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2026-04-26T13:47:40Z

Sowjetische RBMK-Reaktoren

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Ein '''Graphit-moderierter Kernreaktor'''<ref>{{Internetquelle |url=https://www.iaea.org/topics/gas-cooled-reactors |titel=Gas cooled reactors |hrsg=IAEA |datum=2016-04-13 |sprache=en |abruf=2025-02-14}}</ref><ref>{{Literatur |Autor=J.W. Dawson, M. Phillips |Titel=Gas-cooled nuclear reactor designs, operation and fuel cycle |Sammelwerk=Nuclear Fuel Cycle Science and Engineering |Verlag=Elsevier |Datum=2012 |Sprache=en |ISBN=978-0-85709-073-7 |DOI=10.1533/9780857096388.3.300 |Seiten=300–332 |Online=https://linkinghub.elsevier.com/retrieve/pii/B978085709073750012X |Abruf=2025-02-14}}</ref><ref>{{Literatur |Autor=Paul Breeze |Titel=Gas-Cooled Reactors |Sammelwerk=Nuclear Power |Verlag=Elsevier |Datum=2017 |ISBN=978-0-08-101043-3 |DOI=10.1016/b978-0-08-101043-3.00005-5 |Seiten=45–51 |Online=https://linkinghub.elsevier.com/retrieve/pii/B9780081010433000055 |Abruf=2025-02-14}}</ref> ist ein [[Kernreaktor]], der [[Graphit]] als [[Moderator (Physik)|Neutronenmoderator]] verwendet. Die Kernreaktoren werden auch als '''{{EnS|gas-cooled reactor (GCR)|de=Gas-gekühlter Kernreaktor}}''' bezeichnet, da die thermische Wärmeabfuhr (Kühlung) durch ein Fluid (Gas oder Wasser) erfolgt.[[Datei:X-10 Reactor 12.jpg|mini|Der Reaktor in Oak Ridge (Clinton Works) war ein gasgekühlter, graphit-moderierter Kernreaktor, der kurz nach CP-1 gebaut wurde und zum Vorbild für weitere Reaktoren (Hanford) wurde. Die Reaktordesigner waren u. a. die Physiker [[Alvin M. Weinberg|A. M. Weinberg]] und [[Eugene Paul Wigner|E. P. Wigner]]. Auf dem Foto ist die Vorderseite mit der Beladebrücke zu sehen. Im Vergleich zu den Dummys erkennt man die Größe des Reaktors. Diese beschicken den Reaktor mit Uranbrennstäben. Der Reaktor verfügte über 1.248 Kanäle, davon waren über 700 für Uran vorgesehen, das insgesamt ca. 54 Tonnen ausmachte.]]

== Geschichte ==
GCR-Reaktoren wurden zwischen 1942 und ca. 1970 entwickelt und zählen zur 1. und 2. Reaktorgeneration. Der erste graphit-moderierte Reaktor [[Chicago Pile|Chicago Pile 1]] (CP-1) wurde von [[Enrico Fermi]] und Team erbaut, welcher am [[2. Dezember]] [[1942]] kritisch wurde. Der CP-1 war der erste Kernreaktor der Welt. Fermi gelang es, eine sich selbst erhaltende ([[Grenzwert (Folge)|divergierende]]) [[Kettenreaktion]] mit diesem Spaltstoffstapel zu erzeugen.<ref>{{Literatur |Autor=Enrico Fermi |Titel=Experimental Production of a Divergent Chain Reaction |Sammelwerk=American Journal of Physics |Band=20 |Nummer=9 |Datum=1952-12-01 |Sprache=en |ISSN=0002-9505 |DOI=10.1119/1.1933322 |Seiten=536–558 |Online=https://pubs.aip.org/ajp/article/20/9/536/1034490/Experimental-Production-of-a-Divergent-Chain |Abruf=2025-09-01}}</ref>

Bekannte [[Forschungsreaktor]]en waren der Reaktor BEPO<ref>{{Internetquelle |url=https://nmdigital.unm.edu/digital/collection/nuceng/id/8/ |titel=BEPO -- British Experimental Pile |werk=The World's Reactors |hrsg=New Mexico's Digital Collections |datum=2010-01 |sprache=en |abruf=2025-09-12}}</ref> in [[Atomic Energy Research Establishment|Harwell]], Großbritannien, der X-Reaktor am Standort [[Oak Ridge National Laboratory|Oak Ridge]] oder der Reaktor am [[Brookhaven National Laboratory]] (BNL). Mit diesen Reaktoren entwickelte sich die [[Kerntechnik]], die [[Neutron]]enphysik, sowie die [[Reaktorphysik]] zu einem eigenständigen Fachgebiet.

