Der Siedewasserreaktor (SWR; , BWR) ist ein Leichtwasser-Kernreaktor zur Stromerzeugung in Kraftwerken, bei dem gewöhnliches Wasser als Moderator und Kühlmittel dient. Nach dem Druckwasserreaktor (DWR), der ebenfalls mit Leichtwasser betrieben wird, ist es der gebräuchlichste Kernreaktortyp und zählt zu den Leistungsreaktoren, d. h. wird zur Stromproduktion verwendet.
Weltweit (Stand 2025) sind 43 SWR operativ, die 44,7 GWe liefern oder rund 10 % der weltweiten nuklearen Kapazitäten. Das größte Kernkraftwerk der Welt, Kashiwazaki-Kariwa in Japan, nutzt die SWR-Technologie.
Design Im Gegensatz zum Druckwasserreaktor (DWR) mit Primär- und Sekundärkreislauf verfügt der SWR nur über einen einzigen Dampf-Wasser-Kreislauf. Der Kreislauf des damit radioaktiv belasteten Kühlmittels ist somit nicht auf den Sicherheitsbehälter (Containment) beschränkt. Der erreichbare Wirkungsgrad (elektrische Leistung) eines SWR-Kraftwerks liegt geringfügig über dem Wert von DWR-Kraftwerken (etwa 1/3 der thermischen Leistung), da das Wasser im Reaktor selbst verdampft und der Leistungsverlust der zusätzlichen Wärmeübertragung im Dampferzeuger entfällt. Druck und Temperatur sind im Reaktor-Druckbehälter niedriger als beim DWR.
Geschichte Der SWR-Reaktortyp wurde vom Argonne National Laboratory (ANL) und General Electric (GE) in der Mitte der 1950er Jahre unter der Leitung von Samuel Untermyer II (vgl. BORAX-Experimente) entwickelt. Die BWR- bzw. SWR-Technologie wurde seit dem ersten SWR-basierten Kernkraftwerk, dem Kernkraftwerk Dresden, bis heute weiterentwickelt. Der wichtigste gegenwärtige Hersteller der SWR ist GE Hitachi Nuclear Energy, ein US-amerikanisches Unternehmen mit Hauptsitz in Wilmington, North Carolina, das auf die Konzeption und den Bau dieser Art von Reaktor spezialisiert ist.
mini|hochkant=2|Schema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor
Wirkungsweise mini|Das Reaktormodell des SWR Kernkraftwerk Leibstadt in dessen Infozentrum Das vorgewärmte Speisewasser wird in den Reaktordruckbehälter gepumpt, der durch den Sicherheitsbehälter vom restlichen Aufbau isoliert ist. Im Druckbehälter befinden sich die Brennelemente, meist mit auf etwa 4 % angereichertem Urandioxid als Brennstoff. Der Reaktordruckbehälter ist zu ungefähr zwei Dritteln mit Wasser gefüllt. Durch die bei der Kernspaltung entstehende Wärme verdampft Wasser (Siedekühlung) bei z. B. 71 bar und 286 °C im Reaktordruckbehälter; dieser Dampf treibt die Turbine an. Ein Generator wandelt die von der Turbine gelieferte Energie in elektrischen Strom um. Der entspannte Wasserdampf wird durch Kühlwasser im Kondensator verflüssigt und wieder dem Kreislauf zugeführt. Die Dampfmenge beträgt bei einem Siedewasserreaktor typischerweise etwa 7.000 Tonnen pro Stunde.
Die Reaktorleistung kann über Umwälzpumpen innerhalb des Reaktordruckbehälters im Bereich zwischen etwa 50 und 100 % zur Lastanpassung geregelt werden. Außerdem ist sie über den Neutronenfluss mittels Steuerstäben aus Borcarbid, Hafnium oder Cadmium regelbar. Da die mittlere Moderatordichte im oberen Bereich durch die Dampfblasen geringer ist, werden die Steuerstäbe beim SWR von unten eingefahren, sodass die Leistungsdichte möglichst homogen verteilt bleibt. Beim Abschalten aller Umwälzpumpen fällt die Leistung auf 30 bis 40 % der Nennleistung in den sogenannten Naturumlaufpunkt. Der (potentielle) Wirkungsgrad eines Siedewasserreaktors ist unwesentlich größer als der des Druckwasserreaktors (≈ 33 %); der Nettowirkungsgrad eines SWRs liegt bei ca. 35 %, da geringere Temperatur und Druck verwendet werden. In der Praxis spielen die Unterschiede im Wirkungsgrad jedoch nur eine untergeordnete Rolle, da bei der Stromerzeugung die Brennstoffkosten lediglich etwa 20 % betragen.
