Der RBMK-1000 Reaktor

Aufbau und Funktionsweise des RBMK-1000

In den 60er Jahren entwickelte die Sowjetunion einen Reaktortypen, der ohne Investitionen in neue Technologien die Errichtung einer größeren Anzahl von leistungsstarken Reaktoren in relativ kurzer Zeit möglich machte - den RBMK. Reaktor Bolschoj Moschnostij Kanalnij, kurz RBMK, steht im Sowjetischen für "Reaktor großer Leistung" mit Kanälen. Der graphitmoderierte Siedewasser-Druckröhrenreaktor besitzt anstelle eines Druckbehälters 1661 Druckröhren, in denen sich Kernbrennstoff befindet. 211 Steuerstäbe kontrollieren die Kettenreaktion im Reaktor. Somit werden von einem Steuerstab durchschnittlich 8 technologische Kanäle (Druckröhren) gesteuert. Die während der Kernspaltung entstehende Wärme, bringt das Wasser zum Sieden. Es entsteht Wasserdampf, der durch den Dampfabscheider geleitet wird, um mitgerissenes Wasser in den Reaktor zurückzuführen, bevor er durch Turbinen geleitet wird, die schließlich einen Strom erzeugenden Generator antreiben.

In Tschernobyl setzte man bei den Blöcken 1 und 2 Reaktoren des Typs RBMK-1000 der ersten und bei Block 3 und 4 Reaktoren der zweiten Generation ein. Der havarierte RBMK-1000 war in einer für alle 4 Blöcke konzipierten, 804 Meter langen Turbinenhalle untergebracht. Jeder Block besaß 2 Turbogeneratoren und hatte eine Länge von 201 Metern. Bis zum Störfall 1986 befand sich zwischen den Hallen der ersten und zweiten Baustufe eine Trennwand.

Technische Daten:
Elektrische Bruttoleistung gesamt: 3800 Megawatt
Elektronische Netto Leistung: 925 Megawatt
Brutto Leistung pro Block: 1.000 Megawatt
Thermische Leistung: 3.200 Megawatt

Zwischen 1983 und 1986 verfügte das Kraftwerk über eine Maximalleistung von 12.800 Megawatt thermisch.

Dass man mit dem RBMK-1000 nicht nur Energie, sondern auch wegen des Brennelementewechsels im laufenden Betrieb waffenfähiges Plutonium erzeugen konnte, ist falsch. Im Zeichen des kalten Krieges hätte das für die Sowjetunion sicherlich einen zusätzlichen Vorteil dieser bauartbedingt gefährlichen Konstruktion gebracht. Dagegen sprechen allerdings sowohl die Leistungsdichte im Kern, als auch Graphit als Moderator, das eine viel zu hohe Moderationsrate für eine wirtschaftlich effiziente Extraktion von Pu239 besitzt. Funktioniert hätte das nur mit einem anderen Reaktortyp, dem ADE-Reaktor, der ab 1950 schon lange vor dem RBMK-1000 entwickelt wurde. Mehr zum ADE-Reaktor finden Sie auf nucleopedia unter folgendem Link: http://de.nucleopedia.org/wiki/ADE-Reaktor

Dass die Operatoren wegen des Brennelementewechsels während des Betriebes lange Wartungszeiten vermeiden konnten, ist dagegen richtig. RBMK-1000 konnten technisch gesehen zudem 1190 Tage im Volllastbetrieb fahren, ohne zur Wartung vom Netz zu gehen, wobei das bei keiner RBMK-Anlage jemals ausgenutzt wurde. Wichtige Sicherheitsbarrieren wie Druckbehälter oder ein Betonsicherheitsmantel fehlten jedoch und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten war die Kettenreaktion der Kernspaltung auch im Normalbetrieb nur schwer zu kontrollieren.

Kernkraftwerke dieses Typs wurden ausschließlich auf dem Gebiet der einstigen Sowjetunion errichtet. Nach dem Störfall 1986 stellte man den Bau dieses Reaktortyps ein. Tschernobyl besaß vier graphitmoderierte Siedewasser-Druckröhren-Reaktoren (RBMK-1000). Abseits der Blöcke 1 bis 4 waren ab 1981 noch zwei weitere Blöcke im Bau. 1986 sollte Block 5 in den Testbetrieb gehen. An Block 6 wurde selbst nach dem Störfall noch gebaut. Erst 1988 stellte man die Arbeiten ein und versiegelte beide Blöcke mit einem Schutzanstrich, da sie nach dem absinken der Strahlung trotz allem noch fertig gestellt werden sollten. Erst die neue politische Lage der UdSSR in den Neunzigern, setzte diesem Plan ein Ende.
Nach 1986 konzentrierte man sich auf die Entwicklung von WWER- und MKER Reaktoren. Der RBMK selbst überlebte in einer erneuerten Version, dem RBMK-Pu, der Plutonium verspalten sollte. Allerdings setzt Russland bisher auf den BN-1200, dessen Prototyp in Belojarsk entstehen soll. Später sind weitere BN-1200 für das Kernkraftwerk im Süd-Ural geplant. Diese können das Plutonium vernichten, dass aus den Kernwaffen kommt. Danach kann durch Modifikation des Kerns abgebrannter Brennstoff mutiert und zusätzlich Plutonium für Kernkraftwerke erzeugt werden, was der RBMK-Pu nicht kann, der deshalb wohl nur ein Entwurf und somit erst einmal der letzte seiner Art bleiben wird.

