RBMK

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RBMK
Entwicklungsland: SowjetunionSowjetunion Sowjetunion
Reaktordaten
Reaktortyp: Siedewasserreaktor
Bauart: Druckröhrenreaktor
Moderator: Graphit und (zu einem kleinen Anteil) leichtes Wasser
Kühlung: leichtes Wasser
Brennstoff: 235Uran
Anreicherungsgrad: 1,8 % bis 2,4 %
Dampfblasenkoeffizient: Positiv
Leistungsklassen in MW (Brutto): 1000, 1500, 2400 MW
Containment: Nicht vorhanden

Ein RBMK (russisch Реактор Большой Мощности Канальный, transkribiert Reaktor Bolschoi Moschtschnosti Kanalny, zu Deutsch etwa Hochleistungs-Reaktor mit Kanälen) ist ein graphitmoderierter, wassergekühlter Siedewasser-Druckröhrenreaktor sowjetischer Bauart.

Der Reaktortyp wurde durch die Katastrophe von Tschernobyl, die sich mit einem Reaktor des Typs RBMK-1000 ereignete, weltweit bekannt. Insgesamt sollten 26 dieser Reaktoren gebaut werden, von denen neun aber nicht fertiggestellt wurden. Von den 17 in Betrieb genommenen RBMK-Reaktoren sind 10 noch in Betrieb (Stand Juli 2019). Nach dem Unfall von Tschernobyl wurden Verbesserungen der Sicherheit unternommen. Der letzte RBMK soll 2050 stillgelegt werden[1].

Geschichte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Der Reaktortyp RBMK wurde Mitte der 1960er Jahre in der Sowjetunion unter Federführung des Akademiemitgliedes Nikolai Antonowitsch Dolleschal entwickelt.[2] Dabei konnte man auf Erfahrungen mit den ersten sowjetischen Kernkraftwerken Obninsk und Belojarsk zurückgreifen. Ziel war es, in relativ kurzer Zeit und ohne größere Investitionen in die Entwicklung neuer Technologien eine größere Anzahl von Leistungsreaktoren zu errichten. Der erste RBMK-Reaktor war Block 1 des Kernkraftwerks Leningrad, der 1973 in Betrieb ging.

Die größten Reaktoren dieses Typs, die RBMK-1500, stehen im mittlerweile stillgelegten litauischen Kernkraftwerk Ignalina nahe Visaginas. Die zwei Blöcke, die 1984 und 1987 in den kommerziellen Betrieb gingen, waren die größten jemals in der Sowjetunion gebauten Reaktoren. Was die elektrische Leistung betrifft, wurde der RBMK-1500 erst 2018 vom EPR übertroffen, der in der Volksrepublik China in Betrieb ging. In Bezug auf die thermische Leistung bleibt der RBMK auch danach noch Rekordhalter.

Aufbau[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Vereinfachte Schnittdarstellung des RBMK

Beim RBMK handelt es sich um einen graphitmoderierten Siedewasser-Druckröhrenreaktor. Anstelle eines Reaktordruckbehälters enthält er zahlreiche Druckröhren mit einem Durchmesser von 8 cm, in denen sich die Brennelemente befinden. Die Kettenreaktion im Reaktor wird durch Steuerstäbe kontrolliert.[3] Die durch die Kernspaltung entstehende Wärme wird durch Wasser und dessen Verdampfung aufgenommen. Der so entstandene Sattdampf wird durch Dampfabscheider geleitet, um noch flüssiges Wasser in den Reaktor zurückzuführen, und dann in Dampfturbinen genutzt, die Generatoren antreiben und so elektrischen Strom bereitstellen.

Damit die Wärmeübertragung innerhalb des Reaktors zwischen den Graphitblöcken verbessert wird, zirkuliert ein Gasgemisch aus Helium und Stickstoff in den Spalten zwischen den Graphitblöcken. Die Steuerstäbe enthalten Borcarbid (B4C) und können teils von oben, teils von unten in den Reaktorkern eingefahren werden. Zur Leistungsregelung im Betrieb werden die von oben eintauchenden Steuerstäbe genutzt; die von unten einfahrbaren Stäbe dienen zur Einstellung einer gleichmäßigen Leistungsverteilung im Reaktorkern. Die Steuerstäbe werden im Normalfall über Neutronendetektoren des automatischen Steuersystems im Reaktorkern gesteuert. Der Reaktor hat zwei getrennte Kühlsysteme mit jeweils vier Pumpen, welche jeweils eine Hälfte des Reaktorkerns kühlen. Im Normalbetrieb sind drei Pumpen in Betrieb, während eine weitere Pumpe betriebsbereit als Reserve dient. Falls es zu einer Überhitzung des Kernes kommt oder die Stromversorgung unterbrochen ist, wird ein Kern-Notkühlsystem automatisch gestartet.