Sicherheit und Kontamination
mini|Montagearbeiten an den Steuerstabantrieben in Gundremmingen
Die Dampfturbine wird im Siedewasserreaktor – im Gegensatz zum Druckwasserreaktor – direkt von dem im Reaktordruckbehälter erzeugten Wasserdampf betrieben, so dass die mit dem Dampf transportierten radioaktiven Stoffe in das Turbinengebäude (Maschinenhaus) gelangen. Dieses gehört daher – anders als beim Druckwasserreaktor – zum Kontrollbereich. Daraus ergeben sich die folgenden zwei wesentlichen Unterschiede: Ein großer Teil des Maschinenhauses kann bei Betrieb nur eingeschränkt begangen werden; schon kurz nach dem Ausschalten ist dies jedoch möglich (siehe unten). Es ist ein System zum Absaugen und Behandeln der mit dem Dampf mitgeführten Gase erforderlich.
Die den Dampf kontaminierenden radioaktiven Stoffe lassen sich in drei Gruppen einteilen: Wassergetragene Stoffe Dabei handelt es sich um aktivierte Ionen (z. B. 24Na), um Metallpartikel aus den Rohr- und Behälterwerkstoffen (z. B. 60Co) und um wasserlösliche Spaltprodukte (z. B. 137Cs, 99mTc). Bei den heute in Betrieb befindlichen SWR-Kernkraftwerken ist innerhalb des Reaktordruckbehälters eine Kombination aus Wasserabscheider und Dampftrockner eingebaut. Die wassergetragene Kontamination verbleibt daher zusammen mit dem abgetrennten Wasser zum überwiegenden Teil innerhalb des Reaktordruckbehälters. Gasförmige Stoffe Die gasförmigen Stoffe werden praktisch vollständig mit dem Dampf aus dem Reaktordruckbehälter ausgetragen und passieren die Turbine. Bei der anschließenden Kondensation des Dampfes werden die Gase aus dem Kondensator abgesaugt und dem Abgasbehandlungssystem zugeführt. Der dominierende Teil der Radioaktivität im Dampf besteht aus dem Stickstoffisotop 16N, das durch Aktivierung aus dem Sauerstoffisotop 16O entsteht. 16N hat eine Halbwertszeit von 7 Sekunden. Nach Beendigung des Reaktorbetriebs kann das Maschinenhaus daher nach wenigen Minuten wieder begangen werden. Weiterhin kommen im Dampf gasförmige Spaltprodukte vor, hauptsächlich radioaktive Isotope der Edelgase Krypton und Xenon. Jod Der Übertrag von Jodisotopen aus dem Reaktorwasser in den Dampf wird einerseits von der Wasserlöslichkeit und andererseits von der Flüchtigkeit des Jods bzw. seiner chemischen Verbindungen bestimmt. Die Konzentration an radioaktivem Jod im Dampf ist grundsätzlich höher als die der wassergetragenen Isotope.
Durch die radioaktiven Stoffe im Dampf und deren Zerfallsprodukte werden Rohrleitungen und Teile der Turbinen an der Oberfläche kontaminiert. Wenn solche Teile ausgetauscht werden, müssen die Altmaterialien vor der Verschrottung durch Abtragen der Oberfläche, zum Beispiel durch Sandstrahlen, dekontaminiert werden. Leitungen, die Reaktorwasser führen, werden vor Inspektionsarbeiten oder vor dem Austausch mit chemischen Verfahren dekontaminiert.
Die Steuerstäbe werden bei den deutschen und allgemein bei neueren Siedewasserreaktoren durch elektrische Antriebe justiert. Für die Schnellabschaltung steht unabhängig davon ein hydraulisches System zur Verfügung, bei dem unter hohem Druck stehendes Wasser die Steuerstäbe in den Reaktor einschiebt. Das Schnellabschaltsystem ist nach dem Fail-safe-Prinzip aufgebaut, d. h. Fehler im System führen zum selbstständigen Auslösen der Schnellabschaltung. Darüber hinaus ist ein System zur Einspeisung einer Borsalzlösung, also neutralisierter Borsäure, vorhanden, die einen hohen Wirkungsquerschnitt für Neutroneneinfang hat und daher den Reaktor unterkritisch machen kann.
