Die Energie pro Kernspaltung sehr groß. In praxisnahen Einheiten ausgedrückt, bedeutet dies, dass die Spaltung von einem Kilogramm Uran 235 18,7 Millionen Kilowattstunden Energie freisetzt. Zweitens setzt der Spaltvorgang, der durch die Aufnahme eines Neutrons in das Uran-235-Atom in Gang gesetzt wurde, durchschnittlich etwa 2,5 Neutronen aus dem gespaltenen Kern frei. Die so freigesetzten Neutronen lösen unverzüglich die Spaltung weiterer Atome aus. Dadurch werden vier oder mehr zusätzliche Neutronen frei, und es beginnt eine sich selbst erhaltende Folge von Kernspaltungen, eine Kettenreaktion, die ständig Kernenergie freisetzt. Natürlich vorkommendes Uran enthält nur 0,71 Prozent leicht spaltbares Uran 235; der Rest ist das nicht spaltbare Isotop Uran 238. Natürliches Uran kann daher von selbst keine Kettenreaktion unterhalten. Die Wahrscheinlichkeit ist äußerst gering, dass ein durch Kernspaltung freigesetztes Neutron mit seiner anfänglichen Energie von ungefähr 1 Megaelektronenvolt eine Kernspaltung auslöst. Die Wahrscheinlichkeit kann jedoch um das Hundertfache und mehr gesteigert werden, wenn das Neutron durch eine Reihe von elastischen Kollisionen mit leichten Kernen wie Wasserstoff, Deuterium oder Kohlenstoff abgebremst wird. Dies ist sozusagen die Basis für die Gewinnung von Kernenergie. Im Dezember 1942 gelang dem italienischen Physiker Enrico Fermi im Rahmen des „Manhattan-Projekts” zur Herstellung von Atombomben die Auslösung der ersten nuklearen Kettenreaktion. Er verwendete dazu als Brennsubstanz natürliches Uran und als Bremssubstanz (Moderator) Graphit. 4.2. KERNREAKTOREN

Die ersten Kernreaktoren wurden 1944 in den USA zur Gewinnung von Plutonium für den Bau von Atombomben errichtet. Auch hier war der Brennstoff natürliches Uran, der Moderator (die Bremssubstanz) Graphit. In diesen Anlagen wurde durch die Vereinigung von Neutronen mit Uran 238 das Element Plutonium hergestellt. Die dabei entstehende Wärme wurde nicht genutzt. Elektrischer Strom (siehe Elektrizität: elektrischer Strom) aus Kernkraftwerken machte 1973 weltweit erst 1 Prozent des Primärenergieverbrauchs aus, 1997 waren es 17 Prozent. Anfang 1998 waren nach Angaben der IAEA weltweit 433 Kernkraftwerke in Betrieb. In Europa lag die Zahl bei 216.

Der älteste Kernkraftwerksblock in Deutschland, der Druckwasserreaktor Obrigheim (Bruttoleistung 357 Megawatt), ging 1968 ans Netz, der jüngste, Neckarwestheim II (Bruttoleistung 1 365 Megawatt), nahm 1989 die Stromproduktion auf. Der Anteil der Kernenergie an der gesamten Stromerzeugung nach Energieträgern lag 1997 in der Bundesrepublik bei 31 Prozent. 1998 waren in Deutschland 19 Kernkraftwerke in Betrieb. Sie lieferten etwa ein Drittel der insgesamt 550 Milliarden Kilowattstunden Strom, die 1998 in Deutschland produziert wurden.

Funktionsweise eines Druckwasserreaktors

•ein AKW produziert durch Kernspaltung Hitze

•wenn Atomkerne auseinanderbrechen, werden große Mengen Energie frei •im Inneren des Reaktors findet eine atomare Kettenreaktion statt •im Reaktor sind Steuerstäbe, die die Kettenreaktion steuernWärmeentwicklung wird gesteuert

•2 Wasserkreisläufe: -Pumpe pumpt im primären Kreislauf 300°C heißes Wasser in Wärmetauscher

•Wasser gibt Energie an Sekundärkreislauf ab Wasserdampf treibt Turbine und somit den Generator anEl. Energie

•Wasserdampf wird durch Kuhlwasser aus Fluss (etc.) gekühlt und wieder in den Aufgabe des Moderators:

Der Moderator ist ein Medium, um schnelle, bei der Kernspaltung freigesetzte Neutronen abzubremsen. Die Neutronen müssen relativ langsam sein um ein Uranatom spalten zu können und damit die Kernspaltung aufrecht zu erhalten. Die Kettenreaktion wird dabei durch Steuerstäbe geregelt, damit sie nicht unterbrochen wird oder außer Kontrolle gerät. Dieser Moderator ist normales Wasser im Leichtwasserreaktor, kann aber auch Graphit sein. 4.2.1. Reaktortypen