Brennelemente[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

RBMK BE-Bauteil: 1 – Abstandshalter; 2 – Zirkalloy-Hülle; 3 – Brennstofftablette

Der Brennstoff des RBMK bestand anfänglich aus auf 2 % 235U angereichertem Uran. Seit Tschernobyl wird auf 2,4 % angereichertes Uran verwendet, teilweise auch 2,6 % oder 2,8 %, da höhere Anreicherungsgrade den Reaktorbetrieb stabiler machen. Der Brennstoff liegt in Form von kleinen Brennstofftabletten aus gesintertem Urandioxid mit einem axial-mittigem Loch vor. Sie sind in Stäben aus Zirkalloy von 13,6 mm Durchmesser und 3,65 Meter Länge untergebracht. Ein Brennelement besteht aus zwei Bauteilen mit je 18 Stäben, die zylindrisch angeordnet sind. Jeweils zwei der BE-Bauteile befinden sich übereinander in der über sieben Meter langen Druckröhre. Ausgetauscht werden können sie bei laufendem Reaktorbetrieb, da jede einzelne Druckröhre durch Ventile vom Wasserkreislauf getrennt werden kann.[4] Ein Brennelement enthält 114,7 kg Uran; der gesamte Reaktor beinhaltet bis zu 192 Tonnen, wenn alle Kanäle besetzt sind.

Steuerstäbe[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

RBMK-Steuerstäbe haben unterhalb des Absorbermaterials einen Verdrängungskörper aus Graphit, auch als „Graphitspitze“ bekannt. Dieses Detail dient zur Verringerung der Xenonvergiftung. Das als Neutronengift wirkende Xenon-135 entsteht unvermeidlich im Reaktorbetrieb und wird bei konstanter Reaktorleistung mit gleicher Rate durch Neutroneneinfang abgebaut. Es wird zum Problem, wenn die Steuerstäbe teilweise eingefahren werden und die Leistung später wieder erhöht werden soll. Der Neutronenfluss und damit die Abbaurate des Xenon-135 sind bei gedrosselter Leistung verringert, aber dessen Erzeugung (durch radioaktiven Zerfall eines Spaltprodukts) erfolgt zunächst noch mit der vorherigen Rate, so dass seine Konzentration vorübergehend ansteigt. Das Graphitbauteil an den Steuerstäben bewirkt nun, dass beim Herausziehen der leere Kanal sich nur teilweise mit Wasser füllt. Kohlenstoff absorbiert Neutronen viel schwächer als Wasser. Der Graphitkörper hebt daher lokal den Neutronenfluss an, so dass das Xe-135 schneller abgebaut wird.

Kanal-Schema eines RBMK-Reaktorkerns (Anzahl in Klammern):
_ Neutronenquelle (12)
_ Manueller Steuerstab (167)
_ Kurzer Steuerstab, von unten wirkend (32)
_ Automatischer Steuerstab (12)
_ Brennelement (1661)
Die Nummern auf den Steuerstäben geben die Einfahrtiefe in cm im Moment der Tschernobyl-Explosion an.

Das Leit- und Schutzsystem eines RBMK der 2. Generation kann 211 Steuerstäbe kontrollieren. Sie sind in ausgewählte Kanäle eingelassen, die an einen speziellen Kühlkreislauf angeschlossen sind. Sie werden in 4 Klassen gegliedert.