GCRs wurden teilweise für eine Doppelnutzung eingesetzt, viz. zur Produktion von Spaltmaterial und zur Gewinnung von Energie (Elektrizität). Bekannte Beispiele sind die Power Station [[Kernkraftwerk Calder Hall|Calder Hall]] und das sowjetische [[Kernkraftwerk Obninsk]], wobei Obninsk kein Produktionsreaktor war. Viele weitere Reaktoren wurden in dem Jahrzehnte kritisch und hatten Betriebszeiten von über 40 Jahren.

=== Deutsches Atombombenprojekt ===
Beim deutschen Atombombenprojekt ([[Uranprojekt]]) während des Zweiten Weltkriegs wurde aufgrund der Kontamination des damals erhältlichen Graphits mit geringen Mengen an [[Bor]] und [[Cadmium]] (welche beide starke [[Neutronenabsorber|Neutronengifte]] sind) die Eignung von Graphit als Moderator [[Uranprojekt#Auswahl der Moderatorsubstanz|nicht erkannt]]<ref>{{Literatur |Autor=B. Cameron Reed |Titel=Walther Bothe's Graphite: Physics, Impurities, and Blame in the German Nuclear Program |Sammelwerk=Annalen der Physik |Band=532 |Nummer=7 |Datum=2020-07 |Sprache=en |ISSN=0003-3804 |DOI=10.1002/andp.202000121 |Online=https://onlinelibrary.wiley.com/doi/10.1002/andp.202000121 |Abruf=2025-02-14}}</ref>, weswegen auf die (zu damaligen Zeiten) schwierigere Route eines [[Schwerwasserreaktor]]s gesetzt wurde, was – unter anderem aufgrund nicht ausreichend verfügbarem schweren Wasser – bis zum Ende des Krieges verhinderte, dass die Nationalsozialisten einen Reaktor bauen konnten, der [[Kritikalität]] erreichen sollte. Der Reaktor allein ist jedoch nicht ausreichend für eine Kernwaffe.

== Design ==
[[Datei:Nuclear Reactor Uranium Pile (30502443888).jpg|mini|Grundlegender Aufbau und Elemente eines Graphit-moderierten Kernreaktors.]]
Graphit-moderierte Reaktoren sind typischerweise größer als [[Leichtwasserreaktor]]en, da die [[Moderator (Physik)|moderierenden]] Eigenschaften von Graphit weniger ausgeprägt sind als die des [[Wasserstoff]]s in dem leichten Wassermolekül H2O oder auch in dem schweren D2O. Moderne [[Druckwasserreaktor|Druckwasser-]] (PWR) oder [[Siedewasserreaktor]]en (BWR) sind jedoch um ein Vielfaches leistungsstärker, wobei der [[Reaktordruckbehälter|Reaktorkessel]] etwas kleiner als die Anordnung von Graphit und Kanälen zur Beladung mit Uran ist.

Im Falle des GCR ist die Konfiguration des Reaktorkerns, speziell das Uran zu Graphit Verhältnis, entscheiden für seinen Betrieb.

Graphit-basierte Kernreaktoren, die ohne Kühlungssystem auskommen, werden auch als '''{{EnS|graphite pile|de=Graphitstapel}}''' bezeichnet. Derartige Kernreaktoren oder Anordnungen [[Kernbrennstoff|spaltbaren Materials]] wurden speziell für Versuchszwecke experimentell erprobt. Typische Anordnungen waren Uran-Graphit-Würfel mit Mindestdimensionen von 6 m3 und einer Uran-Beladung von mehreren hundert Kilogramm, um [[Kritikalität|kritisch]] zu werden.<ref>{{Internetquelle |url=https://news.mit.edu/2017/75th-anniversary-first-nuclear-fission-reactor-mit-re-enacts-seminal-experiment-1204 |titel=On 75th anniversary of first nuclear fission reactor, MIT stages tribute to seminal experiment |hrsg=MIT |datum=2017-12-04 |sprache=en |abruf=2025-09-12}}</ref><ref>{{Internetquelle |autor=David L. Chandlerarchive page |url=https://www.technologyreview.com/2018/04/25/143323/piece-of-nuclear-history-springs-back-to-life/ |titel=Piece of nuclear history springs back to life |hrsg=MIT Technology Review |datum=2018-04-25 |sprache=en |abruf=2025-09-12}}</ref> Häufig wurden, wie im Falle des CP-1-Reaktors, verschiedene Brennstoffe getestet, beispielsweise gewöhnliches Uran oder [[Uran(IV)-oxid|Urandioxid]]. Die Entwicklung der Kernbrennstoffe und die Technologie der Brennelemente standen damals noch am Anfang. Die Produktionsanlagen in [[Hanford Site|Hanford]] haben Plutonium als [[Kernbrennstoff]] verfügbar gemacht.

