LWGR

RBMK
Entwicklungsland:	Russland
Reaktordaten
Reaktortyp:	Siedewasserreaktor
Bauart:	Druckröhrenreaktor
Moderator:	Graphit
Kühlung:	Wasser
Brennstoff:	U235, U238
Anreicherungsgrad:	1,8 % bis 2,4 %
Dampfblasenkoeffizient:	Positiv
Leistungsklassen in MW (Brutto):	1000, 1500, 2400
Containment:	Nicht vorhanden
Gebaute Exemplare:	17

Ein RBMK (russisch Реактор Большой Мощности Канальный, transkribiert Reaktor Bolschoi Moschtschnosti Kanalny; etwa Hochleistungs-Reaktor mit Kanälen) ist ein graphitmoderierter, wassergekühlter Siedewasser- und Druckröhrenreaktor sowjetischer Bauart. Der bekannteste RBMK ist der Reaktorblock Nr. 4 des Kernkraftwerk Tschernobyl, in dem sich am 26. April 1986 ein Unfall mit bis heute andauernden Folgen ereignete. Dabei handelte es sich um den Typ RBMK-1000. Die Zahl 1000 steht für die maximal mögliche elektrische Leistung des Reaktors in Megawatt (MW). Die thermische Leistung ist etwa dreimal so hoch.

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Der Reaktortyp RBMK wurde Mitte der 1960er Jahre in der Sowjetunion entwickelt. 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. Die ersten je gebauten Reaktoren vom Typ RBMK stehen in Leningrad. Die größten Reaktoren dieses Typs, der RBMK-1500, stehen im litauischen Kernkraftwerk Ignalina nahe Visaginas.

Funktionsweise

Beim RBMK handelt es sich um einen graphitmoderierten Siedewasser-Druckröhrenreaktor. Anstelle eines Druckbehälters besitzt er eine große Anzahl von Druckröhren (über 1600), in denen sich der Kernbrennstoff befindet. Die Kettenreaktion im Reaktor wird durch 211 Regelstäbe (Bei der ersten Generation nur 191 Regelstäbe^[1]) kontrolliert. Die durch die Kernspaltung entstehende Wärme wird durch Wasser und dessen Phasenumwandlung aufgenommen. Der so entstandene Wasserdampf wird durch Dampfabscheider geleitet, um noch flüssiges Wasser in den Reaktor zurückzuführen. Der Sattdampf wird durch Turbinen geleitet, die Generatoren antreiben und somit elektrischen Strom erzeugen.

Damit die Wärme innerhalb des Reaktors besser von einem Graphitblock zum nächsten geleitet werden kann, zirkuliert ein Helium-Stickstoffgas in den Spalten der Graphitblöcke. Die Steuerstäbe bestehen aus Borcarbid. Während des Leistungsbetriebs werden die Steuerstäbe, die von oben in den Reaktorkern eingefahren werden, zur Leistungskontrolle benutzt. Die von unten eingefahrenen Stäbe tragen lediglich zur Leistungsverteilung im Reaktorkern bei. Die Steuerstäbe werden von einigen Detektoren im Reaktorkern des automatischen Steuersystems gesteuert. Dieses fährt im Normalfall die Steuerstäbe automatisch. Der Reaktor hat des weiteren 24 Abschaltstäbe zusätzlich zu den Steuerstäben. Später wurde die Anzahl der Abschaltstäbe des RBMK erhöht. In einer Notsituation wird die Leistung im Reaktor gemindert oder der Reaktor ganz abgeschaltet. Der Reaktor hat zwei getrennte Kühlsysteme mit jeweils vier Pumpen, welche jeweils eine Hälfte des Reaktorkernes kühlen. Im Normalbetrieb sind drei Pumpen in Betrieb, während eine weitere Pumpe betriebsbereit als Reserve dient. Im Falle eines Kühlproblemes gibt es ein Kern-Notkühlsystem, welches anspringt, falls es zu einer Überhitzung des Kernes kommt, oder wenn der Stromkreislauf unterbrochen ist. Ein Containment hat der Reaktor nicht. Zum Strahlenschutz hat der Reaktor mehrere Hohlräume um sich herum. Die Dampfabscheider haben jeweils ein eigenes Strahlenschutzsystem.^[2][3]