  • Manuelle Steuerstäbe zur Steuerung des radialen Neutronenflusses
  • Kurze Steuerstäbe zur Steuerung des axialen Neutronenflusses, die von unten eingefahren werden
  • Automatische Steuerstäbe, die von der Leittechnik geregelt werden
  • Notfall-Steuerstäbe

Die Steuerstäbe bestehen aus Borcarbid-Elementen von je 967,5 mm Länge. Die kurzen Steuerstäbe bestehen aus 3 solcher Elemente, insgesamt haben sie eine Länge von 3,05 m. Die anderen Stabtypen bestehen aus 5 Elementen und sind 5,12 m lang. Bis auf die Automatik-Steuerstäbe sind alle Steuerstäbe mit den oben beschriebenen Graphit-Verdrängungskörpern ausgestattet.[5]

Reaktorschutzsysteme[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Auf der Internetseite des Kernkraftwerks Leningrad (Leningrad Nuclear Power Plant, LNPP) werden mehrere automatische Sicherheitssysteme für die dortigen RBMK-Reaktoren aufgezählt.[6] Die Beschreibung ist allerdings allgemein gehalten und enthält keine Angaben über die Art der verwendeten Messeinrichtungen, Redundanz und Möglichkeiten oder Bedarf an menschlichem Eingreifen.

Confinement[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Ein Containment, also eine druckdichte Sicherheitshülle um den Reaktor und radioaktive Nebenaggregate, haben RBMK-Reaktoren nicht. Das Confinement von Leichtwasserreaktoren ist ein Schutzsystem, das radioaktive Materialien, wie austretendes Kühlwasser im Falle einer gebrochenen Rohrleitung, davon abhalten soll, aus einer gesicherten Zone zu entweichen. Alle RBMK ab der zweiten Generation besitzen ein solches Confinement.[7]

Zum Strahlenschutz umgeben den Reaktor dicke Stahlbetonwände (biologischer Schild) und mehrere Hohlräume, die als Confinement vorgesehen sind. Die Dampfabscheider haben jeweils ein eigenes Strahlenabschirmung.[4][8]

Technische Daten[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Technische Daten RBMK-1000[9][10][11][12] RBMK-1500[12][13] RBMKP-2400[14]
Thermische Leistung 3200 MWth 4800 MWth 6500 MWth
Elektrische Leistung 1000 MW 1500 MW 2400 MW
Kühlmitteldruck 6,9 bis 6,2 MPa 7,5 bis 7,0 MPa
Kühlmitteldurchsatz 37.440 t/h 39.300 t/h
Kühlmitteltemperatur 284 °C 277 bis 290 °C
Dampfproduktionskapazität 5.600 t/h 8.580 t/h
Brennstoff-Anreicherung 2,0 % bis 2,4 % 2,0 % 1,8 % bis 2,3 %
Anzahl der Brennelemente 1.550 bis 1.580
Anzahl Druckröhren 1661 bis 1693 1661 1920 (960 zum Dampfüberhitzen)
Anzahl der Steuerstäbe 191 bis 211 235
Höhe des Reaktors 7 Meter 7 Meter 7 Meter
Größe der Grundfläche des Reaktors Durchmesser 11,8 Meter Durchmesser 11,8 Meter 7,5 × 27 Meter

Vor- und Nachteile[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

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Die RBMK-Linie weist im Vergleich zu anderen Reaktortypen einige Besonderheiten auf.

Vorteile[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  • Die Anlagen können in Modulbauweise errichtet werden.
    • Es gibt keine großen Schmiedestücke wie einen Druckbehälter.
    • Dies macht den Bau weniger abhängig von lokalen Gegebenheiten und der vorhandenen Infrastruktur.
    • Indem man der Konstruktion weitere kompatible Elemente hinzufügt, besteht die Möglichkeit, die Gesamtleistung zu erhöhen bis hin zu Reaktorleistungen, die (bei RBMK-1500 und 2400) höher sind als bei westlichen Kernreaktoren.[15]
  • Auslastung und Verfügbarkeit sollen über dem Durchschnitt anderer Reaktoren in der Sowjetunion gelegen haben. Insofern sollen sich die Anlagen im praktischen Betrieb bewährt haben.
  • Graphit als Moderator erlaubt es, Spaltstoffe zu verwenden, die man in leichtwassermoderierten Reaktoren nicht einsetzen kann.
  • Der Wechsel von Brennelementen ist während des Betriebes möglich, der Reaktor muss dazu nicht abgeschaltet werden.[16]
    • Eine jährliche längere Betriebspause zum Umbeladen des Reaktorkerns kann dadurch entfallen.
    • Der Reaktor muss auch nicht mit einem Brennstoffvorrat für z. B. ein ganzes Betriebsjahr beladen werden; dies ist ein Sicherheitsvorteil.
    • Der laufende Brennelementwechsel ermöglicht die Gewinnung von Waffenplutonium mit niedrigem 240Pu-Gehalt.

