeten sicherlich die A-Bombenabwürfe am 6. August 1945 auf Hiroshima - eine U 235-Bombe namens Little Boy - und am 9. August 1945 auf Nagasaki - eine Pu 239-Bombe namens Fat Man.

1951- Strom durch Kernenergie
Am  20. Dezember 1951 wurde in Arco im US-Bundesstaat Idaho mit dem Versuchsreaktor "Experimental Breeder Reactor" 1 (EBR 1) - einem Reaktor vom Typ "Schneller Brüter" - das erste Mal elektrischer Strom mittels Kernenergie erzeugt.

1955 - Einrichtung eines Atomministeriums
 Unter Bundeskanzler Konrad Adenauer wurde am 16. Oktober in Deutschland das "Bundesministerium für Atomfragen" eingerichtet, dessen erster Minister Franz-Josef Strauß von der CSU wurde. 

1956 - Errichtung von Kernforschungszentren
 Im Jahr 1956 wurden in Hamburg, Jülich, Geesthacht, Berlin und Karlsruhe Kernforschungszentren errichtet.

1957 - Der erste deutsche Reaktor
Am 31. Oktober 1957 wurde der Forschungsreaktor der TU München - das Atomei - als erster Reaktor Deutschlands in Betrieb genommen. 

1957 - Gründung  von EURATOM und der IAEA
Am 25. März 1957 wurde die Europäische Atombehörde (EURATOM) und wenig später - am 29. Juli - die International Atomic Energy Agency (IAEA)  gegründet. 

1958 - Bildung der Reaktorsicherheitskommission 
Im August 1958 wurde durch Erlass des Bundesministers für Atomenergie die Reaktorsicherheitskommission ins Leben gerufen. 

1960- Inkrafttreten des Atomgesetzes
Am 1. Januar 1960 trat das Atomgesetz in Kraft.  Es war und ist die Rechtsgrundlage für den Bau und Betrieb von Kernkraftwerken sowie für den Erlass der Strahlenschutzverordnung, die am 1. September 1960 in Kraft trat, und der Röntgenverordnung.

1961- Stromeinspeisung vom Versuchsatomkraftwerk Kahl
Im Juni 1961 wurde vom Versuchsatomkraftwerk Kahl das erste Mal in Deutschland mittels Kernenergie erzeugter Strom in das Verbundnetz eingespeist. Der Reaktor war ein Siedewasserreaktor amerikanischer Bauart mit  einer Leistung von16 MW. 

1966 - Inbetriebnahme von Rheinsberg
Im Jahr 1966 ging mit dem Kernkraftwerk Rheinsberg mit einer Leistung von 70 MW - einem Druckwasserreaktor sowjetischer Bauart - in der DDR der erste Reaktor ans Netz.
 
1967 - Einlagerung in Asse II
Im Jahr 1967 begann man mit dem Versuchsprogramm zur Einlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im Salzbergwerk Asse.
Ab 1971 wurde daraus faktisch eine Endlagerung. Die Einlagerung wurde aufgrund einer Änderung des Atomgesetzes von 1976 im Jahr 1978 beendet.

1967- Inbetriebnahme des Hochtemperatur-Reaktors in Jülich
 Im Jahr 1967 wurde mit dem  Hochtemperatur-Reaktor in Jülich, mit einer Leistung von 15 MW, der erste Reaktor aus einer deutschen Eigenentwicklung in Betrieb genommen.
 
1968 - Obrigheim liefert Strom ins Netz
Im Oktober 1968 speiste der Druckwasserreaktor Obrigheim, der eine Leistung von 357 MW hatte, zum ersten Mal elektrische Energie in das Stromnetz ein. Im Jahr 2005 wurde der Reaktor allerdings wieder abgeschaltet. Die Inbetriebnahme der weiteren Kernkraftwerke in Deutschland findet man hier unter Kernkraftwerke in Deutschland.
 
1971 - Inbetriebnahme der Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe
Am 7. September 1971 nahm die  Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe (WAK) ihren Betrieb auf.

1973 - Baubeginn des schnellen Brüters in Kalkar
Im Jahr 1973 wurde mit dem Bau des schnellen Brüters in Kalkar begonnen. Im Jahr 1991 wurden die Arbeiten eingestellt ohne dass der Reaktor jemals in Betrieb gegangen war. Näheres zum Brutreaktor weiter unten.

1973 - Inbetriebnahme des ersten Blocks des Kernkraftwerks Greifswald.
Im Jahr 1973 wurde der erste von insgesamt fünf Blocks des Kernkraftwerks Greifswald in der DDR in Betrieb genommen. Im Jahr 1990 wurden alle inzwischen in Betrieb befindlichen Blöcke abgeschaltet und stillgelegt

1975 - Besetzung des Bauplatzes des geplanten Kernkraftwerks Wyhl. 

1976 - Anti-KKW-Demonstrationen in Brokdorf   

1979 - Kernschmelze im Kernkraftwerk Three Mile Island 
 Am 28. März 1979 kam es im Kernkraftwerk Three Mile Island bei Harrisburg in den USA zu einer teilweisen Kernschmelze.

1981 - Beginn der Tiefenbohrung im Erkundungsbergwerk Gorleben 

1981 - Massendemonstration in Brokdorf 

1986 - Unfall im KKW Tschernobyl 
Am 26. April 1986 kam es im Block IV des sowjetischen Kernkraftwerks Tschernobyl zum bis heute schwersten Unfall in der Geschichte bei der friedlichen Nutzung von Kernenergie. Genaueres siehe weiter unten.

1986 - Großdemonstration gegen den Bau der Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf.

Umweltministerium in Berlin © goruma (Dr. Ramm)

1986 - Gründung des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU)
Das heutige Ministerium hat immer noch den alten Namen. Es befindet sich in der Alexanderstraße 5 direkt am Alexanderplatz in Berlin-Mitte.

1990 - Stilllegung der früheren DDR-Kernkraftwerke Rheinsberg und der 5 Blöcke in Greifswald 

1994 - Fertigstellung des Schachtinnenausbaus im Salzstock Gorleben

1995 - Mit dem ersten Castortransport Beginn der Einlagerung in Gorleben

1997 - Unterbrechung der Castortransporte

2000 - Vereinbarung zum Kernenergie-Ausstieg.
Am 14. Juni 2000 wurde eine Vereinbarung über den weiteren Betrieb der deutschen Kernkraftwerke zwischen der Bundesregierung und den Energieversorgungsunternehmen (EVU) paraphiert. Die EVU verpflichteten sich dazu, nur noch eine bestimmte Menge an Strom in den Kernkraftwerken zu produzieren, im Gegenzug sicherte die Bundesregierung deren ungestörten Betrieb zu.

2000 - Moratorium für Gorleben
Ab 1.10. Moratorium für mindestens drei bis höchstens zehn Jahre wurde die Erkundung von Gorleben als Endlager ausgesetzt.

2000 - Endgültige Stilllegung von Tschernobyl
Am 15. Dezember wird der letzte, bis dahin noch im Betrieb befindliche Block 3 des Kernkraftwerks Tschernobyl außer Betrieb genommen. 

2001 - Ausstiegsvereinbarung
Am 11. Juni diesen Jahres wurde die zwischen der Bundesregierung und den deutschen EVU (Energie Versorgungsunternehmen) am 14. Juni 2000 paraphierte Vereinbarung unterzeichnet. Die Inhalte der Vereinbarung wurden bei der Novellierung des Atomgesetzes umgesetzt. 

2002- Ausstieg im Atomgesetz (Bundesratsstimmung)
Nach Zustimmung durch den Bundesrat trat die Neufassung des Atomgesetzes mit dem Zweck, die Nutzung der Kernenergie geordnet zu beenden, am 26. April in Kraft. 

2005- Fusionsreaktor
Am 28. Juni 2005 beschließen China, die Europäische Union, Indien, Japan, Korea, Russland und die USA den gemeinsamen Bau des Fusionsreaktors ITER in Cadarache (Frankreich).

2010 - Ende des Gorleben-Moratoriums
Im März 2010 gab Bundesminister Röttgen die Beendigung des Gorleben-Moratoriums bekannt. Im November kam danach der erste Castortransport - begleitet vom Protest von bis zu 50.000 Menschen - hier wieder an. 

2010 - Verlängerung der Laufzeiten der Kernkraftwerke
Gegen den heftigen Protest der Opposition von Grünen, SPD und der Linkspartei beschloss am 26. November der Deutsche Bundestag, die Laufzeiten der Kernkraftwerke um durchschnittlich 12 Jahre - als Brückenenergie - zu verlängern. Da der Bundesrat laut Bunderegierung nicht zustimmungspflichtig ist, fand dort auch keine Abstimmung dazu statt. Von der SPD, den Grünen und der Linkspartei wird diese Rechtsauffassung nicht geteilt. Daher wird es letztendlich zu einer Entscheidung des Bundesverfassungsgerichts über die Rechtmäßigkeit kommen.

Juli 2011
Nach Inkrafttreten der Atomgesetznovelle vom 31.07.2011 werden bis 2022 alle deutschen Kernkraftwerke stillgelegt.