Eine Vielfalt von Reaktortypen, die durch die Art des verwendeten Brennstoffs, Moderators oder Kühlmittels charakterisiert werden können, hat man im Lauf der Entwicklung dieser Technik weltweit für die Erzeugung von elektrischem Strom gebaut. In Deutschland sind Siedewasser-, Druckwasser- und Hochtemperaturreaktoren in Betrieb. Man unterscheidet sie auch nach dem Zweck: Leistungsreaktoren zur Energieerzeugung, Produktionsreaktoren zur Gewinnung von waffenfähigem Plutonium oder Uran sowie Forschungsreaktoren. Meist wird als Kernbrennstoff Uranoxid verwendet, das auf etwa 3 Prozent Uran 235 angereichert ist. Als Moderator und Kühlmittel zugleich kann dann Wasser (mit gewöhnlichem Wasserstoff) eingesetzt werden. Reaktoren dieses Typs werden als Leichtwasserreaktoren bezeichnet. Reaktoren, die nicht angereichertes Natururan „verbrennen”, können kein gewöhnliches Wasser als Moderator verwenden. In diesem Fall würden zu viele Neutronen durch das normale Wasser absorbiert werden und so die Kettenreaktion abbrechen. In diesen Reaktortypen wird mit reinem Graphit oder so genanntem Schwerem Wasser (Deuteriumoxid) D2O - also mit dem Isotop Deuterium anstelle von Wasserstoff - moderiert. Aufgrund dessen bezeichnet man sie auch als Schwerwasserreaktoren.

Im so genannten Druckwasserreaktor (z. B. Brockdorf, Biblis, Stade) steht das Kühlwasser unter einem Überdruck von etwa 150 Atmosphären (Bar). Das Kühlwasser wird durch den Reaktorkern gepumpt und dort auf 325 °C erhitzt. Das auf diese Weise überhitzte Wasser (es kann aufgrund des Überdruckes nicht sieden) wird anschließend durch einen Dampfgenerator gepumpt, wo mit Hilfe von Wärmetauschern in einem Sekundärkreis Wasser erhitzt und in Dampf umgewandelt wird. Dieser Dampf treibt über Turbinen Generatoren an und kondensiert zu Wasser, das zurück zum Dampfgenerator gepumpt wird. Der Sekundärkreis ist vom Kühlwasser des Reaktors getrennt und daher nicht radioaktiv. Ein dritter Wasserstrom, gespeist von einem Fluss oder einem Kühlturm, dient der Dampfkondensation. Ein typischer

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

Im Siedewasserreaktor (z. B. Gundremmingen) wird das Kühlwasser unter etwas geringerem Druck gehalten, so dass es im Reaktorkern siedet. Der im Reaktordruckbehälter entstehende Dampf wird direkt zur Turbine des Generators geleitet, kondensiert dann und wird zum Reaktor zurückgepumpt. Der Dampf ist dabei zwar radioaktiv, aber es gibt keinen Wärmetauscher zwischen Reaktor und Turbine, der den Wirkungsgrad verringert. Wie beim Druckwasserreaktor ist das Kühlwasser des Kondensators von diesem Kreislauf getrennt. Beim Hochtemperaturreaktor (z. B. Jülich, Hamm-Uentrop) dient Graphit als Moderator und Helium als Kühlmittel.

Während des Betriebs und nach seiner Stilllegung enthält ein Reaktor mit einer Leistung von 1 Gigawatt Radioaktivität in der von mehreren Milliarden Curie. Die Radioaktivität, die der Reaktor während seines Betriebs abstrahlt, und die Spaltprodukte, die nach seiner Stilllegung zurückbleiben, werden von Betonwänden und meist einer zusätzlichen Hülle aus Stahlbeton um den Reaktor und um das Primärkühlsystem absorbiert. Eine weitere Sicherheitseinrichtung ist das Notkühlsystem, das bei einem Ausfall des Hauptkühlsystems ein Überhitzen des Reaktorkernes verhindern soll. 1990 wurden etwa 20 Prozent des elektrischen Stromes in den Vereinigten Staaten von Kernkraftwerken erzeugt, in Frankreich stammten fast drei Viertel des Stromes aus Kernkraftwerken. Das kanadische System der Deuterium-Uran-Reaktoren (CANDU) funktioniert mit seinen 20 Reaktoren zufriedenstellend. Ähnliche Anlagen wurden auch in Indien, Argentinien und anderen Ländern gebaut. Russland und die anderen Nachfolgestaaten der UdSSR haben ein großes Kernenergieprogramm aufgelegt, das auf graphitmoderierten und Druckwassersystemen beruht. Weltweit befanden sich Anfang der neunziger Jahre 120 Kernkraftwerke in Bau. Forschungsreaktoren

In vielen Ländern sind kleinere Kernreaktoren gebaut worden, die für Ausbildungs- und Forschungszwecke verwendet werden oder radioaktive Isotope produzieren. Diese Reaktoren arbeiten in der Regel im Leistungsbereich von 1 Megawatt und können leichter angefahren und abgeschaltet werden als größere Reaktoren. Ein weit verbreiteter Typ ist der so genannte „Swimmingpoolreaktor”. Der Kern besteht aus teilweise oder vollständig angereichertem Uran 235, das in Platten aus Aluminiumlegierung enthalten ist, die sich in einem großen Wasserbecken befinden, das gleichzeitig als Kühlmittel und als Moderator dient. Materialien können zum Beschuss mit Neutronen direkt im Reaktorkern oder in dessen Nähe angebracht werden. So können verschiedene radioaktive Isotope für die Verwendung in der Medizin, der Forschung und der Industrie produziert werden . Mit Hilfe von Strahlenröhren können auch Neutronen aus dem Kern entnommen und für Experimente verwendet werden.