Nachteile[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  • Eine Störung der Kühlung kann zum Anstieg der Wärmeleistung führen.[17] Ursache dafür ist der positive Kühlmittelverlustkoeffizient dieses Reaktortyps. Dies ist ein grundsätzliches Defizit des Reaktordesigns.[16]
  • RBMK haben einen deutlich erhöhten Inspektionsbedarf durch die Verwendung von Druckröhren, die viele Schweißverbindungen besitzen.[18]
  • RBMK setzen während des Normalbetriebs verglichen mit anderen Konstruktionen wesentlich mehr Radioaktivität frei. Die Emissionen führen zu Äquivalentdosen von bis zu 2,0 mSv pro Jahr.[19] Zum Vergleich: Ein durchschnittliches westliches Kernkraftwerk verursacht pro Jahr Dosen von 0,001 mSv bis 0,01 mSv in der Umgebung.[20] Die Strahlenexposition aus natürlichen Quellen beträgt im Schnitt 2,4 mSv pro Jahr. Bei einer Computertomographie beträgt die Strahlendosis 2 mSv bis 10 mSv.[21]
  • Der Reaktor hat kein Containment,[17] sondern stattdessen ein so genanntes Confinement (siehe oben).[7] Die Anlage wird durch Verknüpfung von mehreren Systemen, vor allem des Notkühlsystems, komplexer und störanfälliger. Zudem sind viele Sicherheitssysteme beim RBMK nicht oder mit zu geringer Redundanz vorhanden.[17]
  • Der Reaktor enthält viel Graphit. Graphit ist brennbar und bildet bei Kontakt mit Wasserdampf bei Temperaturen über 900 °C brennbare Gase.
  • Es fehlt ein echtes Schnellabschaltsystem, da die Steuerstäbe im Ernstfall 12 bis 18 Sekunden brauchen, um vom voll ausgefahrenen zum voll eingefahrenen Zustand zu gelangen und damit die nukleare Kettenreaktion zu unterdrücken, in dieser Zeit kann es bei einem überkritischen Reaktor aufgrund der sehr schnell steigenden Temperatur zu einer Kernschmelze kommen. Der entstehende Wasserstoff kann zu einer Explosion des Reaktors führen.
  • Zu den Grundlagen des sowjetischen Reaktorbaus gehörte es, dem menschlichen Operator mehr Kompetenzen zuzuweisen als der automatischen Steuerung, obwohl diese in der Regel weniger Fehler macht.
  • Die große Abmessung des Reaktors begünstigt eine inhomogene Leistungsverteilung. Dies stellt besondere Anforderungen an die Regelung, insbesondere bei niedriger Leistung.
  • Die Steuerstäbe werden elektrisch bewegt, was bei einem Stromausfall schwerwiegende Folgen haben kann.
  • An den Spitzen der Steuerstäbe befinden sich Verdrängungskörper aus Graphit, was beim Einfahren vollausgefahrener Steuerstäbe in die Wasserkanäle die Reaktivität steigert.[22]
  • Es gibt bisher keine Lösung für den Rückbau und die Endlagerung des radioaktiven Graphitkerns.[23]

Verbesserung der Anlagen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Kernkraftwerk Smolensk mit drei RBMK-1000

Nach dem Unfall in Tschernobyl wurden bei zahlreichen RBMK-Reaktoren Verbesserungen durchgeführt, um eine Wiederholung der nuklearen Leistungsexkursion unwahrscheinlicher zu machen. Unter anderem wurde die Betriebsweise so geändert, dass statt einer betrieblichen Reaktivitätsreserve von 30 Steuerstabäquivalenten nunmehr mindestens 45 Stäbe eingefahren sein müssen. Dies wurde erreicht, indem Uran mit einer höheren Brennstoffanreicherung von 2,4 % statt 2,0 % verwendet wird und dies mit dauerhaft installierten Absorberstäben, die nicht bewegbar sind, in 80 Druckröhren kompensiert wird. In manchen RBMK wird sogar auf 2,8 % angereichertes Uran verwendet. Grund dafür ist, dass die Nebenproduktion von anderen Stoffen während des Spaltprozesses so eine erhöhte Neutronenabsorption bewirken soll. Dies macht die Reaktivität weniger abhängig vom Dampfgehalt des Kühlwassers. Neben diesen Veränderungen wurde der Void-Koeffizient des RBMK von +4,5 % beta auf +0,7 % beta gesenkt, damit eine Neutronenexkursion leichter unterbunden werden kann.[4][24]