Unabhängig vom Reaktortyp muss nach dem Abschalten die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Beim Siedewasserreaktor kann das durch Ableiten von Dampf in den Turbinenkondensator oder in einer Kondensationskammer geschehen. Trotz hoher Energieabfuhr über die Verdampfungsenthalpie benötigt der Siedewasserreaktor eine anhaltende und ausreichende Wassernachspeisung. In vielen Siedewasseranlagen steht dazu eine Hochdruckpumpe zur Verfügung, die von einer kleinen Dampfturbine angetrieben wird. Damit wird zugleich Energie aus dem Reaktor abgeführt und Wasser nachgespeist. Dieses Aggregat kann auch aus Batterien gespeist werden, so dass für begrenzte Zeit eine Kernkühlung auch ohne Notstromgeneratoren möglich ist.
Ein Unterschied zum Druckwasserreaktor besteht darin, dass bei einem Kühlmittelverlust bis unter die Oberkante des Reaktorkerns in begrenztem Umfang noch eine Kühlung des oberen Teils der Brennelemente durch vorbeiströmenden Dampf gegeben ist. Bei den Nuklearunfällen von Fukushima I hat sich gezeigt, dass Schäden durch Überhitzung an den Brennelementen in den früheren Siedewasserreaktor-Baureihen dadurch allerdings nicht verhindert werden.
Versagen der Kühlung Das Versagen der Kühlung des Reaktors außer Betrieb führt zur Überhitzung und nachfolgend zum Schmelzen der Brennstäbe (Kernschmelze). Die Brennstabhüllen, welche in der Regel aus Zirkalloy bestehen, reagieren bei hoher Temperatur chemisch mit Wasser. Dabei wird Wasserstoff gebildet. Bei der Vermischung mit Luft entsteht ein explosionsfähiges Gemisch, das zu heftigen Knallgasexplosionen im Reaktorgebäude führen kann.
Die klassische deutsche Sicherheitsphilosophie für Kernkraftwerke nahm an, dass als größter anzunehmender Unfall (GAU) ein Bruch der Hauptkühlmittelleitung mit Verlust des Kühlwassers bis zur Höhe der Bruchstelle eintritt. Dieser sog. Auslegungsstörfall muss als Genehmigungsvoraussetzung ohne massive Kontamination der Umwelt noch beherrscht werden können. Kommt es zur teilweisen oder vollständigen Kernschmelze, so sammelt sich eine bis zu 2400 °CJohann Bienlein und Roland Wiesendanger: Einführung in die Struktur der Materie, S. 205. B. G. Teubner Verlag, Leipzig, 2003. heiße radioaktive Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters an und kann das Durchschmelzen des Behälterbodens bewirken. Teilweise werden daher sogenannte Core-Catcher installiert. Das ist beispielsweise eine Struktur, in der die Schmelze aufgefangen und geometrisch so verteilt wird, dass die Wärmeabfuhr und die Unterkritikalität wieder gegeben sind. In neuen Anlagen russischer Bauart ist der Core-Catcher ein einfacher Behälter, der mit einem geeigneten Material, mit dem sich die Schmelze vermischen würde, befüllt ist. Würde die radioaktive Schmelze den Reaktordruckbehälter sowie den Sicherheitsbehälter durchdringen, würde ein Großteil der Radioaktivität des Reaktors in die Umwelt freigesetzt. Dieses Ereignis wird als Super-GAU bezeichnet, da es über den GAU, auf den die Kernkraftwerke sicherheitstechnisch ausgelegt sind, hinausgeht. Wenn die radioaktive Schmelze, das sogenannte Corium, auf Wasser z. B. in Form äußeren Kühlwassers trifft, kann eine Wasserdampfexplosion stattfinden, bei der erhebliche Mengen des Materials atmosphärisch freigesetzt werden. Im Film Das China-Syndrom wird ein Durchschmelzen durch die Bodenplatte und ein Eindringen in wasserführende Schichten postuliert. In der Realität reicht die Wärmeleistung der Schmelze nicht zum Durchdringen größerer Betonstrukturen aus.
In Deutschland verwendete Baulinien mini|SWR vom Typ Mark I In Deutschland sind keine Siedewasserreaktoren mehr in Betrieb. International weit verbreitet sind Siedewasserreaktoren des US-amerikanischen Unternehmens General Electric. Die Boiling Water Reactor (BWR) genannten Reaktorkerne der Baureihen 1–4 (BWR/1 bis BWR/4) wurden in einen Sicherheitsbehälter des Typs Mark I bzw. ab der Reaktorkernbaureihe BWR/5 des Typs Mark II eingebaut. Auch die erste Generation der in Deutschland errichteten Siedewasserreaktoren geht auf eine Kooperation mit General Electric zurück.
Erste Generation (GE-AEG) mini|KRB Block A in Gundremmingen, August 1966