Der Brennstoff des RBMK besteht aus 2,4 % angereichertem Uran²³⁵. Es wird aber immer häufiger 2,8 % angereichtes Uran²³⁵ verwendet. Der Brennstoff ist in Form von kleinen Brennstofftabletten in Stäben aus Zirkalloy untergebracht. Die Länge eines solche Stabes beträgt 3,65 Meter. Ein solches Brennstoffbündel besteht aus 18 Brennstäben, die zylindrisch angeordnet sind. Zwei von diesen Brennstoffbündeln befinden sich jeweils an jedem Ende der Druckröhre, die sieben Meter lang ist. Ausgetauscht werden können sie während des Betriebes, wenn die Druckröhre abgeschaltet und damit vom Moderator isoliert wird.^[2]

Reaktorschutzsysteme

Der RBMK hat vier Schutzsysteme, die den Reaktor, in einer Notsituation oder bei einem Störfall, kontrolliert abschalten. Alle Sicherheitssysteme werden über das so genannte Kontroll- und Schutzsystem (SUZ) verwaltet. Das Notfall-Reaktor-Schutz-System der Prozessparameter (AZRT) erfüllt unter anderem die Funktionen, den Reaktorprozess zu überwachen und Abweichungen vom Normalbetrieb anzuzeigen. Eine Sofortschutzmaßnahme des RBMK ist unter anderem das BAZ, das den Reaktor bis auf die niedrigste Leistung herunterfährt. Mit dem Schalter AZ-1 wird die Leistung des Reaktors um 60% reduziert, während der Schalter AZ-2 die Leistung um 50% absenkt.^[4]

Confinement

Das Confinement (Unfall-Lokalisierungs-System) 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 so ein Confinement.^[5]

Technische Daten

Technische Daten	RBMK-1000 [6][7][8][9]	RBMK-1500 [10][9]	RBMKP-2400 [11]
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	48.000 t/h	-	39.300 t/h
Kühlmitteltemperatur	284 °C	177 bis 190 °C	-
Dampfproduktionskapatzität	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	1693 bis 1661	1661	1920 (960 zum Dampfüberhitzen)
Anzahl der Steuerstäbe	191 bis 211	235	-
Höhe des Reaktors	7 Meter	7 Meter	7 Meter
Durchmesser des Reaktors	11,8 Meter	11,8 Meter	7,5x27 Meter

Vergleich mit anderen Reaktortypen

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Die RBMK-Linie weist im Vergleich zu anderen Reaktortypen einige Vor- und Nachteile auf. Einige Vorteile aus sowjetischer Sicht sind unter anderem, dass die RBMK-Anlagen in Modulbauweise errichtet werden. Das heißt, dass man nicht auf Gegebenheiten der Infrastruktur und auf lange Transportwege angewiesen ist, da es keine großen Schmiedestücke gibt wie einen Druckbehälter. Wenn man an die Konstruktion weitere kompatible Elemente hinzufügt, besteht die Möglichkeit, die Gesamtleistung zu erhöhen. Die Anlagen sollen zudem in der Auslastung und Verfügbarkeit über dem Durchschnitt anderer Reaktoren in der Sowjetunion gelegen haben. Dadurch sollen sich die Anlagen im praktischen Betrieb bewährt haben. Der Reaktor hat zudem eine hohe Volkswirtschaftlichkeit.^[12]

Durch den Graphit als Moderator ist es möglich, einen Brennstoff zu verwenden, den man nicht in konventionellen wassermoderierten Reaktoren einsetzen kann. Außerdem ist es möglich, den Uranbrennstoff während des Betriebs zu wechseln.^[13] Die Bauzeit einer RBMK-1000-Anlage (zwei Reaktoren) beträgt sechs Jahre und drei Monate. Im Vergleich dazu beträgt die Bauzeit einer WWER-1000-Anlage (zwei Reaktoren) nur sechs Jahre.^[14]