Physikalische Grundlagen der Kernspaltung

Atom, Element, Nuklid, Radionuklid
Ein Atom ist sicherlich den meisten bekannt - es besteht aus dem Atomkern und der Elektronenhülle. Der Atomkern setzt sich aus positiv geladenen Protonen und elektrisch neutralen Neutronen zusammen. Die sich auf Grund ihrer Ladung abstoßenden Protonen sowie die Neutronen werden durch die so genannte Kernkraft zusammen gehalten. Die negativ geladenen Elektronen dagegen werden durch die positiv geladenen Protonen auf ihren Bahnen um den Atomkern gehalten. Die Elemente unseres Periodensystems bestehen aus Atomen mit einer jeweils festen Anzahl von Protonen in ihrem Kern - die Anzal der Protonen ist die Ordnungszahl eines Elements. So besitzt Wasserstoff ein Proton und damit die Ordnungszahl Z = 1. Sauerstoff hat 8 Protonen und damit ein Z von 8. Und  Uran besitzt sogar 92 Protonen und daher ein Z von 92. Es sei noch Plutonium erwähnt, das ein Z von 94 besitzt.
Aber fast jedes Element besitzt bei derselben Anzahl an Protonen eine verschiedene Anzahl von Neutronen in seinem Kern. Die Summe der Anzahl von Protonen und Neutronen bezeichnet man als Massenzahl. So gibt es z.B. Wasserstoff mit keinem Neutron und mit der Massenzahl 1 (H 1), Wasserstoff mit einem Neutron und der Massenzahl 2 (H 2 = Deuterium) sowie den radioaktiven Wassersoff mit 2 Neutronen und der Massenzahl 3 (H 3 = Tritium). Die Atomkerne mit den verschiedenen Massenzahlen bezeichnet man als Nuklide - mit den Elektronen in der Hülle als Isotope. Nuklid und Isotop sind daher mehr oder weniger dasselbe. Damit besitzt Wasserstoff beispielsweise drei Nuklide bzw. Isotope. 
Beim Uran spielen die beiden Nuklide U 235 und U 238 eine wichtige Rolle. Ein Radionuklid ist ein instabiles Nuklid - also ein radioaktives. Radionuklide können dabei über  Alpha-, Beta oder Gammastrahlung zerfallen. Näheres zu diesen Zerfallsarten bzw. Strahlen finden Sie bei Goruma unter "Die verschiedene Arten ionisierender Strahlung"

Neutronen
Die elektrisch neutralen Neutronen bilden zusammen mit den elektrisch positiven Protonen den Atomkern. Wie erwähnt besitzt mit Ausnahme des Wasserstoffnuklids 1 (H1)  jedes Element und jedes Nuklid Neutronen in seinem Atomkern. So besitzt schwerer Wasserstoff (H2) neben dem Proton ein Neutron in seinem Kern und das radioaktive Tritium (H3) sogar 2. Im Atomkern können die Neutronen stabil sein, aber bei einer Reihe von Atomen auch in ein Proton, ein Betaminusteilchen und ein Antineutrino zerfallen. Dann erhöht das Atom wegen des entstandenen Protons seine Ordnungszahl - es entsteht ein anderes Element - während das Betaminusteilchen "davonfliegt". So zerfällt beispielsweise Jod 131 mit einer Halbwertszeit von rund 8 Tagen über einen Betaminuszerfall in Xenon 131. Es hat sich bei dem Zerfall zwar die Ordnungszahl um den Wert 1 erhöht, da sich ein Neutron in ein Proton "umgewandelt" hat, aber die Massenzahl ist gleich geblieben, da die Summe von Protonen und Neutronen sich nicht geändert hat. Das bei dem Zerfall entstandene Antineutrino fliegt mit dem Betateilchen davon, da es aber mit Materie nur extrem selten reagiert, spielt es nur in der Grundlagenforschung eine besondere Rolle.
Neutronen besitzen eine etwas größere Masse als Protonen. Sie entstehen in großer Anzahl in Kernreaktoren oder bei der Explosion von Atombomben.
Freie Neutronen sind immer instabil und zerfallen, genau wie im Atomkern, in ein Proton, ein Betaminusteilchen und ein Antineutrino. Ihre Halbwertszeit, also die Zeit, nach der von sehr vielen freien Neutronen die Hälfte zerfallen ist, beträgt etwas mehr als 10 Minuten. Für ein einzelnes Neutron kann man allerdings keine Zerfallszeit angeben. Hat man aber z. B. 1 Milliarde Neutronen vorliegen, so sind es nach ca. 10 Minuten nur noch 500 Millionen und nach weiteren 10 Minuten noch 250 Millionen, usw. Das Neutron wurde im Jahr 1932 von dem britischen Physiker James Chadwick (1891-1974) – ein Schüler Rutherfords - das erste Mal experimentell nachgewiesen. Für seinen Nachweis des Neutrons erhielt Chadwick 1935 den Nobelpreis für Physik. Es sei erwähnt, dass Neutronenstrahlung für den Menschen extrem gefährlich ist. Bei der Explosion von Atombomben und in Kernreaktoren spielen Neutronen eine entscheidende Rolle, da sie z.B. U235 oder Pu 239 spalten können. Der Zerfall eines Neutrons lässt sich wie folgt formulieren:

n0p+ + β-+ ν

Kettenreaktion von U 235 © goruma (Dr.Ramm)

Kernspaltung
Es gibt eine Reihe von Atomen, die beim Auftreffen von Neutronen in mehrere Teile - also andere Atome - gespalten werden. Gute Beispiele dafür sind -  neben anderen - Uran, Plutonium oder Thorium.  So gut wie alle Kernreaktoren weltweit beruhen auf der Spaltung des Uranisotops U 235. Da es im Natururan nur zu ca. 0,7% vorkommt - der Rest ist überwiegend U 238 - muss das Natururan so bearbeitet werden, dass man auf einen Anteil des U 235 von 3-5% kommt. Dieser recht aufwendige Prozess wird als Anreicherung bezeichnet. Um allerdings einen Uran 235-Kern optimal spalten zu können, benötigt man so genannte thermische Neutronen, das sind Neutronen mit einer geringen Energie (ca. 0,025 eV.) Je größer die Energie von Neutronen ist, umso weniger sind sie in der Lage, den Urankern des U 235 zu spalten. Da bei der Spaltung jedoch sehr energiereiche Neutronen entstehen, müssen diese so abgebremst werden, dass die für die Spaltung günstigste Energie besitzen. Diese "Abbremsung" wird als Moderation bezeichnet - und geschieht in einem Reaktorkern z.B. mit Hilfe von Graphit, Wasser oder schwerem Wasser.
Sofern ein U235-Kern gespalten wird, kann er z.B. in Caesium 140 (Cs 140) und Rubidium 94 (Rb 94) zerfallen. Aber ein anderer Kern kann auch in Barium 143 (Ba143) und Krypton 90 (Kr90) oder in Xenon 140 (Xe140) und Strontium 93 (Sr 93) zerfallen. Werden sehr viele Urankerne von Neutronen getroffen, so zerfallen sie mit bestimmten Wahrscheinlichkeiten in die genannten, sowie weitere andere Atome. Es entsteht daher eine riesige Anzahl verschiedener neuer Atomkerne, die ihrerseits oft radioaktiv sind und weiter zerfallen. Mit 6% ist die Spaltung in Xe 140 und Sr 93 am häufigsten. Ganz wichtig ist, dass bei jedem Spaltprozess zwischen zwei und drei Neutronen freiwerden (im Mittel 2,43), die ihrerseits wieder zur Spaltung weiterer Urankerne führen können - nach einer entsprechenden Abbremsung. Außerdem wird bei jedem Spaltprozess Energie frei und zwar in Höhe von 200 MeV (Megaelektronenvolt) pro Atomkern, von denen allerdings10 MeV über die Antineutrinos verloren gehen.

Kettenreaktion
Angenommen, alle bei der Spaltung freigewordenen Neutronen spalten wiederum einen weiteren Urankern, so entstehen bei der ersten Spaltung z.B. zwei Neutronen, die dann zwei weitere Urankerne spalten, wobei dann bereits vier Neutronen freiwerden, danach werden es acht, dann 16, 32 und 64 usw. Da ein solcher Prozess extrem schnell verläuft kommt es in extrem kurzer Zeit zu einer Spaltung großer Menge von Kernen und damit zur Freisetzung von einer riesigen Menge Energie. Das ist beispielsweise vereinfacht dargestellt das Prinzip einer Atombombe. 
Unterhalb eines bestimmten Volumens und damit einer bestimmten Masse, "fliegen" aber so viele Neutronen aus dem Urangemisch hinaus, dass es in einem solchen Fall nicht zu einer explosionsartigen Kettenreaktion kommt. Man bezeichnet die Masse, ab der dies geschehen kann, als kritische Masse. Die kritische Masse von reinem U 235 liegt bei etwa 50 kg, die von Plutonium 239 bei nur 5 kg. Ersteres wäre eine Kugel mit einem Durchmesser von rund 8,4 cm und beim Plutonium von ca. 4 cm. In einem Kernreaktor wird die kritische Masse natürlich nicht erreicht. Hier wird z.B. mit Hilfe von Neutronenabsorbern die Anzahl der mittleren freiwerdenden Neutronen gesteuert und liegt etwas über "eins". Bei einer mittleren Neutronenrate von exakt eins würde der Spaltprozess gerade in Gang gehalten, unter eins käme er zum Erliegen. Die in der Abbildung schematisch dargestellte Kettenreaktion entspricht insofern nicht ganz der Realität, da bei den weiteren Spaltungen nicht immer Barium 139 (Ba 139) und Krypton 95 (Kr 95) entsteht, sondern auch andere Spaltprodukte - und zwar mit einer gewissen statistisch verteilten Häufigkeit. Eine relativ exakte Darstellung hätte aber die Abbildung zu unübersichtlich gemacht.