Was für Reaktoren sind eigentlich in den deutschen KKW drin verbaut? Würde mich mal interessieren.

LG, Sandra

Die meisten deutschen Kernkraftwerke basieren auf Druckwasserreaktoren (DWR), dei denen das Wasser des Primärkreislaufes, das als Kühlmittel verwendet wird, unter erhöhtem Druck steht. Die andere eingesetzte Variante sind Siedewasserreaktoren (SWR). Dort wird das Kühlmittel Wasser im Reaktor in Dampf und zum direkten Antrieb der Turbine genutzt, die den Strom erzeugt.

LG, Nvirus

Was ich recht interessant finde ist die Ähnlichkeit einiger RBMK Reaktoren. Die Reaktoren in Kursk und Smolensk ähneln sehr dem Lenin-Kraftwerk vor 1986.

Auf der Internetseit von Sarkophag Archiv & Forschung sieht man auf dem ersten Bild unter der Rubrik "Der Reaktor" ein Bild.

Auf dem Bild sieht man das Kernkraftwerk Smolensk mit seinem RBMK-1000 Reaktor. Das Gebäude und der markante Schornstein weißen deutliche Ähnlichkeiten zum havarierten Reaktor um Tschernobyl auf.

Kann leider keinen Link posten sry.

Ich weiß, welches Bild du meinst. Allerdings wurde es inzwischen ausgetauscht und durch Modellbilder ersetzt. Nach neuem EU-Recht hat sich auch die Zeit für den Schutz redaktioneller Bilder geändert, weshalb wir da kein rechtliches Risiko eingehen wollen. Solltest du ein ungeschütztes, oder cc-lizensiertes Bild für einen Bereich auf der Seite haben, binden wir das gerne ein.

Gruß
Feindbild

PS.
Ich hoffe, die Anleitung zum Posten von Bildern hat gepasst

Kaarster schrieb:

Was ich recht interessant finde ist die Ähnlichkeit einiger RBMK Reaktoren. Die Reaktoren in Kursk und Smolensk ähneln sehr dem Lenin-Kraftwerk vor 1986.

Das ist ganz einfach auch zu erklären warum das so ist: Als Vorbild für die ersten Baustufe diente das Kernkraftwerk Kursk, das wiederum eine veränderte Anordnung der 1. Baustufe des Kernkraftwerks Leningrad war. Die Anordnung wurde allerdings standardisiert und großzügiger Ausgelegt, als es im Prototypwerk in Leningrad der Fall war. Geplant wurden diese Anlagen von Teploelektroprojekt Sankt Petersburg, heute Atomenergoprojekt Sankt Petersburg. Die zweite Baustufe wurde nach dem Vorbild des Kernkraftwerks Smolensk ausgelegt. Das Gebäude wurde zentralisiert und so aufgebaut, dass eine möglichst effiziente Nutzung der Strukturen möglich ist, sowie die Hilfssysteme der Reaktoren von beiden Blöken gleichzeitig genutzt werden können. Die Notsysteme wie das SAOR und die Kondensationskammern blieben Blockspezifisch. Die dritte Baustufe orientierte sich ebenfalls am Kernkraftwerk Smolensk Block 3 und 4. Das Design der zweiten RBMK-Generation wurde dabei weitestgehend übernommen, der Gebäudeaufbau allerdings vereinfacht. Die Entgaserbühne ist breiter und der Vorbau vor der Entgaserbühne wurde auf der gesamten Länge mitgeführt, nicht nur abschnittsweise an den Blöcken. Weiter ist festzustellen, dass die Reaktorhalle bis zur Kante vorgezogen wurde, de Facto die Proportionen der Räumlichkeiten und der Auslegung gleich blieben. Im Gegensatz zur zweiten Generation wurden noch systemtechnische Verbesserungen vorgenommen, so sind diese Reaktoren nicht mit dem SKALA-Rechnersystem, sondern dem SPRINT-Rechnersystem, wie es erstmals im Kernkraftwerk Ignalina zum Einsatz kommt, ausgestattet. Im Gegensatz z SKALA ist SPRINT mit einem Echtzeitbetriebssystem (PRIZMA) ausgestattet.