=== Kernbrennstoff ===
Graphit-moderierte Reaktoren können so gebaut werden, dass [[Natururanreaktor|ein Betrieb mit Natururan]] möglich ist. Im konkreten Fall war dies zu Beginn des Nuklearzeitalters von Vorteil, da keine großen [[Uran-Anreicherung|Urananreicherungskapazitäten]] zur Verfügung standen. Mit anderen Worten: Die Mehrzahl der GCR-Reaktoren wird mit natürlichem oder nur schwachangereichertem [[Uran]] als Brennstoff betrieben.

=== Nukleargraphit ===
Für GCR-Reaktoren kommt nur spezieller Graphit, auch bekannt als ''Nukleargraphit'', zum Einsatz. Dieser muss speziellen Anforderungen an die Reinheit u. a. entsprechen. Der Grund für Graphit ist, dass es von der [[Chemische Industrie|Chemieindustrie]] in den gewünschten Mengen und Qualitäten (Nukleargraphit) geliefert werden kann. Für andere Moderatoren, wie z. B. schweres Wasser D2O, ist eine relativ aufwendige [[Isotopentrennung]] notwendig. Heutzutage stellt dies jedoch technisch kein Problem mehr dar.

Graphit ist brennbar und unterliegt einer Verschiebung von Atomen durch Neutronenstrahlung und der Speicherung von Energie, bekannt als [[Wigner-Energie|Wigner-Effekt]]. Daher muss der Graphit in einem Niedertemperaturreaktor (z. B. BEPO-Forschungsreaktor) bei höheren Temperaturen angelassen werden. Bei Leistungsreaktoren, z. B. Calder Hall, ist dieses Problem weniger ausgeprägt, da die höheren Temperaturen zu einer Art Selbstheilung führen. Bei den Reaktoren der [[Sellafield|Windscale Works]] kam es jedoch 1957 zu einem Reaktorunfall, siehe auch [[Windscale-Brand]].

Da Graphit brennbar ist und – unter anderem durch Neutronenbeschuss – im Betrieb erheblich erhitzt wird, muss Sorge getragen werden, dass das Graphit nicht in Kontakt mit Sauerstoff oder Wasser gerät (heißer Kohlenstoff und Wasser wurden im 19. und frühen 20. Jahrhundert zur Produktion so genannten [[Kohlevergasung#Wassergas|Wassergases]] genutzt und erzeugten eine giftige und explosive Mischung aus Wasserstoffgas und Kohlenstoffmonoxid), da es sonst zu einem Graphitbrand kommen kann, welcher [[Radionuklid]]e mit den Rauchgasen weit verteilen kann. Sowohl beim Windscale-Brand als auch beim Reaktorunglück von Tschernobyl kam es zu Graphitbränden. Allerdings besteht bei Vorhandensein von Wasser (unabhängig ob „normales“ leichtes oder [[schweres Wasser]]) die Möglichkeit einer Reaktion vom Schema ''Metall + Wasser → Metallhydrid + Sauerstoff'' bzw. ''Metall + Wasser → Metalloxid + Wasserstoff'' und einer dadurch entstehenden [[Knallgasreaktion]]. Auch kann bei ausreichend hohen Temperaturen, bzw. bei Einwirkung entsprechender ionisierender Strahlung ([[Radiolyse]]) Wasser [[Dissoziation (Chemie)|dissoziieren]] und ebenfalls zündfähiges Knallgas bilden. Sowohl beim [[Nuklearkatastrophe von Fukushima|Unfall von Fukushima]] als auch beim [[Nuklearkatastrophe von Tschernobyl|Unfall von Tschernobyl]] kam es zu Knallgasexplosionen.