Energie, Leistung, Watt, Kilowattstunden, Stromverbrauch

Alter Haushalts-Stromzähler © goruma

Energie
Energie (W = Work) ist die Fähigkeit, Arbeit zu leisten. Daher sind die Einheiten für die Arbeit und Energie identisch. Allgemein gilt, dass die Arbeit (W) gleich Kraft (F = Force) mal Weg (s = Space) ist:
W = F· s

Setzt man in der Gleichung für die Kraft 1 Newton (N) und für den Weg 1 Meter (m) ein, so ergibt sich aus dem Produkt 1 Nm, das als Joule bezeichnet wird.
1 Nm = 1 Joule

1 Joule ergibt in elektrische Einheiten umgerechnet 1 Wattsekunde (Ws), es gilt also:
1 Nm = 1 Joule = 1 Ws

Üblicherweise rechnet man jedoch statt in Ws in Kilowattstunden (kWh = 103 Wh) oder z.B. bei Kraftwerken in Megawattstunden (MWh = 106 Wattstunden) bzw. Gigawattstunden (GWh= 109 Wattstunden) - also in Millionen oder Milliarden Wattstunden.

Elektrische Leistung
Die Leistung eines elektrischen Verbrauchers berechnet sich aus dem Produkt von Volt mal Stromstärke. Dabei wird die Leistung eines Verbrauchers in dem ein Strom von 1 Ampere bei einer Spannung von 1 Volt fließt als Watt (W) bezeichnet. Weitere Einheiten sind das kW (Tausend Watt), das MW (Million Watt) oder Gigawatt (Milliarde Watt). Typische Leistungen von Haushalts-Glühbirnen sind z.B. 25 W, 40 W, 60 W, 75 W oder 100 W. Ein elektrischer Durchlauferhitzer besitzt eine Leistung von einigen kW und ein Ökokühlschrank, je nach Größe, einige 100 Watt. Es sei erwähnt, dass man im Haushalt die verbrauchte elektrische Energie und nicht die Leistung bezahlt. Diese berechnet sich aus der Leistung der Geräte in Watt bzw. Kilowatt (kW) mal der Verbrauchszeit - in der Regel in Stunden.

Beispiele zu Stromkosten
Lässt man beispielsweise eine konventionelle 100 W-Glühbirne 24 Stunden lang brennen, so hat sie während dieser Zeit 100 W·24 h = 2.400 Wattstunden (Wh) = 2,4 kWh (Kilowattstunden) verbraucht.
Wenn man z.B. pro kWh 20 Cent bezahlt, so kostet das Brennenlassen der Lampe innerhalb von 24 h bei diesem Preis 48 Cent. Im Jahr wären das bereits 175,2 Euro.
Eine Energiesparlampe hat bei gleicher Helligkeit dagegen nur eine elektrische Leistung von etwa einem Fünftel der herkömmlichen Wolframdrahtbirnen, also z.B. statt 100 W nur ca. 20 W, für eine derartige Lampe wäre der Preis daher auch nur ein Fünftel so hoch.

Mittlerweile werden z.B. Kühlschränke mit einem jährlichen Energieverbrauch von rund 130 kWh bei einen Volumen von 150 l angeboten. Ein derartiger Kühlschrank kostet dann mit dem obigen Strompreis nur 26 Euro pro Jahr.

Anmerkung
Die Stromkosten, also der Preis pro kWh, schwankt je nach Anbieter und dem gewählten Tarif. Es ist daher klug, die Anbieter und deren Tarife genau zu überprüfen - dadurch kann oft viel Geld gespart werden.

Strom durch Kernkraftwerke
Im Jahr 2014 erzeugten die deutschen Kernkraftwerke Strom mit einer Bruttoenergie von 97,120 Milliarden Kilowattstunden (kWh).
Insgesamt wurden  im Jahr 2014 in Deutschland  rund 614 Milliarden kWh Strom (brutto) erzeugt. Der Anteil der Kernenergie daran betrug 15,8%.
 

 

Druckwassereaktor

Schema eines Druckwasserreaktors © goruma (J. Olek)

Glossar
1 = Reaktorgebäude
2 = Steuerstäbe 
3 = Kernbrennstäbe
4 = Druckbehälter
5 = Dampferzeuger
6 = heißer Wasserdampf
7a = Hochdruckturbine
7b = Niederdruckturbine
8 = Stromgenerator
9 = Kondensator
10 = Externes Kühlwasser

Allgemeines - Reaktordruckbehälter
Der Reaktordruckbehälter ist das zentrale Bauteil eines Kernkraftwerks. In dem aus Schmiederingen zusammengeschweißten Stahlzylinder befindet sich der Kernbrennstoff, nebst dem Kühlmittel und den Steuerstäben. Der Behälter ist daher nicht nur großen und unterschiedlichen Temperaturen ausgesetzt, sondern auch einem ständigen Bombardement energiereicher Neutronen. Dieser ständige Neutronenbeschuss verändert den Stahl dergestalt, dass er u.a.an Zähigkeit verliert, allmählich spröde und dadurch mechanisch weniger belastbar wird. Nach welcher Betriebszeit dies zu ernsthaften Schäden am Druckbehälter führt, ist noch nicht abschließend geklärt, zumal nach der Laufzeitverlängerung deutscher KKWs diese bis zu 40 Jahren in Betrieb sein werden.

Druckwasserreaktor
Ein Druckwasserreaktor gehört wie der Siedewasserreaktor zu den so genannten Leichtwasserreaktoren. Sie werden als Leichtwasserreaktoren bezeichnet, da bei ihnen "normales" Wasser und kein "schweres" Wasser (Deuterium) zur Kühlung und als Moderator benutzt wird. Ein Druckwasserreaktor verfügt über ein Dreikreissystem - im Gegensatz zum Siedewasserreaktor. Aus dem Primärkreis tritt das Kühlwasser mit einer Temperatur von ca. 290°C in den Reaktorkern ein. Hier kühlt es den Kern, dessen Spaltmaterial Temperaturen bis zu 2.100°C erreicht, während es selber erhitzt wird. Das Wasser kühlt den Reaktorkern aber nicht nur sondern dient zudem auch als Moderator, also zur Abbremsung der energiereichen Neutronen, bis sie Energien von ca. 0,025 eV besitzen. 
Den Reaktorkern verlässt das Wasser mit einer Temperatur von etwa 325°C - bei einem Druck von 155 bar. Daher bleibt das Wasser trotz seiner hohen Temperatur noch flüssig. Danach tritt das Wasser des Primärkreislaufs in einen Dampferzeuger, wo in einem zweiten Kreislauf das in den Dampferzeuger eintretende Wasser zu Wasserdampf wird, dabei wird es auf eine Temperatur von ca. 290°C abgekühlt. Der heiße Dampf im Sekundärkreislauf aus dem Dampferzeuger wird dann zu den Turbinen geleitet, mit deren Hilfe ein Generator betrieben wird und damit - wie in einem konventionellen Kraftwerk - der erwünschte Strom erzeugt wird. Druckwasserreaktoren können elektrische Bruttoleistungen von über 1.300 MW erzeugen.  In der Bundesrepublik Deutschland sind von den 17 in Betrieb befindlichen Kernreaktoren 11 Druckwasserreaktoren, die restlichen sechs sind Siedewasser-Reaktoren.


Siedewasserreaktor

Schema eines Siedewasserreaktors © goruma (J. Olek)

Glossar
A = Reaktorgebäude
B = Maschinenhaus (Kontrollbereich)
1 = Reaktordruckbehälter
2 = Steuerstäbe
3 = Kernbrennstäbe
4 = heißer Wasserdampf
5a = Hochdruckturbine
5b = Niederdruckturbine
6 = Stromgenerator
7 = Kondensator
8 = Speisewasser (zur Kühlung und als Moderator)
9 = Externer Kühlwasserkreislauf

Ein Siedewasserreaktor gehört zu den Leichtwasserreaktoren, da zur Kühlung "normales" Wasser und kein schweres Wasser (= Deuterium = H 2) verwendet wird. Der Reaktor verfügt über ein Zweikreiskühlsystem. Wie in der Abbildung ersichtlich, beginnt das Wasser in dem heißen Reaktorkern zu sieden (daher der Name) und sich im oberen Teil als Druckbehälters, der sich um den Reaktor befindet, in Form von Wasserdampf zu sammeln. Etwa Zweidrittel des Volumens wird durch Wasser und der Rest durch Wasserdampf eingenommen. Von hier strömt der Wasserdampf in den Hochdruckteil der Turbine und danach in den Niederdruckteil, von wo der Wasserdampf in den Kondensator gelangt, wo sich der Wasserdampf mit Hilfe von Kühlwasser - z.B. aus einem Fluss - so weit abgekühlt, dass er zu Wasser kondensiert und erneut in den Reaktor gepumpt werden kann. 
Die Turbinen treiben ihrerseits den Generator, in dem dann der erwünschte Strom erzeugt wird. Der Betriebsdruck in einem Siedewasserreaktor beträgt rund 70 bar. Da das Wasser im Reaktor als Moderator wirkt, verschlechtert sich bei steigender Hitze die Moderatorwirkung, da der dann mehr vorhandene Wasserdampf eine geringere Dichte als Wasser hat und daher schlechtere Moderatoreigenschaften besitzt. Auf diese Weise werden weniger energiearme Neutronen erzeugt und es kommt zu weniger Kernreaktionen. Daher fährt sich ein derartiger Reaktor mit steigender Hitze sozusagen selber zurück. Eine wichtige Sicherheitseigenschaft.
Der eigentliche Reaktor ist von einer 1,80 bis 2 m dicken halbrunden Betonhülle umgeben. Da sich im Wasserdampf radioaktive Substanzen befinden, müssen auch das Maschinenhaus sowie die Turbinen und der Generator in den Strahlenschutz einbezogen werden. Aus diesem Grund wird bei einer Störung im Reaktor der Dampfstrom zum Maschinenhaus sofort unterbrochen.
Im Maschinenhaus befinden sich u.a. die beiden Turbinen sowie der Generator. Zudem der externe Kühlkreislauf und Teile der Reaktorwasserversorgung bzw. des Dampfsystems. Die Betonummantelung des Maschinenhauses hat eine Dicke von 0,5 m
Die Kühlung des Kondensators kann über Flusswasser - auch ohne einen Kühlturm erfolgen. Dabei wird z.B. die Isar auf einer Länge von etwa 25 km um ca. 2,5°C  erwärmt - bei Temperaturschwankungen zwischen etwa 0°C im Winter und 25°C im Sommer. Sofern jedoch nicht genügend externes Kühlwasser vorhanden ist, wird ein Kühlturm verwendet und nur der Teil des Wassers von außen zugeführt der im Kühlturm verdampft ist - es wird dann aber kein Wasser in den Fluss zurückgeführt. . 
In der Bundesrepublik Deutschland sind von den 17 in Betrieb befindlichen Kernreaktoren sechs Siedewasser-Reaktoren, die anderen 11 sind Druckwasserreaktoren. 
Die sechs Reaktoren des Kernkrafrwerks Fukushima 1 auf der Insel Honshu/Japan sind Siedewasserreaktoren. Da die Kühlsysteme des Reaktorblocks 1 infolge des Erdbebens am 11.März 2011 und der darauf folgenden Tsunami ausgefallen waren, kam es im Laufe des 12.März zu einer Kernschmelze.