Nachteile von RBMK-Anlagen sind unter anderem die nukleare Auslegung des Reaktors. Durch diese kann es während einer Störung zu einem Anstieg der Leistung führen.^[12] Dies kommt durch den Dampfblasenkoeffizient (oder Void-Effekt), der bei diesem Reaktor positiv ist. Dies ist eines der größten Defizite des Reaktordesigns.^[13] Zudem vervielfacht sich der Inspektionsbedarf der Anlage durch die Druckröhren, da diese viele Schweißverbindungen besitzen.^[15] Zudem hat der Reaktor eine erhöhte Freisetzung von Radioaktivität während des Normalbetriebs. Die Emissionen betragen bis zu 2,0 mSv.^[16] Im Vergleich dazu setzt ein durchschnittliches westliches Kernkraftwerk etwa eine Strahlendosis von 0,001 mSv bis 0,01 mSv an die Umgebung frei. Bei einer Computertomographie ist die Strahlendosis bis zu 10,0 mSv hoch.^[17]

Der Reaktor hat kein Containment.^[12] Stattdessen hat der Reaktor ein so genanntes Confinement.^[5] Die Anlagen werden jedoch durch einige Verknüpfungen von mehreren Systemen, vor allem des Notkühlsystems, störanfälliger. Zudem sind viele Sicherheitssysteme beim RBMK nicht oder mit zu geringer Redundanz vorhanden.^[12] Der Reaktor enthält viel Graphit. Dieses ist leicht brennbar und schwer zu löschen.^[18] Zudem fehlt ein echtes Schnellabschaltsystem, da die Regelstäbe im Ernstfall 12 bis 18 Sekunden brauchen. Zur sowjetischen Reaktorbauphilosophie gehörte es, dem menschlichem Operator mehr Kompetenzen zuzuweisen als der automatischen Steuerung. Die große Abmessung des Reaktors begünstigt eine inhomogene Leistungsverteilung, die besondere Anforderungen an die Regelung stellt. Die Steuerstäbe werden elektrisch bewegt, was bei einem Stromausfall problematische Konsequenzen nach sich tragen kann. Die Spitzen der Steuerstäbe sind aus Graphit, was beim Einfahren die Reaktivität steigert. Diese Eigenschaft wurde mittlerweile behoben.

Verbesserung der Anlagen

Kernkraftwerk Smolensk mit drei RBMK-1000

Block 1 des Kernkraftwerks Ignalina

Nach dem Unfall in Tschernobyl wurden bei zahlreichen RBMK-Reaktoren Verbesserungen durchgeführt, um einen derartigen Unfall unwahrscheinlicher zu machen. Unter anderem wurde die Vorgabe geändert, dass statt nur 30 Stäben es jetzt mindestens 45 Kontrollstäbe sein müssen. Um eine nukleare Leistungsexkursion zu verhindern, wurden 80 weitere Absorberstäbe installiert, wie auch Brennstoff mit einer höheren Brennstoffanreicherung von 2,4 % statt 2,0 % verwendet. Es wird sogar in manchen RBMK 2,8 % angereichertes Uran verwendet. Grund dafür ist, dass die Nebenproduktion von anderen Stoffen während des Spaltprozesses so eine erhöhte Neutronenabsorbierung erwirken soll, um den Reaktor weniger abhängig von der Kühlung des Kühlwassers zu machen. Neben diesen Veränderungen wurde der Void-Koeffizient des RBMK von +4,5 % beta auf +0,7 % beta gesenkt, damit eine Neutronenexkorusion, wie auch eine außer Kontrolle geratene Spaltung unterbunden werden kann.^[2]

Die Leittechnik des Reaktors wurde ebenfalls verbessert. Somit konnte die Zeit, die vergeht, bis die Steuerstäbe im Rahmen einer Notabschaltung vollständig in den Reaktorkern gefahren werden, von 18 auf 12 Sekunden reduziert werden. Um die Wirkung der Kontrollstäbe zu verbessern, wurden neue hochwertige Kontrollstäbe aus Borcabid in den Kern eingebaut. Außerdem wurde ein richtiges Schnellabschaltsystem installiert. Um eine Manipulation an den Sicherheitssystemen zu verhindern, wurden zusätzliche Vorsichtsmaßnahmen getroffen. Insgesamt hatten 179 der 211 Steuerstäbe an der Einfahrtsseite des Reaktors Graphitspitzen. Diese wurden bei den meisten Steuerstäben entfernt, wobei nicht bei allen diese Modifikation durchgeführt wurde, da sonst die Gefahr der Xenonbildung aus Spaltprodukten zu groß wird. Das als Neutronengift geltende Xenon entsteht, wenn die technologischen Kanäle des Steuersystems bei herausgezogenen Steuerstäben mit Wasser gefüllt sind. Damit es wegen der Bildung des Gases zu keinen Funktionseinbußen kommt, können die Kontrollstäbe mit den Graphitspitzen eingefahren werden, was die Neutronenaktivität erhöht und somit den Abbau von Xenon begünstigt. Die Ausfahrweite wurde beschränkt, so dass die Kontrollstäbe immer einen Meter in den Reaktorkern hineinragen. Diese Änderungen wurden mittlerweile bei fast allen RBMK-Anlagen durchgeführt.^[2]