=== Dampfblasenkoeffizienten ===
Manche Graphit-moderierte Reaktoren mit Wasserkühlung, speziell der sowjetischen Baureihe [[RBMK]], besitzen einen positiven [[Dampfblasenkoeffizient]]en. Das bedeutet, dass bei Entstehung von Dampfblasen im Kühlwasser die Leistung ansteigt. Aus diesem Grund kann sich ein Leistungsanstieg selbst verstärken ([[positive Rückkopplung]]), was im Störfall zur Katastrophe führen kann. Heliumgekühlte graphit-moderierte Kernreaktoren, wie der '''[[Hochtemperaturreaktor]]''', sind wegen des gasförmigen Kühlmittels von diesem Risiko nicht betroffen. Die Verwendung des chemisch inerten Kühlmittels Helium hat weiterhin den Vorteil, dass die Reaktion von Graphit mit Wasser oder Luftsauerstoff unwahrscheinlicher gemacht wird.

=== Flüssigmetall ===
Obwohl auch die Kühlung mittels [[Flüssigmetall]] (z. B. die Legierung [[NaK]], [[Blei-Bismut-Eutektikum|Blei-Bismut]] oder gar [[Quecksilber]]) verschiedentlich vorgeschlagen wurde, wurde bei tatsächlich umgesetzten Projekten im Wesentlichen auf Wasser- oder Gaskühlung gesetzt. Flüssigmetall-Reaktoren wurden eigenständig weiterentwickelt und erprobt.

== Sowjetische RBMK-Reaktoren ==
Der RBMK-Reaktor, vom [[Ministerium für mittleren Maschinenbau der UdSSR]] unter der Federführung von [[Nikolai Antonowitsch Dolleschal|N. A. Dolleschal]] entwickelt, wurde damals als – vermeintlich – schnell zu bauender und billig zu betreibender Reaktor darauf ausgelegt, ohne schweres Wasser oder Urananreicherung betreibbar zu sein. Zusätzlich waren die Anlagen fähig [[Plutonium]] (für das sowjetische Atombombenprogramm) zu produzieren und große Mengen elektrischer Energie zu produzieren. Dabei wurde auf Kosten der Sicherheit Kompromisse eingegangen. Als eines der größten Reaktorunglücke weltweit, ist hier das [[Nuklearkatastrophe von Tschernobyl|Unglück von Tschernobyl]] in dem Jahr 1986 zu erwähnen. Die meisten anderen RBMK-Reaktoren wurden jedoch umgerüstet und so sicherheitstechnisch verbessert<ref>{{Literatur |Autor=Anna A. Afanasieva, Evgeniy V. Burlakov, Alexander V. Krayushkin, Andre V. Kubarev |Titel=The Characteristics of the RBMK Core |Sammelwerk=Nuclear Technology |Band=103 |Nummer=1 |Datum=1993-07 |Sprache=en |ISSN=0029-5450 |DOI=10.13182/NT93-A34825 |Seiten=1–9 |Online=https://www.tandfonline.com/doi/full/10.13182/NT93-A34825 |Abruf=2025-09-01}}</ref>, dass sie teilweise noch bis ins Jahr 2020 oder sogar darüber hinaus liefen.

== GCR-Reaktoren (Beispiele) ==
Zum Beispiel gibt bzw. gab es folgende GCR-Kernreaktoren:
=== Wassergekühlt ===
* [[ADE-Reaktor]]
* [[AMB-Reaktor]]
* Die Reaktoren bei [[Hanford Site|Hanford]]
* [[MKER]]
* [[RBMK]]

=== Gasgekühlt ===
* [[Advanced Gas-cooled Reactor]] (AGR) (CO2-gekühlt); ''AGR war eine Reaktorlinie bzw. Weiterentwicklung der GCR-Technik''
* ''Clinton Reaktor'' (viz. X-10 bei [[Oak Ridge National Laboratory|Oak Ridge]])
* G1 in [[Nuklearanlage Marcoule|Marcoule]] (Luftgekühlt)
* G2 und G3 in [[Nuklearanlage Marcoule|Marcoule]] (CO2-gekühlt)
* [[Hochtemperaturreaktor]] (Heliumgekühlt)
* [[Magnox-Reaktor]] (CO2-gekühlt)
* [[Kerntechnische Anlage Nyŏngbyŏn|Nyŏngbyŏn-Reaktor]]
* [[UNGG-Reaktor]] (CO2-gekühlt)
* [[Sellafield|Windscale]] (Reaktoren 1 und 2)