Brutreaktor, Schneller Brüter

Schema eines "Schnellen Brüters" © goruma (J. Olek)

Glossar
A = Reaktorgebäude
B = Maschinenhaus
Ar = Argongas
1 = Betonabdeckung im Reaktorkern
2 = heißes Natrium
3 = kühleres Natrium
4 = Steuerstäbe
5 = Brennelementbehälter
6 = Natrium-Zwischenwärmetauscher
7 = 2. Natriumkühlkreislauf
8 = 2. Wärmetauscher
9a = Hochdruckturbine
9b = Niederdruckturbine
10 = Generator
11 = Kondensator
12 = Äußere Kühlwasserzufuhr

Im Natururan befindet sich - wie bereits erwähnt -  99,3% des Urannuklids U 238 und nur 0,7% von U 235. Das U 238 ist normalerweise für Zwecke der Kernkraftwerke wertlos, da nur das U 235 in einem Reaktor sinnvollerweise verwendet werden kann. Daher muss das Natururan mit aufwendigen und teuren Verfahren auf 3 bis 4% an U 235 angereichert werden. 
Da bot es sich an, das U 238 mittels schneller Neutronen in einem speziellen Brutreaktor über zwei Zwischenschritte in das spaltbare Pu 239 zu verwandeln, womit allerdings der Weg in eine "Plutoniumwirtschaft" eröffnet wird.
Im ersten Schritt dringt ein schnelles Neutron in den Urankern ein und bildet damit das Urannuklid U 239. Das ist aber instabil und zerfällt über einen Betaminuszerfall (β-) mit einer Halbwertszeit von nur 23,5 Min. in das Neptunium 239 (Np 239). Auch das ist instabil und zerfällt wiederum über einen Betaminuszerfall mit einer Halbwertszeit von 2,36 Tagen in das gewünschte Plutonium 239 (Pu 239). Formal lässt sich der Prozess wie folgt darstellen:

1. Schritt: n + U 238 ---> U 239
2. Schritt: U 239 ---> Np 239 + β-
3. Schritt: Np 239 ---> Pu 239 + β-

In Deutschland wurde im Jahr 1973 in Kalkar mit dem Bau eines Brutreaktors begonnen, der Bau wurde aber 1991 eingestellt, ohne das der Reaktor jemals in Betrieb genommen war.


Aufbau eines Brutreaktors
Im Reaktorkern befindet sich Spaltmaterial, das sich aus einer Mischung des spaltbaren Plutonium 239-Oxids (PuO2) sowie Uranoxid (UO2) im Verhältnis von 1:5 zusammensetzt.
Dieses Spaltmaterial dient zur Lieferung der für den Brutprozess erforderlichen schnellen Neutronen. Zudem befinden sich im Reaktorkern die eigentlichen metallummantelten Brutstäbe, in denen sich zum Beginn des Brutvorgangs das Oxid des Urans 238 befindet. Das im Laufe der Zeit durch schnelle Neutronen erbrütete Pu 239 muss dann später aus dem Gemisch extrahiert werden - ein aufwendiger und gefährlicher Prozess. Da hier mit schnellen Neutronen "gearbeitet" wird, die nur eine sehr geringe Spaltwahrscheinlichkeit besitzen, ist eine sehr große Menge des spaltbaren Urans erforderlich, um genügend Neutronen für den Brutprozess zu erzeugen. Aus diesem Grund wird in einem Brutreaktor sehr viel mehr Energie frei als in den anderen vorgestellten Reaktortypen. Für diese hohen Energien kann man Wasser nicht mehr zur Kühlung verwenden. Stattdessen wird flüssiges Natrium verwendet, das zudem die Neutronen weder abbremst noch absorbiert. Beim Durchströmen des Reaktorkerns erwärmt sich das Natrium dann von 380°C auf 540°C. Dieses Natrium gibt seine Energie in einem Wärmetauscher an das Natrium in einem zweiten Kreislauf ab. Dieser Sekundärkreislauf erzeugt in einem Dampferzeuger in dem dritten Kreislauf aus Wasser heißen Wasserdampf und treibt dann die Turbinen, die ihrerseits den Stromgenerator antreiben. Von der Niederdruckturbine strömt der Wasserdampf in einen Kondensator, wo er mittels zugeführtem kalten Wasser zu Wasser kondensiert. Das so kondensierte Wasser kann dann wieder in den Wärmetaucher zurückfließen. Das Edelgas Argon (Ar) hat den Zweck zu verhindern, dass Natrium mit Sauersoff in Verbindung kommen kann. Derartige Reaktoren werden mittlerweile praktisch nur noch zur Herstellung von waffenfähigem Plutonium 239 verwendet. So stehen in den USA drei und in Frankreich ein derartiger Reaktor.

Thorium-Hochtemperaturreaktor

Die Temperatur in einem Hochtemperaturreaktor beträgt ca. 700°C und damit rund das Doppelte der in einem Leichtwasserreaktor herrschenden Temperaturen.
In Deutschland wurde dieser Reaktortyp jedoch nur zu Versuchszwecken errichtet - so wurde ein derartiger Reaktortyp 1985 in Hamm in Betrieb genommen, der aber 1989 aus wirtschaftlichen Gründen wieder stillgelegt wurde. Aber beispielsweise sollen Südafrika und China derartige Kernkraftwerke kommerziell nutzen. Exemplarisch soll am Beispiel des Reaktors von Hamm das Prinzip eines derartigen Reaktors kurz erläutert werden:
In dem Reaktor befanden sich drei verschiedene Arten von Kugeln

  • Brennelement-Kugeln
    Diese setzten sich aus winzigen Kügelchen aus Urandioxid, Thoriumdioxid und Kohlenstoff zusammen, die etwa einen halben Millimeter maßen. Rund 35.000 dieser Kügelchen wurden zusammen mit Graphit zu einer sechs Zentimeter großen Kugel, der Brennelementkugel, gepresst. Der Thorium-Hochtemperaturreaktor bei Hamm enthielt statt der Brennstäbe wie in Leichtwasserreaktoren rund 360.000 „Brennelementkugeln”. In diesen Kugeln wurden der Spaltstoff und der Moderator zusammengepackt.
  • Graphitkugeln
    Zusätzlich kamen in den Reaktor auch etwa 280.000 Kugeln aus Graphit (zusätzlicher Moderator)
  • borhaltige Kugeln
    sowie rund 35.000 Kugeln, die Bor enthielten und Neutronen absorbierten

Der Vorteil eines derartigen Reaktors besteht darin, dass er mit Hilfe der bei der Kernspaltung frei werdenden Neutronen das Thorium 232 in den Kugeln  in Uran 233 verwandelt, das wie U 235 durch thermische Neutronen gespalten werden kann. Die Kettenreaktion in einem derartigen Reaktor läuft wie folgt ab:

Th 232 + n ---> Th 233 ---> Pa 233 +  β- ---> U 233 + β- 

Der gesamte Reaktorkern wird mit Hilfe von Heliumgas, das von unten nach oben strömt, gekühlt. Das heiße Helium gibt seine Wärme dabei über einen Dampferzeuger als Wärmetauscher ab. Dieser Dampferzeuger befindet sich innerhalb de Reaktorkerns und wird von unten her mit "kühlem" Wasser versorgt. Auf dem Weg in den oberen Teil des Dampferzeugers wird das Wasser immer heißer, bis es zu Wasserdampf geworden ist. Dieser heiße Wasserdampf treibt den Hochdruck- und den Niederdruckteil einer Turbine, die dann den Generator zur Stromerzeugung antreiben. Aus dem Niederdruckteil der Turbine gelangt der Wasserdampf in einen Kondensator, wo er soweit abgekühlt wird, das er zu Wasser kondensiert. 
Während des laufenden Betriebs können ständig neue Brennelementkugeln nachgeliefert und die verbrauchten Kugeln aus dem Reaktor entnommen werden.
Die Graphitummantelung wirkt als Neutronenreflektor, um damit keine Neutronen für die Spaltvorgänge zu verlieren. Ein Schutzschild aus Eisen und die Betonhülle schützen die Umwelt vor der freiwerdenden Gammastrahlung.