1995 wurde der Block 1 des Kernkraftwerk Tschernobyl heruntergefahren, um größere Wartungen durchzuführen. Aus dem Reaktorkern wurden dabei einige Druckröhren entfernt und diese auf Materialstärke wie auch Verschleiß zu untersuchen. Das Ergebnis der Überprüfung zeigte, dass die Röhren ziemlich spröde und verschlissen waren. Um dies etwas zu verringern, hat man eine neue Art von Druckröhren entwickelt. Diese dann auszutauschen gehört zu den langfristigen Projekten, unter anderem in Smolensk 3 sowie das Ersetzen von alten Ventilen, der Einsatz von neuen Sicherheitsventilen, wie auch die Verbesserung des vorhandenen Kernnotkühlsystems. Um die Abschirmung vor radioaktiver Strahlung zu optimieren, wird eine zusätzliche Verbesserung des Reaktorhohlraumes in Erwägung gezogen.^[2]

Weiterentwicklung

Der RBMKP-2000 wie auch der RBMKP-2400 sind Weiterentwicklungen des RBMK mit einer elektrischen Leistung über 2000 MW, der in den 1970er Jahren entwickelt wurde. Jedoch wurde der Entwurf nicht vollendet.^[19] In den 1980er waren erste Pläne über einen eventuellen Bau eines RBMK-2400 im Gespräch.^[14]

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 ^[20]. Mit den entwickelten Sicherheits- und Computersystemen können RBMK-Reaktoren nachgerüstet werden. Dies wurde zur Erhöhung des Sicherheitsstandards bei allen RBMK-Reaktoren in Russland durchgeführt. Das Kernkraftwerk Leningrad wird sogar ganz diese Technik in den RBMK-Reaktoren benutzen. Die Aufrüstung ist aber nicht nur auf erhöhte Sicherheitsstandards aus, sondern auch, um die Betriebszeit bestehender RBMK-Anlagen zu verlängern. Die Aufrüstung lässt eine Gesamtlaufzeit von 45 Jahren zu. Im Jahr 2006 erwägte Rosatom die Aufrüstung aller RBMK-Reaktoren in Russland durchzuführen, um bei ihnen eine Verlängerung der Betriebsdauer um 15 Jahre zu erreichen. ^[2]

Verwendung in der UdSSR

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

Kernkraftwerk Tschernobyl

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, 10 Kilometer südlich von der Stadt Bui mit dem Bau des Kernkraftwerkes Kostroma mit zwei RBMK-1500-Reaktoren begonnen. Das Projekt wurde jedoch aufgrund Protesten aufgegeben.^[21] 2006 wurde in Russland der Beschluss gefasst den Bau des Block-5 im Kernkraftwerk Kursk mit einem RBMK-1000 zu beenden.^[22]

Verwendet wurden die Reaktoren in der UdSSR, weil sie sehr wirtschaftlich waren. Einerseits war das Wechseln der Brennelemente während des Betriebes möglich, da man den Reaktor nicht herunterfahren musste und weil diese vor allem billig und dabei in einer recht kurzen Zeit einfach zu erbauen waren. Die UdSSR verfügt außerdem über sehr viele, aber abbauschwache Uranvorkommen. Da der RBMK in der Zeit während des kalten Krieges betrieben wurde, konnte man schnell zur atomaren Aufrüstung beitragen, da man in den RBMK-Reaktoren hervorragend Plutonium herstellen kann. Ob diese Reaktoren wirklich einmal dazu genutzt worden waren, ist unbekannt. Ziel war es, große Leistungsreaktoren zu errichten und dabei eine neue Technologie zu entwickeln.