Interessanter Beitrag

Danke TZV

Wie viele Kühlsysteme hat denn der RBMK 1000 und ist der RBMK 2400 "besser"?
Mfg.

Röhrich schrieb:

Wie viele Kühlsysteme hat denn der RBMK 1000 und ist der RBMK 2400 "besser"?
Mfg.

Der RBMK-1000 arbeitet wie ein Siedewasserreaktor mit einem einzelnen Primärkreislauf. Der Primärkreislauf ist mit zwei Schleifen ausgelegt, von der jede Schleife eine Seite des Reaktors kühlt. Beide Schleifen sind allerdings miteinander über Ausgleichsleitungen zwischen den Dampfabscheidern verbunden. Die 2400 MW-Variante war nur als Überhitzerreaktor, als RBMKP zu haben. Dieser unterscheidet sich im wesentlichen von den RBMK. Der RBMKP ist in Modulbauweise aufgebaut. Jedes Modul besteht aus einem Reaktorsystem, wenn man so will. Der RBMKP-2400 besteht aus 12 Modulen ( http://in-technics.ru/wp-content/uploads/2013-04-27/ispolzovanie-sxemy-reaktora-s-yadernym-peregrevom_1.jpg ) und ist viereckig. Eine Turbopumpe (Turbinengetrieben) pro Seite hätte das Modul gekühlt, außer die Überhitzermodule (mit elektrischen Pumpen gibt es diese draufsicht: http://knowever.ru/reaktor%20-%200024-2.png ). Der gesamte Dampfkeislauf ist allerdings komplizierter: Der Dampf wird in den äußeren 8 Modulen erstmals durch den Reaktor geleitet und wie beim RBMK auch Sattdampf erzeugt. Für die Überhitzung dienen die vier Module in der Mitte des Reaktors, die auch entsprechend schraffiert sind. Durch das Übrhitzen ist es möglich konventionelle Dampfturbinen zu nutzen. Zwischen den einzelnen Phasen liegen jeweils noch einmal acht Dampfabscheider. Das Prinzip wurde bereits beim AMB-100 in Belojarsk verwendet, für den AMB-200 hatte man das Prinzip abgeändert.

Zum Aufbau des RBMKP-2400 noch das hier: http://knowever.ru/reaktor%20-%200024-1.png - das linke Bild zeigt den unteren Teil des Reaktors mit den Headern und den Ableitungen zu den Druckröhren. Die Abbildung links in der Mitte zeigt eine draufsicht. Das rechte Bild zeigt den oberen Anlagenteil mit den acht Dampfabscheidern.

Falls fragen offen sind gehe ich gerne noch weiter darauf ein!

Vielen Danke für Deine Antwort. ;-)
Eine Frage hät ich da noch:
Hat der RBMK 2400 auch Graphit als Moderatoren?

Jap, der RBMKP nutzt auch Graphit als Moderator. Er ist im Prinzip vom Aufbau her identisch mit dem RBMK. Der Vorteil ist allerdings die Dampfüberhitzung, die die Reaktivität des Reaktors beeinflusst und diese tatsächlich verringert. Die Technologie stand bereits Anfang der 1960er zur Verfügung mit dem AMB-1000, ein Überhitzermodell, dass in Belojarsk gebaut werden sollte, allerdings wegen fehlender technischer Lösungen für die Überhitzerkanäle sowie Probleme an den AMB-100 und AMB-200 aufgegeben wurde. Dolleschal nahm den AMB-1000 im Jahr 1964 als Referenz für den RBMK-1000, verringerte die Dampftemperatur und legte den Block für Sattdampf aus ohne etwaige konstruktive Änderungen - was leider dazu führte, dass die Reaktivität bei dieser geringen Temperatur und hohen thermischen Leistung zu einem Durchgehen des Reaktors führen kann. Tatsächlich haben die Überhitzerreaktoren aufgrund geringerer thermischer Leistung (RBMK-1000 mit 3200 MWth zu AMB-1000 mit 2200 MWth, beide mit einer elektrischen Leistung von 1000 MW) keine Probleme damit gehabt.

Beste Grüße, TZV

Danke für Eure Antworten. ;-)
Das hat jetzt nichts groß mit dem Thema zutun, aber weiss jemand wie hoch die Strahlung im Reaktor momentan ist, bzw. gibts eine Internetseite wo man die aktuelle Strahlenbelastung in der Tschernobylregion sehen kann?
Mfg.