Kernreaktoren in Deutschland

Kernkraftwerke in Deutschland © goruma (Dr.Ramm)

Im Jahr 2015 gab es in Deutschland noch acht Kernkraftwerke, die Strom erzeugen und diesen ins Netz einspeisen. Die alten KKW´s der früheren DDR in Rheinsberg und bei Greifswald werden derzeit zurückgebaut
Unter der (elektrischen) Bruttoleistung versteht man die maximale elektrische Leistung der Generatoren eines Kraftwerks. Zieht man davon die im Kraftwerk selbst erforderliche Leistung ab, so erhält man die Nettoleistung, also die maximal mögliche Leistung, die ans Netzt abgegeben werden kann. Nähere  Erläuterungen zu MW, kW bzw. MWh und kWh finden Sie im vorherigen Kapitel. Infolge des Reaktorunglücks in Fukushima in Japan erließ die Bundesregierung ein Moratorium und verkündete durch Kanzlerin Merkel am 15. März 2011, dass 7 Kraftwerke vorläufig außer Betrieb genommen werden. Es sind dies: Biblis A und B, Brunsbüttel, Isar 1, Neckarwestheim, Philippsburg 1 sowie Unterweser.
Die 2015 noch am Netz befindlichen Reaktoren sind alphabetisch geordnet:

Kernkraftwerk Reaktortyp Inbetriebnahme Stromerzeugung (2014) Standort
Brokdorf (E.ON)** Druckwasser  1983 11.537 GWh Schleswig-Holstein
Emsland (RWE)*** Druckwasser 1988 11.538 GWh Niedersachsen
Grohnde (E.ON)** Druckwasser 1984 10.35 GWh Niedersachsen
Gundremmingen B (RWE/E.ON)**  Siedewasser  1984 10.04 GWh Bayern
Gundremmingen C (RWE/E.ON)** Siedewasser   1984 10.539 GWh Bayern
Isar 2  (E.ON)*** Druckwasser 1988 11.422 GWh Bayern
Neckarwestheim 2 (EnBW)***  Druckwasser   1989 11.351 GWh Baden-Württemberg
Philippsburg 2** Druckwasser   1984 10.042 GWh Baden-Württemberg


** Abschaltung bis spätestens 2021
*** Abschaltung bis spätestens 2022 

Versorgung eines KKW

Das in Deutschland in Kernkraftwerken verwendete Uran stammt vorwiegend aus  Kanada, Südafrika, Australien, Russland und einer Reihe afrikanischer Staaten. Die jährliche weltweite Abbaukapazität liegt bei 30.000 bis 35.000 Tonnen, wobei Kanada rund ein Drittel davon bereitstellt. Das abgebaute Uranerz wird in den betreffenden Abbaugebieten noch vor Ort zerkleinert, gemahlen und dann zu "Yellow Cake" (gelber Kuchen) verarbeitet. Das wegen seiner gelben Farbe als Yellow Cake bezeichnete pulverförmige Gemisch besteht im Wesentlichen aus Amoniumdiuranat. Hieraus wird über die Zwischensubstanz Uranylnitrat dann Urantrioxid (U03) erzeugt und dieses dann zu Urandioxid (UO2) chemisch reduziert. Die weiteren Prozesse sind (mit HF = Fluorwasserstoff und F2= Fluor):

UO2 + 4 HF ---> UF4 + 2 H2O
UF4 + F2 ---> UF6

Das Uranhexafluorid (UF6) wird dann z.B. nach Deutschland exportiert. Der Transport dieser festen Substanz geschieht mit Hilfe von rund 4 m langen Stahlzylindern. Diese Zylinder haben einen Durchmesser von 1,20 cm und in ihnen werden rund 12,5 Tonnen  Uranhexafluorid transportiert. In Deutschland wird es dann in der Anreicherungsanlage URENCO Deutschland GmbH in Gronau in Nordrhein-Westfalen auf ca. 4% U 235 angereichert. Von hier geht das angereicherte Uranhexafluorid (UF6) dann zu der Firma Advanced Nuclear Fuels GmbH in Lingen im Emsland in Niedersachsen, wo es zu den gewünschten Brennelementen für die Kernkraftwerke weiterverarbeitet wird. Die Anreicherung des U 235 in dem natürlich vorkommenden Urangemisch kann z.B. auf folgende Weise erfolgen:

Gaszentrifugenverfahren
In der einzigen deutschen Anreicherungsanlage, die von der Firma URENCO Deutschland in Gronau betrieben wird, kommt ausschließlich dieses Anreicherungsverfahren zur Anwendung. Das Prinzip dieses Verfahrens besteht darin, dass das gasförmige UF6 in das Innere eines schnell rotierenden Zylinders - einer so genannten Ultrazentrifuge - geleitet wird. Dabei wird das Gasgemisch durch den rotierenden Zylinder ebenfalls in Rotation versetzt. Aufgrund der etwas verschiedenen Massen des in dem Uranhexafluorid  befindlichen U 235 und U 238 sammelt sich das U 238 bevorzugt mehr am Rand des Zylinders und der U 235 mehr zur Mitte hin. Damit können die beiden Nuklide voneinander getrennt werden. Da bei einem "Durchgang" nur ein sehr geringer Anteil getrennt wird, muss das Verfahren allerdings sehr oft wiederholt werden.
Achtung
Die Details der Zentrifugentechnologie gelten - vom Staat her - als geheim, daher können und dürfen wir hier keine weitergehenden Details dazu veröffentlichen.

Gasdiffusionsverfahren
Dieses Anreicherungsverfahren beruht auf der Tatsache, dass die gasförmigen Anteile des Uranhexafluorid (UF6) - also des U 238 und  U 235 -  aufgrund ihrer unterschiedlichen Atom- bzw. Molekülmassen verschieden schnell durch eine speziell gefertigte poröse Membran wandern.

Trenndüsenverfahren
Beim Trenndüsenverfahren wird dem Uranhexafluoridgemisch aus U 238 und U 235 Wasserstoff in Gasform im Verhältnis von Uran 5% und Wasserstoff 95% beigemischt. Dieses Gasgemisch wird unter hohem Druck und damit einer hohen Strömungsgeschwindigkeit durch eine stark gekrümmte Düse gedrückt. Aufgrund der verschieden starken Zentrifugalkräfte sammelt sich der U 238- Anteil mehr an der Außenwand der Trenndüse und der U 235 mehr zur Rohrmitte. Auch dieser Prozess muss sehr oft wiederholt werden, um zu der erforderlichen Anreicherung von rund 4% an U 235 zu gelangen.

Pellets, Brennstäbe, Brennelemente
Nach der Anreicherung wird das Uranhexafluorid (UF6) mittels der folgenden Gleichung in Urandioxid umgewandelt, das dann als Reaktorbrennstoff verwandt wird.
 
UF6 + 2 H2O + H2 ---> UO2 + 6 HF

Das angereicherte Uranoxid wird dann in so genannten Pellets mit einer Länge von rund 1 cm und einem Durchmesser von 9 mm in absolut dichte Zylinder aus einer Zyrkoniumverbindung mit einer Länge von rund 4 m eingebracht. Ein derartiger Stab wird als Brennelement bezeichnet. Eine bestimmte Anzahl von ihnen zusammengefasst bildet dann die Brennstäbe. Es sei erwähnt, dass in der früheren DDR die Bezeichnungen für Brennstab und Brennelement genau umgekehrt wie heute waren.

Abklingbecken, Zwischen- und Endlagerung, Castortransporte

Zwischenlager Gorleben © goruma (Dr.Ramm)

Die Brennstäbe müssen etwa alle vier Jahre ausgetauscht werden, da sie dann "abgebrannt" sind. Das geschieht dadurch, dass jedes Jahr etwa ein Viertel ausgetauscht wird. Nach der Entnahme werden die abgebrannten Brennstäbe für ca. fünf Jahre in einen wassergefüllten Abklingbecken verwahrt. Hier verringert sich ihre Radioaktivität und die damit einhergehende Hitzeentwicklung. Nach dieser Zeit werden sie in ein Zwischenlager verbracht, wo sie bis zu 40 Jahre lagern, um dann in ein Endlager zu kommen. Aber derzeit gibt es kein Endlager, sodass sich bis heute alle Brennstäbe in Zwischenlagern befinden. Näheres siehe hier im letzten Absatz.

Radioaktive Abfälle
Eines der Hauptprobleme beim Betrieb von Kernreaktoren ist sicherlich eine sichere Lagerung der radioaktiven Abfallprodukte. So gibt es, wie erwähnt, weltweit immer noch kein genehmigtes Endlager. Besonders an diesem Thema entzünden sich immer wieder die Kritik und Proteste von Kernkraftgegnern. In einem Endlager müssen die radioaktiven Abfälle für die "irrsinnig" lange Zeit von Hunderttausenden von Jahren sicher untergebracht bzw. gelagert werden. Bei Siedewasser- und Druckwasserreaktoren ist grob gerechnet mit folgendem radioaktivem Abfall pro Jahr und pro1 kg Brennmaterial zu rechnen - bei etwa 100 Tonnen = 100.000 kg insgesamt:
U 238: 953 g
Spaltprodukte: 29,6 g
U 235: 6,2 g
Pu 239: 4 g
U 236: 3,3 g
Pu 240: 2,1 g
Aktiniden: 0,5 g
Pu 242: 0,4 g