Insgesamt hatten 179 der 211 Steuerstäbe an der Einfahrseite des Reaktors Graphitspitzen, welche das Kühlwasser verdrängten. Die Ausfahrweite der Stäbe wurde als Vorabmaßnahme beschränkt, so dass sie immer mindestens 1,2 m in den Reaktorkern hineinragen und damit der Verdrängungskörper unterhalb des Absorbermaterials den unteren Reaktorbereich abdeckt, so dass im Reaktorkern beim Einfahren kein Wasser mehr durch Graphit ersetzt wird. Später wurden die Steuerstäbe durch solche mit längerer Haltestange zwischen Absorber und Graphitkörper ersetzt, so dass der Verdrängungskörper bei voll herausgefahrenem Steuerstab tiefer hängt und kein Reaktivitätszuwachs beim Einfahren durch Verdrängen von Wasser möglich ist.[24]

Die Dynamik der Leittechnik des Reaktors wurde ebenfalls verbessert, indem die Antriebe der Steuerstäbe ausgetauscht wurden. Somit konnte die Zeit, die vergeht, bis die Steuerstäbe im Rahmen einer Notabschaltung vollständig in den Reaktorkern gefahren sind, von 18 auf 12 Sekunden reduziert werden. Um die Wirkung der Stäbe zu verbessern, wurden neue Stäbe aus Borcarbid eingebaut. Außerdem wurde ein Schnellabschaltsystem installiert, dass 24 Notfallstäbe nicht mehr in wassergefüllte Druckröhren einfahren lässt, sondern in gasgefüllte Röhren. Zur Kühlung werden diese Kanäle mit einem dünnen Wasserfilm benetzt. Mit dieser neuen Mechanik dauert es weniger als 2,5 s, um die Reaktivität um 2β zu verringern.[24]

1995 wurde der Block 1 des Kernkraftwerk Tschernobyl heruntergefahren, um größere Wartungen durchzuführen. Aus dem Reaktorkern wurden dabei einige Druckröhren entfernt, um diese auf Materialstärke wie auch Verschleiß zu untersuchen. Die Überprüfung zeigte, dass die Röhren spröde und verschlissen waren. Um diese Alterungseffekte zu verringern, wurde ein neuer Typ von Druckröhren entwickelt. Diese auszutauschen gehört zu den langfristigen Projekten, unter anderem in Smolensk 3, wie auch das Ersetzen von alten Ventilen, der Einsatz von neuen Sicherheitsventilen und die Verbesserung des vorhandenen Kernnotkühlsystems. Um die Strahlungsabschirmung zu optimieren, werden Verbesserungen des Reaktorgebäudes erwogen.[4]

Weiterentwicklung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Der RBMKP-2000 wie auch der RBMKP-2400 sind Weiterentwicklungen des RBMK mit einer elektrischen Leistung über 2000 MW, die in den 1970er Jahren entwickelt wurden. Jedoch wurde der Entwurf nicht vollendet.[25] In den 1980er Jahren waren Pläne über einen eventuellen Bau eines RBMK-2400 im Gespräch.[26]

Eine bislang noch nicht eingesetzte Weiterentwicklung des RBMK ist der MKER. Dieser Typ basiert auf dem gleichen Grundprinzip, hat jedoch ein verbessertes Sicherheitssystem und wird von einem Containment umschlossen.[27] Mit den bereits entwickelten Sicherheits- und Computersystemen können RBMK-Reaktoren nachgerüstet werden. Dies wurde zur Erhöhung des Sicherheitsstandards bei allen RBMK-Reaktoren in Russland durchgeführt. Die Aufrüstung soll aber nicht nur die Sicherheitsstandards erhöhen, sondern auch die Betriebszeit bestehender RBMK-Anlagen verlängern. Die Aufrüstung lässt eine Gesamtlaufzeit von 45 Jahren zu. Im Jahr 2006 erwog Rosatom, die Aufrüstung aller RBMK-Reaktoren in Russland durchzuführen, um bei ihnen eine Verlängerung der Betriebsdauer um 15 Jahre zu erreichen.[4]

Verwendung in der UdSSR[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Reaktorhalle des RBMK-1500 im Kernkraftwerk Ignalina (Block 1) von innen mit abgenommenen Abdecksteinen