== Literatur ==
{{Siehe auch|Magnox-Reaktor|Kernreaktor|Reaktorphysik}}

=== Fachbeiträge ===

* {{Literatur |Autor=[[Christopher Hinton, Baron Hinton of Bankside|Christopher Hinton]] |Titel=The Graphite-Moderated, Gas-Cooled Pile and Its Place in Power Production |Sammelwerk=Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy |Band=3 Power Reactors |Datum=1955 |Sprache=en |Online=https://digitallibrary.un.org/record/3905126?v=pdf}}
* {{Literatur |Autor=Joseph R. Dietrich, [[Walter H. Zinn]] |Titel=Solid Fuel Reactors |Verlag=Addison-Wesley |Datum=1958 |Sprache=en |Reihe=Addison-Wesley Books in Nuclear Science and Metallurgy}}
* {{Literatur |Autor=Robert L. Loftness |Titel=Nuclear Power Plants |Verlag=D. Van Nostrand Company |Ort=New York |Datum=1964 |Sprache=en}}
* {{Literatur |Titel=Volume 1: Reactor technology |Hrsg=[[Walter Marshall, Baron Marshall of Goring|W. Marshall]] |Verlag=Clarendon Press ; Oxford University Press |Ort=Oxford |Datum=1983 |Sprache=en |Reihe=Nuclear power technology |BandReihe=1 v. 3}}
* {{Literatur |Autor=Pavel V. Tsvetkov |Titel=Graphite‐Moderated Fission Reactor Technology |Hrsg=Steven B. Krivit, Jay H. Lehr, Thomas B. Kingery |Sammelwerk=Nuclear Energy Encyclopedia |Auflage=1 |Verlag=Wiley |Datum=2011 |Sprache=en |ISBN=978-0-470-89439-2 |DOI=10.1002/9781118043493.ch20 |Seiten=187–192}}
* {{Literatur |Autor=J.W. Dawson, M. Phillips |Titel=Gas-cooled nuclear reactor designs, operation and fuel cycle |Sammelwerk=Nuclear Fuel Cycle Science and Engineering |Verlag=Elsevier |Datum=2012 |Sprache=en |ISBN=978-0-85709-073-7 |DOI=10.1533/9780857096388.3.300 |Seiten=300–332}}
* {{Literatur |Autor=Paul Breeze |Titel=Gas-Cooled Reactors |Sammelwerk=Nuclear Power |Verlag=Elsevier |Datum=2017 |Sprache=en |ISBN=978-0-08-101043-3 |DOI=10.1016/B978-0-08-101043-3.00005-5 |Seiten=45–51}}

=== Nukleargraphit ===

* {{Literatur |Autor=W.P. Eatherly |Titel=Nuclear graphite—The first years |Sammelwerk=Journal of Nuclear Materials |Band=100 |Nummer=1–3 |Datum=1981-09 |Sprache=en |DOI=10.1016/0022-3115(81)90519-5 |Seiten=55–63}}
* {{Literatur |Autor=Barry J. Marsden, Graham N. Hall, Abbie N. Jones |Titel=Graphite in Gas-Cooled Reactors |Sammelwerk=Comprehensive Nuclear Materials |Verlag=Elsevier |Datum=2020 |Sprache=en |ISBN=978-0-08-102866-7 |DOI=10.1016/B978-0-12-803581-8.00729-3 |Seiten=357–421}}
* {{Literatur |Autor=Steve Johns, William E. Windes, David T. Rohrbaugh, David L. Cottle |Titel=High temperature annealing of irradiated nuclear grade graphite |Sammelwerk=Journal of Nuclear Materials |Band=579 |Datum=2023-06 |Sprache=en |DOI=10.1016/j.jnucmat.2023.154377 |Seiten=154377}}

== Einzelnachweise ==
<references />
[[Kategorie:Reaktortyp]]

Graphitmoderierter Kernreaktor - Versionsgeschichte

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