Transport, Zwischen- und Endlager
Pro Jahr werden in Deutschland mehr als 500.000 Versandstücke mit radioaktiven Substanzen transportiert, wobei rund 90% davon nicht aus Kernkraftwerken, sondern aus Krankenhäusern (Nuklearmedizin), Forschungseinrichtungen und Industrieanwendungen stammen. Diese Abfälle sind schwach- bis mittelradioaktiv. Die restlichen 10% dagegen sind stark bis extrem stark radioaktiv und sind zumeist abgebrannte Brennelemente, die von den Kernkraftwerken in die Standort-Zwischenlager in deren unmittelbarer Nähe transportiert werden. Der Transport führt dabei nicht über öffentliches Straßenland. Im Jahr 2010 waren rund 235 derartiger Transporte von Kernbrennstoffen genehmigungspflichtig. Die dafür erforderlichen Genehmigungen werden durch das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) mit ihrem Hauptsitz in Salzgitter erteilt. Auffallend dabei ist, dass diese Transporte so gut wie ohne öffentliche Aufmerksamkeit und auch ohne Proteste verlaufen - auch die nach Gorleben. Eine Ausnahme davon bilden bekanntlich die jährlichen Castor-Transporte aus den Wiederaufbereitungsanlagen in Frankreich und Großbritannien nach Gorleben. Bis zum Jahr 1985 wurden nämlich abgebrannte Brennelemente in diese beiden Länder transportiert. Dabei konnten über 95% der ursprünglichen Kernbrennstoffe zurückgewonnen werden. Deutschland hatte sich dabei verpflichtet, alle bei der Wiederaufbereitung entstandenen Reste zurückzunehmen. Die derzeitigen Castortransporte  sind daher das Resultat der bis zum 30. Juni 2005 dorthin transportierten abgebrannten Kernbrennstäbe. Nach diesem Zeitpunkt war die Wiederaufbereitung in Deutschland gesetzlich verboten worden.
Seit dem Zeitpunkt dieses Verbots am 30. Juni 2005 werden die abgebrannten Kernbrennstäbe in neu errichteten Zwischenlagern an den jeweiligen Standorten der Kernkraftwerke zwischengelagert. Die Dauer dieser Zwischenlagerung darf nach derzeitiger Rechtslage maximal 40 Jahre betragen. Sobald ein Endlager für diese Abfälle zur Verfügung steht, werden sie dorthin transportiert, um dort für immer zu verbleiben. Aber ein genehmigtes Endlager für hochradioaktive Abfälle ist derzeit absolut nicht in Sicht.


Unglück von Tschernobyl

Kontaminations-Messgerät © goruma (Dr.Ramm)

Am 26. April 1986 kam es im Reaktorblock 4 des Kernkraftwerks von Tschernobyl zu dem bis heute schwersten Unglück bei der zivilen und friedlichen Nutzung der Kernenergie. Der Reaktor von Tschernobyl liegt in der Nähe von Pripjatj (4 km) - und ca. 130 km nördlich von Kiew, der Hauptstadt der Ukraine. Die Anlage von Tschernobyl bestand aus vier gleichartigen Druckwasser-Reaktorblöcken. Jeder Reaktor war mit rund 180 Tonnen angereichertem Uran bestückt. Die Leistung eines Blocks betrug rund 1.000 MW. Der erste Reaktorblock wurde 1977 und der letzte - der Unglücksblock - 1984 in Betrieb genommen. Die vier Reaktorkerne waren wie folgt aufgebaut:
In einem massiven 7 m hohen zylinderförmigen Graphitblock  und einem Durchmesser von 12 m waren 1693 Röhren mit einer Länge von 7 m und einem Durchmesser von 9 cm und einer Wandstärke von 4 mm eingelassen. In diesen Röhren befanden sich jeweils 18 Brennstäbe mit auf 1,4% angereichertem U 235. Diese Röhren wurden von unten her mit "normalen" Wasser umspült. Auf seinem Weg nach oben erhitzte sich das Wasser auf rund 285°C. Dabei wurde aus dem Wasser Wasserdampf, das über Rohrsysteme zu Turbinen geführt wurde und mit deren Hilfe ein Generator zur Stromerzeugung betrieben wurde. Der Graphit diente mit dem Wasser der Moderation, also Abbremsung der schnellen Neutronen. Zusätzlich befanden sich zur Steuerung des Neutronenflusses 179 Steuerstäbe aus Bor oder Cadmium in dem Reaktorblock. Der gesamte Reaktorblock war von einem Metallmantel umgeben, innerhalb dessen sich ein Helium-Stickstoffgemisch befand, das verhindern sollte, dass der Graphitblock mit Sauerstoff in Kontakt kommen konnte und dann möglicherweise in Brand geraten konnte.
Der Unfall entstand infolge eines Experiments am Turbinen-Generatorsatz der Kraftwerksanlage. Durch eine Anzahl von darauf folgenden Bedienungsfehlern, die bis zu einer Überbrückung von Abschaltsignalen führte, kam es zu einem extremen Leistungsanstieg - bis etwa dem Hundertfachen der Nennleistung. Infolge der Überhitzung des Reaktors konnten u.a. die verzogenen Steuerstäbe nicht mehr in den Reaktor eingefahren werden, sodass er endgültig "durchging". Infolge der Kernschmelze wurde der Metallmantel sowie die Betonhülle des Reaktors zerstört - zudem gerieten Teile des Graphitmoderators und der Anlage in Brandt. Die dabei freigesetzte Menge von ca. 8 Tonnen Brennstoff führte zur Freisetzung von Radionukliden mit einer Aktivität von ca. 12 · 1018 Becquerel. Im Einzelnen wurden dabei folgende Radionuklide freigesetzt. Die Werte der folgenden Tabelle wurden einer Veröffentlichung der UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) von 2008 entnommen, die 2011 von der UNO veröffentlicht wurde.

Radionuklid Halbwertszeit Freigesetzte Aktivität
Krypton 85 (Kr 85) 10,72 Jahre 33 PBq (1 PBq = 1015 Bq)
Strontium 89 (Sr 89) 50,5 Tage 115 PBq
Strontium 90 (Sr 90) 29,12 Jahre 10 PBq
Zirkonium 95 (Zr 95) 64 Tage 84 PBq
Molybdän 99 2,75 Tage >72 PBq
Rubidium 103 (Ru 103) 39,3 Tage  168 PBq
Rubidium 106 (Ru 106)  368 Tage   73 PBq
Tellur 129m (Te 129m)* 33,6 Tage  240 PBq
Tellur 132 (Te 132) 3,26 Tage 1.150 PBq
Jod 131 (J 131) 8,04 Tage 1.760 PBq
Jod 133 (J 133) 20,8 Tage 910 PBq
Xenon 133 (Xe 133) 5,25 Tage 6. 500 PBq
Cäsium 134 (Cs 134) 2,06 Jahre 47 PBq
Cäsium 136 (Cs 136) 13,1 Tage 36 PBq
Cäsium 137 (Cs 137) 30 Jahre 85 PBq
Barium 140 (Ba 140) 12,7 Tage  240 PBq
Cer 141 (Ce 141) 32,5 Tage  ca. 84 PBq
Cer 144 (Ce 144) 284,9 Tage ca. 50 PBq
Neptunium 239 (Np 239)  2,35 Tage 400 PBq
Plutonium 238 (Pu 238) 87,74 Jahre 15 TBq (1 TBq = 1012 Bq)
Plutonium 239 (Pu 239) 24.065 Jahre 13 TBq
Plutonium 240 (Pu 240) 6.537 Jahre 18 TBq
Plutonium 241 (Pu 241) 14,4 Jahre ca. 2,6 PBq
Plutonium 242 (Pu 242) 376.000 Jahre 0,04 TBq
Curium 242   (Cm 242) 18,1 Jahre ca. 0,4 PBq
* m = metastabil

Die Folgen
Die Brände außerhalb des Reaktorgebäudes und am Maschinenhaus wurden von den Einsatzkräften in wenigen Stunden gelöscht. Die dabei eingesetzten Menschen wurden dabei teilweise einer Dosis von geschätzten 16 Gray ausgesetzt. Die absolut tödliche Dosis liegt bei 5-7 Gray. Um aber auch das Feuer des Moderatorgraphits im Reaktor zu ersticken und zur Eindämmung der Unfallfolgen wurde der Unglücksblock in den folgenden Tagen aus der Luft mit insgesamt 5.000 Tonnen Blei, Sand und Lehm zugeschüttet. Bis November 1986 wurde der Reaktorblock mit meterdickem Beton zugeschüttet. Diese Betonhülle wurde sarkastisch als Sarkophag bezeichnet.
Die am Unglückstag freigesetzten Radionuklide gelangten aufgrund der zu diesem Zeitpunkt vorherrschenden Windrichtung vorwiegend in norwestliche Richtung und erreichten am 28. April Schweden. Die dort festgestellte starke radioaktive Aktivität war im Westen der erste Hinweis auf den Unfall in der heutigen Ukraine, die damals Teil der Sowjetunion war. Da die Sowjets anfangs keinerlei Nachrichten über das Unglück herausgaben, dachten die schwedischen Kraftwerksbetreiber zuerst, dass bei ihnen ein Fehler aufgetreten sei. Aufgrund der veränderten Windverhältnisse gelangte die Emission des 27. April nach Polen und die vom 29. und 30. April über den Balkan nach Mitteleuropa. Am 29. April wurde auch die Bundesrepublik Deutschland erreicht.
Wegen der verschiedenen meteorologischen Bedingungen waren die Aktivitätsmengen in den verschiedenen Regionen der Bundesrepublik sehr unterschiedlich. So war der  Norden und Westen deutlich geringer betroffen als der Süden und Südosten. Besonders Bayern war daher stark betroffen
Die eingeatmeten Radionuklide waren fast ausschließlich durch die Aktivität der Luft in der Zeit zwischen dem 1. bis 5. Mai 1986 bestimmt.
Die durch Ingestion (= Essen und Trinken) aufgenommenen Radionuklide waren nahezu ausschließlich Jod 131 (Halbwertszeit = 8 Tage), Cäsium 134 (Halbwertszeit = 2,1 Jahre)  und Cäsium 137 (Halbwertszeit = 30,2 Jahre).  Die Strahlenexposition in den folgenden Jahren war glücklicher- und verständlicherweise merklich geringer als im ersten Jahr nach dem Unfall. 
Die zusätzliche Strahlenbelastung durch den Unfall betrug in Deutschland für Kleinkinder für das Jahr 1986 bis zu 0,6 mSv für einige Regionen im Voralpengebiet. Wenn man die Dosis aufgrund der über das ganze Leben aufgenommenen Tschernobyl-Strahlung angibt, so ergibt sich eine Lebensaltersdosis von maximal rund 2,4 mSv für die Menschen, die zum Unfallzeitpunkt Kleinkinder waren. Für damals Erwachsene ist diese Dosis etwas geringer. Besonders betroffen von einer Kontamination waren in Deutschland noch viele Jahre später Pilze, Beeren und Wildtiere.