Kernkraftwerke des Typs RBMK wurden nur auf dem Gebiet der ehemaligen Sowjetunion errichtet. Ihre Standorte liegen heute in Litauen (Ignalina), Russland (Kursk, Smolensk, Leningrad, Belojarsk) und der Ukraine (Tschernobyl). Noch 1980 wurde in der Oblast Kostroma im heutigen Russland, zehn Kilometer südlich von der Stadt Bui mit dem Bau des Kernkraftwerkes Kostroma mit zwei RBMK-1500-Reaktoren begonnen. Das Projekt wurde jedoch aufgrund von Protesten aufgegeben.[28] Im Jahr 2006 wurde in Russland der Beschluss gefasst, den Bau des RBMK-1000 in Block 5 des Kernkraftwerks Kursk fortzusetzen[29], diese Entscheidung wurde 2012 zugunsten des Neubaus des Kraftwerks Kursk II vom Typ WWER zurückgenommen und die Bautätigkeit eingestellt.[30]

Verwendet wurden die Reaktoren in der UdSSR, weil sie den anfänglichen Herstellungsmöglichkeiten der sowjetischen Industrie entsprachen (kein großer Druckbehälter nötig) und verhältnismäßig preiswert in kurzer Zeit zu erbauen waren. In der Zeit des kalten Krieges war auch die Möglichkeit interessant, zugleich mit der Stromerzeugung relativ reines, für Kernwaffen geeignetes Plutonium-239 zu gewinnen; sie beruht darauf, dass man bei diesem Reaktortyp laufend einzelne Brennelemente nach kurzer Verweilzeit auswechseln kann, ohne den Reaktor abzuschalten. Ob diese Reaktoren wirklich einmal dazu genutzt worden sind, ist allerdings nicht bekannt.

Es gibt insgesamt drei Generationen von RBMK-Reaktoren. Die Reaktoren der ersten Generation (OPB-72) wurden bis etwa Mitte der 1970er Jahre erbaut. Die zweite Generation trägt den Namen OPB-82 und wurde von den späten 1970er bis in die frühen 1980er Jahre gebaut. Der Name OPB-82 rührt daher, dass der Reaktor den Sicherheitsstandards von 1982 entsprach. Nach der Katastrophe von Tschernobyl wurde die dritte Generation von RBMK-Reaktoren mit dem Namen OPB-88, der den Sicherheitsstandards von 1988 entsprach, entwickelt. Insgesamt gibt es sechs Reaktoren der ersten Generation, von denen drei stillgelegt sind. Außerdem gibt es acht Reaktoren der Generation OPB-82, von denen einer durch den Tschernobyl-Unfall zu Schaden gekommen ist, ein weiterer abgeschaltet und bei zwei Blöcken der Bau eingestellt wurde. Von der Generation OPB-88 gibt es einen fertiggestellten Reaktor. Der Bau dreier weiterer OPB-88 wurde eingestellt.[4]

Die Technik wurde in der UdSSR selbst zum Vorzeigeprojekt der damals neuen Nukleartechnologie der Sowjetunion. Bis 1986 galt das Kernkraftwerk Tschernobyl, das größte der Ukraine, mit seinen vier RBMK-1000 als Musteranlage.[17] Auch die deutsche Fachzeitschrift Atomwirtschaft schrieb im Dezember 1983: „Die Verlässlichkeit von Tschernobyl ist sehr hoch“. Zum Zeitpunkt des Unfalles war Block 4 der neueste Reaktor am Standort, und mit ihm wies das Kraftwerk eine Leistung von 4 GW auf. Der Ausbau auf 6 GW war 1986 schon im Gange. Das Kernkraftwerk war damit eines der jüngsten in der Sowjetunion. Im Jahr 1986 löste ein Versuch, der Verbesserungen am Notstromsystem des Blocks 4 erproben sollte, einen katastrophalen Unfall aus. Seitdem steht der Reaktortyp RBMK wegen Sicherheitsbedenken in der Kritik. Aus diesem Grunde wurden viele Bauvorhaben beendet und Pläne aufgegeben.