Es gibt insgesamt drei Generationen von RBMK-Reaktoren. Die Reaktoren der ersten Generation (OPB-72) wurden von den ersten RBMK bis etwa Mitte der 1970er 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, das der Reaktor den Sicherheitsstandards von 1982 entsprochen hatte. Nach 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 wobei schon zwei dieser stillgelegt wurden. Außerdem gibt es acht Reaktoren der Generation OPB-82, wobei einer bei einem Unfall zu Schaden gekommen ist und einer abgeschaltet wurde und bei zwei Blöcken der Bau eingestellt wurde. Von der Generation OPB-88 gibt es einen Reaktor und einen der sich seit 1988 in Bau befindet und 2012 den Leistungsbetrieb aufnehmen soll und zwei deren Bau eingestellt worden ist.^[2]

Die Technik wurde in der UdSSR selber zum Vorzeigeprojekt der neuen Nukleartechnologie der Sowjetunion. In den 1980er Jahren galt das Kernkraftwerk Tschernobyl mit seinen vier RBMK-1000 als Musteranlage in der Sowjetunion.^[12] Block 4 war der neuste Reaktor am Standort und damit hatte das Kraftwerk eine Leistung von 4 GW. Der Ausbau auf 6 GW war schon im Gange. Das Kraftwerk war eines der jüngsten in der Sowjetunion.

Im Jahr 1986 explodierte der Block 4 des Kernkraftwerkes Tschernobyl während eines Versuchs das Notstromsystem des Reaktors zu testen. Es war das größte Kernkraftwerk der Ukraine. Seit der Explosion steht der RBMK unter Kritik bezüglich der Sicherheit der Anlagen. Deswegen wurden auch viele andere Bauvorhaben beendet und Pläne verworfen.

→Siehe Artikel: Katastrophe von Tschernobyl

Siehe auch

• MKER
• Druckröhrenreaktor
• Liste RBMK-Reaktoren nach Generationen
• Liste der Kernkraftwerke
• Liste der Kernkraftanlagen

Literatur

• 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

Einzelnachweise

1. ↑ 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
2. ↑ ^{a b c d e f g} http://www.world-nuclear.org/info/inf31.html
3. ↑ AECL - Chernobyl – A Canadian Perspective
4. ↑ LNPP - Emergency reactor protection system (englisch)
5. ↑ ^{a b} LNPP - Confinement (englisch)
6. ↑ LNPP - Main characteristics of RBMK-1000 (englisch)
7. ↑ Rosatom - Volgodonsk - Generation (englisch)
8. ↑ LNPP - Design and main characteristics (englisch)
9. ↑ ^{a b} AECL - Russian Nuclear Power Program (past, present, and future) Dr. IgorPioro, Senior Scientist, CRL AECL (englisch)
10. ↑ Handbook about the Ignalina NPP (englisch)
11. ↑ I.S. Zheludev, L.V. Konstantinov: Nuclear power in the USSR. IAEA Bulletin, Volume 22, Issue 2, Wien 1980. S. 34 – 45 [1]
12. ↑ ^{a b c d e} Reaktorunfall von Tschernobyl (pdf)
13. ↑ ^{a b} INSP - The RBMK (englisch)
14. ↑ ^{a b} Technology and Soviet Energy Availability - November 1981 - NTIS order #PB82-133455, S. 122 (englisch)
15. ↑ [2] Studie zu russischen Kernkraftanlagen. S. 10
16. ↑ Emissionen des RBMK
17. ↑ Broschüre - Emissionen aus Kernkraftwerken und Strahlenbelastung; Mai 2008
18. ↑ Atomausstieg in Osteuropa?
19. ↑ IAEA - Performance analysis of WWER-440/230 nuclear power plants, S. 25 (englisch)
20. ↑ Gabaraev, Cherkashov u. a.:Multiloop Pressure Tube Power Reactors (MKER) – Consolidation of Expertise in Design of Domestic Pressure Tube Reactors
21. ↑ Rosenergoatom "Directorate for Construction of Kostroma NPP" (englisch)
22. ↑ Kernenergie: Weltreport 2006; atw 52. Jg. (2007) Heft 4 – April

Sowjetische Reaktorbaureihen

ABV | ADE | AMB | AST | BM | BN | BREST | EGP | EI | GT-MHR | KLT | KN-3 | MKER | OK | RBMK | RK | RT | WBER | VG | VK | VM | VT | WWER