Die Strahlenbelastung in der rund 4 km entfernten Stadt Pripyat mit etwa 43.000 Einwohnern erreichte am Tag nach dem Unfall Dosiswerte bis zu 6 mSv/h mit regionalen Spitzenwerten von 2 Sv/h. Die Leitnuklide waren dabei Jod 131 und Cäsium 137 mit einer Halbwertszeit von rund 30,1 Jahren. Daher waren die Menschen dort nach z. B. 48 Stunden im Mittel einer Strahlenbelastung von über 300 mSv ausgesetzt.  Die Bevölkerung von Pripyat wurde endlich am 27. April innerhalb von drei Stunden evakuiert und konnte bis heute nicht mehr dorthin zurückkehren. In den nächsten Tagen wurden dann weitere 90.000 Personen aus einer 30-km-Zone um den Unglücksreaktor evakuiert.
Die 10-km-Zone um den Reaktor wird für sehr lange Zeit weder bewohnbar noch irgendwie landwirtschaftlich genutzt werden können. Über die landwirtschaftliche Nutzung - aber ohne eine dauerhafte Besiedlung - der Zone zwischen 10 bis 30 km wird erst in Zukunft entschieden. Zur Zeit können rund 780.000 ha = 7.800 km² weder bewohnt noch landwirtschaftlich genutzt werden.

Es wurde es später bekannt, dass nach der ersten Explosion eine zweite sehr viel gefährlichere gedroht hatte, da das extrem heiße "Magma" in das unter dem Reaktor befindliche Löschwasser zu geraten drohte. Eine derartige Explosion hätte die Gewalt von ca. 1 Megatonnen TNT gehabt und hätte Teile Europas unbewohnbar gemacht. Um dieses Wasser abzupumpen, wurden zahlreiche Menschen eingesetzt, die fast alle später vertarben. Um den Reaktor aber zuverlässig zu stabilisieren wurden zusätzlich 600 Piloten eingesetzt, die auf den zerstörten Reaktor Beiplatten abwarfen. Von ihnen hat keiner überlebt. Zudem wurden ab dem 13. Mai rund 10.000 Bergleute eingesetzt - z.B. aus Tula - die in 1 Monat und 4 Tagen einen 150 m langen Tunnel unter den Reaktor gruben, um komplexe Kühlsysteme unter dem Reaktor zu installieren. Das geschah aber nicht und man füllte stattdessen einen Hohlraum unter dem Reaktor mit Beton. Die eingesetzten Bergleute erhielten offiziell Dosen zwischen 30 bis 60 mSv - inoffiziell ging man von bis dem Fünffachen aus. Von ihnen starben ca. 2.500. Auf dem Dach wurden die stark radioaktiven Graphitteile von 3.500 Soldaten entfernt. Die Strahlenbelastung betrug dabei bis zu ca. 7 Sv/h - daher konnten die eigesetzten Soldaten dort nur wenige Minuten tätig sein. Nach sieben Monaten hatten insgesamt 500.000 Menschen (= Liquidatoren) den Sarkophag über den Unglücksreaktor fertiggestellt. Trotz Verbots leben in der "verbotenen Zone" einige 100 meist alte Menschen, die sich z.B. zu Ostern 2011 mit anderen in einer Kirche in der Verbotszone zu einer Ostermesse zusammenfanden.
Block 2 des Unglücks-Kraftwerks wurde im Oktober 1991 endgültig abgeschaltet, Block 1 dann  im November 1996. Und am 15. Dezember 2000 wurde endlich auch Block 3 als letzter Reaktorblock in Tschernobyl abgeschaltet
Die Anzahl der Toten und Krebserkrankungen infolge des Unfalls schwanken von Autor zu Autor bis heute - teilweise erheblich. Wahrscheinlich kamen bis heute mehrere Zehntausend Menschen ums Leben.  Etwa 200.000 von den Liquidatoren gelten als behindert, viele sind an Krebs erkrankt.

Schilddrüsenkrebs
In den von der Strahlung betroffenen Gebieten der Ukraine und Weißrusslands kam es in den Folgejahren bei Kindern und Jugendlichen zu einem deutlichen Anstieg von Schilddrüsenkrebserkrankungen. Der Grund dafür war die starke Aufnahme des radioaktiven Jod 131 - mit einer Halbwertszeit von rund 8 Tagen. Jod lagert sich bekanntlich besonders stark in der Schilddrüse an und führt daher dort zu hohen Strahlendosen. Es wurden von der UNSCEAR offiziell 6.850  Schilddrüsenkrebsfälle registriert, von denen viele in Deutschland erfolgreich behandelt werden konnten. Die extrem häufige Auftreten von kindlichem Schilddrüsenkrebs hatte alle Fachleute überrascht, da die Häufigkeit absolut nicht mit den bisherigen Wahrscheinlichkeiten übereinstimmten. Es sei erwähnt, dass es in den betroffenen Regionen bis heute noch zu stark erhöhten kindlichen Schilddrüsenkrebs kommt. Auch wird aus den dortigen Krankenhäusern von einer großen Zahl an missgebildeten KIndern berichtet.

Näheres zur Strahlenbelastung
Eine ausführliche Beschreibung der Wirkung hoher und kleiner Strahlendosen finden Sie bei Goruma unter kleine Strahlendosen bzw. hohe Strahlendosen


 

Unglück von Three Miles Island und von Forsmark

Three Miles Island
Das Kernkraftwerk Three Miles Island befindet ich auf der gleichnamigen Insel im Susquehanna River bei Harrisburg im Bundesstaat Pennsylvania,.
Hier kam es am 28. März 1979 im Reaktorblock 2 zu einer teilweisen Kernschmelze. Der Druckwasser- Reaktor war erst am 30.Dezember 1978 in Betrieb gegangen. Der Reaktorblock 1 ist übrigens immer noch in Betrieb.
Bei Arbeiten am Reaktor fielen die zwei Hauptspeisepumpen im sekundären Kühlkreislauf aufgrund von Problemen bei der Pumpensteuerung. Infolgedessen fiel die Kühlung der zwei Dampferzeuger aus . Wie vorgesehen fielen die Regelstäbe zwischen die Brennstäbe und beendeten die Kettenreaktion. Aber nach der korrekten Abschaltung des Reaktors wurde infolge des Zerfalls der entstandenen Radionuklide Wärme frei, die noch etwa 7% der thermischen Energie des laufenden Reaktors betrug. Eine Stunde nach dem Abschalten waren es noch etwa als 1,2 %. Die Folge war ein Druckanstieg im Primärkreislauf des Reaktors, der im Druckhalter einen Wert von 158 ba erreichte. Im Regelbetrieb betrug er 151 bar. Um einen Leitungsbruch infolge von Überdruck zu vermeiden, öffnete sich ein Sicherheitsventil am Druckhalter, das sich aber hätte schließen müssen, sobald der Druck auf 155 bar gefallen war, was aber nicht geschah und längere Zeit nicht bemerkt wurde. So konnte pro Minute etwa eine Tonne Kühlmittel entweichen. Die Folge war ein Leck im Primärkreislauf, das aber im Kontrollraum nicht angezeigt wurde, sodass der der Druck im primären Kühlkreislauf immer weiter absank.
Wie meist bei schweren Unfällen, traten auch mehrere Probleme gleichzeitig auf. So war zwei Tage vorher ein Test durchgeführt worden, in dessen Verlauf zwei Absperrventile geschlossen wurde. Aber entweder durch technisches oder menschliches Versagen, wurden die Ventile nicht wieder geöffnet. Dadurch war das Notsystem nicht funktionsfähig. Die Notspeisewasser-Pumpen liefen zwar, konnten aber aufgrund der geschlossenen Absperrventile kein Wasser mehr in die Dampferzeuger fördern und damit die vom Primärkreis gelieferte Energie nicht abführen. Über eine Reihe weiterer Prozesse kam es im Reaktor zu einem erheblichen Temperaturanstieg, der an den Zirkoniumlegierungen der Brennstäbe zur Spaltung von Wasser in Wasserstoff und Sauerstoff mit dem im Containment zusätzlich vorhandenen Sauerstoff konnte sich im Containment Knallgas bilden. Letzendlich kam es zur Kernschmelze und zur Wasserstoffexlosion. Es wird geschätzt, dass Krypton-85 mit einer Aktivität von etwa 1,7 • 1015 Bq in die Umgebung entwich. Mittlerweile ist man dabei, den Reaktorblock zurückzubauen und die restliche Aktivität endzulagern.

Forsmark
Das Kernkraftwerk Forsmark umfasst drei Reaktorblöcke und liegt an der schwedischen Ostseeküste (Bottnischer Meerbusen) in der Nähe der Universitätsstadt Uppsala.  Der Reaktor ist einer der drei in Schweden in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke.
Am 25. Juni 2006 kam es außerhalb des Kernkraftwerks zu einem Kurzschluss, der zum Ausfall der Kühlanlagen führte. In einem der Reaktorblöcke sprangen danach alle vier vorhandenen Notstromaggregate nicht an. Wie sich später herausstellte, lag seit rund 10 Jahren ein bis dahin unentdeckter Konstruktionsfehler vor. Der Block stand kurz vor einer Kernschmelze. In letzter Minute sprangen aber zwei der Generatoren an, sodass ein folgenschweres Unglück verhindert werden konnte. In einer Talkshow der ARD vom 16. März 2011 "Hart - aber Fair" erklärte einer der Konstrukteure u.a., dass man bis heute nicht weiß, welcher riesige Zufall dazu geführt hatte, dass die Generatoren trotz der Strukturfehler ansprangen. Gerade der Unfall von Three Miles Island und dieser "Beinaheunfall" zeigen in aller Deutlichkeit, wie störanfällig diese Technologie ist. Denn in beiden Fällen hatte es keine Naturkatastrophe als Auslöser gegeben.