Siehe auch[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Literatur[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Commons: RBMK – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Einzelnachweise[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. RBMK Reactors | reactor bolshoy moshchnosty kanalny | Positive void coefficient - World Nuclear Association. Abgerufen am 4. August 2019.
  2. Medwedew, Grigori: Verbrannte Seelen - Die Katastrophe von Tschernobyl. Hanser Verlag, 1991 ISBN 3-446-16116-3
  3. Tschernobyl – Zehn Jahre danach. Der Unfall und die Sicherheit der RBMK-Anlagen, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Köln, Februar 1996, (GRS; Bd. 121), ISBN 3-923875-74-6, Seite 36
  4. a b c d e f world-nuclear.org
  5. Mikhail V. MALKO: The Chernobyl Reactor: Design Features and Reasons for Accident. In: Recent Research Activities about the Chernobyl NPP Accident in Belarus, Ukraine and Russia. Kyoto University, Juli 2002, abgerufen am 13. Januar 2020.
  6. LNPP - Emergency reactor protection system (englisch)
  7. a b LNPP - Confinement (englisch)
  8. AECL - Chernobyl – A Canadian Perspective (Memento des Originals vom 4. Februar 2012 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/canteach.candu.org (PDF).
  9. LNPP – Main characteristics of RBMK-1000 (englisch)
  10. Rosatom-Volgodonsk-Generation@1@2Vorlage:Toter Link/vnpp.rosenergoatom.ru (Seite nicht mehr abrufbar, Suche in Webarchiven Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis. (englisch).
  11. LNPP – Design and main characteristics (englisch).
  12. a b AECL – Russian Nuclear Power Program (past, present, and future) Dr. IgorPioro, Senior Scientist, CRL AECL@1@2Vorlage:Toter Link/www.cns-snc.ca (Seite nicht mehr abrufbar, Suche in Webarchiven Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis. (englisch).
  13. Handbook about the Ignalina NPP (englisch; PDF; 382 kB).
  14. I. S. Zheludev, L.V. Konstantinov: Nuclear power in the USSR. In: IAEA Bulletin. Band 22, Nr. 2, Wien 1980. S. 34–45, iaea.org (PDF; 372 kB).
  15. Kernenergie Basiswissen (Broschüre über Kernenergie)
  16. a b INSP – The RBMK (englisch)
  17. a b c d Der Reaktorunfall in Tschernobyl (PDF) auf kernfragen.de.
  18. (PDF; 657 kB) S. 10 Studie zu russischen Kernkraftanlagen (Memento vom 21. April 2014 im Internet Archive)
  19. Emissionen des RBMK@1@2Vorlage:Toter Link/www.rosenergoatom.ru (Seite nicht mehr abrufbar, Suche in Webarchiven Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.
  20. Broschüre - Emissionen aus Kernkraftwerken und Strahlenbelastung; Mai 2008 (Memento des Originals vom 6. Februar 2009 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.kernenergie.de (PDF).
  21. Strahlenbesastung durch CT
  22. Anatoly Dyatlov: How it was: an operator's perspective. In: Nuclear Engineering International. Global Trade Media, November 1991, abgerufen am 13. Januar 2020.
  23. Ein Atomkraftwerk für die Energieinsel. In: FAZ, 15. Juli 2011. Abgerufen am 15. Juli 2011.
  24. a b c INSAG-7: The Chernobyl Accident: Updating of INSAG-1. In: Safety Report Series. IAEA, November 1992, abgerufen am 13. Januar 2020.
  25. IAEA - Performance analysis of WWER-440/230 nuclear power plants (PDF; 9,2 MB), S. 25 (englisch).
  26. Technology and Soviet Energy Availability - November 1981 - NTIS order #PB82-133455 (PDF; 5,8 MB), S. 122 (englisch).
  27. Gabaraev, Cherkashov u. a.:Multiloop Pressure Tube Power Reactors (MKER) – Consolidation of Expertise in Design of Domestic Pressure Tube Reactors (Memento des Originals vom 27. September 2007 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.nikiet.ru
  28. Rosenergoatom "Directorate for Construction of Kostroma NPP" (Memento des Originals vom 27. September 2007 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.rosenergoatom.ru (englisch).
  29. Kernenergie: Weltreport 2006; atw 52. Jg. (2007) Heft 4 – April (Memento des Originals vom 29. September 2007 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.ktg.org (PDF).
  30. Vladimir Slivyak: COMMENT: Rosatom scraps ancient Chernobyl reactor project at Kursk: Right decision, wrong message, Bellona, 6. März 2012. Abgerufen am 30. September 2016.