Unglück von Fukushima

Kernkraftwerke in Japan © goruma (Dr.Ramm)

Die folgenden Informationen beruhen auf dem Informationsstand von Ende Oktober 2011:
Infolge des Erdbebens vom 11. März 2011 mit einer Stärke von 9,0 auf der Richterskala und des darauf folgenden Tsunamis wurden die Blöcke 1, 2, 3 des Kernkraftwerks Fukushima 1 so stark beschädigt, dass es zu einem totalen Stromausfall kam und in dessen Folge das Kühlsystem ausfiel. Außerdem fiel die Kühlung der Reaktorbrennstäbe im Abklingbecken des Reaktors 4 aus.  Die etwa 4 m langen Kernbrennstäbe im Reaktorkern und im Abklingbecken standen teilweise völig im "Trocknen". In den Blöcken 1, 2 und 3 war es infolgedessen zu Kernschmelzen gekommen
Durch entstandenen Wasserstoff kam  zu einer Wasserstoffexplosion, bei der die Reaktorgebäude zerstört wurden. Der Wasserstoff war durch die Spaltung von Wasser in Wasserstoff und Sauerstoff infolge der großen Hitze, einer chemischen Reaktion mit Zirkonium und der Radiolyse entstanden. Unter Radiolyse versteht man die Spaltung des Wassers in seine Bestandteile aufgrund der Strahlung. Danach wurden die Reaktorkerne mit Meerwasser, das mit Borsäure versehen war, gekühlt. Das Bor sollte die trotz der Abschaltung immer noch frei werdenden Neutronen absorbieren. Die Energie und damit Hitzeentwicklung in den Reaktorkernen rührte von dem Zerfall der zahlreichen Radionuklide her, in die das gespaltene Uran 235 zerfällt. Auch infolge der Druckerniedrigung durch Ablassen von Wasserdampf traten erhebliche Mengen Radioaktivität aus. In einer Zone mit einem Radius von 20 km wurden rund 70.000 Menschen evakuiert und in einem weiteren Gebiet von 30 km wurden die Menschen aufgefordert, dies zu verlassen. Per Gesetz wurde allen nicht ausdrücklich autorisierten Personen der Zutritt in die 20 km-Sperrzone verboten - das gilt auch für die dortigen ehemaligen Bewohner. Zudem wurden ca. 10.000 Menschen in einigen Regionen außerhalb der 20 km-Sperrzone evakuiert.
Außerdem wurden Teile des Küstenmeeres erheblich belastet.  Am 11. April wurde das Ereignis in die Stufe 7 der INES-Bewertungsskala eingestuft.
Ende Oktober 2011 wurden die radioaktiven Edelgase Xenon 133 (Xe 133) und Xe 135 im bzw. in der Umgebung des Reaktorblocks 2 festgestellt. Da die Halbwertszeiten der beiden Nuklide 5,3 Tage bzw. 9,2 Stunden betragen, ist aus deren Vorkommen zu schließen, dass es im Reaktorkern weiterhin zu Kernspaltungen gekommen war.

Hinweise
1. Ein Jahr nach dem Unglück waren in Japan nur noch zwei von ursprünglich 54 Reaktoren am Netz.
2. Die Freisetzung der folgenden Radionuklide spielt eine besondere Rolle bei der Kontamination der Umgebung eines havarierten Reaktors. Die Radionklide, die bei einem Reaktorunfall eine Rolle spielen können, finden Sie in der Tabelle im Kapitel "Unglück von Tschernobyl".
Allerdings war der Anteil des radioaktiven Jods bei dem Unfall von Fukushima einiges geringer als bei der Katastrophe von Tschernobyl.

Radionuklid Zerfallsart Halbwertszeit Folgenuklid
Krypton 85 (Kr 85) Betaminus und Gamma 10,76 Jahre Rubidium 85
Strontium 90 (Sr 90) nur Betaminus 28,5 Jahre Yttrium 90  
Jod 129 (J 129) Betaminus und Gamma  15,7 Mio. Jahre Xenon 129
Jod 131 (J 131) Betaminus und Gamma  8,04 Tage Xenon 131  
Xenon 133 (Xe 133) Betaminus und Gamma 5,29 Tage Cäsium 133
Cäsium 134 (Cs 134) Betaminus und Gamma  2,06 Jahre Barium 134  
Cäsium 137 (Cs 137) Betaminus und Gamma   30,1 Jahre Barium 137
Plutonium 239 (Pu 239) 
Alpha 24.064 Jahre Uran 235

Wärmeentwicklung und Kühlung von Brennelementen
Nachdem die Kernreaktionen in einem Reaktor zum Erliegen gekommen sind, entsteht in den Brennelementen weiterhin durch den Zerfall der zahlreichen Spaltprodukte des Uran 235 Energie. Und zwar unmittelbar nach dem Abschalten grob 7% der "normalen" thermischen Leistung eines Reaktors. Die thermische Leistung eines Reaktors ist ca. drei bis viermal so hoch wie seine elektrische. Sofern ein Reaktor eine typische elektrische Leistung von 1.000 Megawatt erzeugt, beträgt seine thermische Leistung dann z.B. 3.000 Megawatt. Nach Beendigung der Spaltprozesse fällt die Leistung dann in unserem Beispiel auf 210 Megawatt ab. Der weitere Leistungsabfall folgt dann einer e-Funktion, also anfangs recht schnell und später immer langsamer. Die Wärmeentwicklung ist aber so stark, dass die abgebrannten Brennelente etwa 5 Jahre in speziellen Abklingbecken mit Wasser gekühlt werden müssen, bevor sie in Castorbehältern in ein Zwischenlager verbracht werden können.

Heutige Situation

Im September 2013 mussten rund 400 Tonnen Wasser zur Kühlung in die Reaktoren gepumpt werden und danach hochradiaktiv in Stahlbehältern gelagert werden muss.  In der Nähe einer Reihe von diesen Behältern wurden Strahlen-Dosisleistungen bis zu 2,2  Sv pro Stunde gemessen. Sofern ein Mensch über 2,5 Stunden dieser Dosisleistung ausgesetzt wäre, so würde er eine Dosis erhalten, die in wenigen Wochen danach zum Tod führen würde. Mittlerweile ist der Staat Eigentümer der Betreibergesellschaft - aber immer noch mit den selben Verantwortlichen.

 

INES

Die International Nuclear Event Scale (INES) ist eine internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse - insbesonders für Störfälle und Atomunfälle in kerntechnischen Anlagen.
Die Bewertungsskala wurde von einer internationalen Gruppe von Experten im Auftrag der IAOA (Internationalen Atomenergieorganisation) in Wien und der Kernenergiebehörde der OECD (Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung) erarbeitet. Anfang der 1990er Jahre kam sie erstmals probeweise zur Anwendung. Mit Hilfe dieser Skala kann die Öffentlichkeit schnell und übersichtlich Informationen über die Folgen von Ereignissen in Kernkraftwerken und anderen radiologischen Einrichtungen informiert werden.
Die Bewertungsskala umfasst insgsamt acht Bewertungsstufen, die von Null bis Sieben reichen. Es sei erwähnt, dass der Unfall von Tschernobyl die Stufe Sieben und der von Fukushima die Stufe Sechs erreichte

INES-Wert Definition Radiologische Folgen  Betriebliche Folgen
Null keine keine Keine oder sehr geringe
sicherheitstechnische Bedeutung
Eins Störung keine Abweichung von den zulässigen Bereichen
für den sicheren Betrieb der Anlage
Zwei Störfall Erhebliche Kontamination
Unzulässig hohe Strahlenexposition
beim Personal
Begrenzter Ausfall
der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen
Drei Ernster Störfall Strahlenexposition der Bevölkerung
in Höhe eines Bruchteils der natürlichen Strahlenexposition
Schwere Kontaminationen und
akute Gesundheitsschäden beim Personal
Weitgehender Ausfall
der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen
Vier Unfall Geringe Freisetzung von Radioaktivität (10-100 TBq)
Strahlenexposition der Bevölkerung
etwa in der Höhe der natürlichen Strahlenexposition.
Strahlenexposition beim Personal mit Todesfolge
Begrenzte Schäden am Reaktorkern und/oder
an den radiologischen Barrieren 
Fünf Ernster Unfall Begrenzte Freisetzung von Radioaktivität (100-1.000 TBq)
Einsatz einzelner Katastrophenschutz-
maßnahmen
Schwere Schäden am Reaktorkern und/oder
an den radiologischen Barrieren
Sechs Schwerer Unfall Erhebliche Freisetzung von Radioaktivität (1.000-10.000 TBq)
Voller Einsatz der Katastrophenschutz-
maßnahmen  
Schwerste Schäden am Reaktorkern und/oder
an den radiologischen Barrieren.  Kernschmelze
Sieben Katastrophaler Unfall Schwerste Freisetzung von Radioaktivität (>10000 TBq)
Auswirkungen auf Gesundheit und Umwelt
in einem weiten Umfeld, gesundheitliche Spätschäden
Kernschmelze und Explosionen im Reaktorkern
weitgehende Zerstörungen




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