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2025-09-21T12:52:49Z

Parameter fix

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Der '''Siedewasserreaktor''' ('''SWR'''; {{enS|''Boiling water reactor''}}, '''''BWR''''') ist ein [[Leichtwasserreaktor|Leichtwasser]]-[[Kernreaktor]] zur Stromerzeugung in [[Kraftwerk]]en, bei dem [[Wasser]] als [[Moderator (Physik)|Moderator]] und Kühlmittel dient. Nach dem [[Druckwasserreaktor]] (DWR), der ebenfalls in der Regel mit Leichtwasser betrieben wird, ist es der gebräuchlichste Kernreaktortyp (20 % der weltweiten nuklearen Energiegewinnung<ref>{{Webarchiv|url=https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/npp-reactor-types.htm |archive-is=20150708181753 |text=Nuclear power plants, world-wide, reactor types; European Nuclear Society, 2015 |archiv-bot=2023-01-09 15:52:35 InternetArchiveBot }}</ref>). Im Gegensatz zum DWR mit Primär- und Sekundärkreislauf verfügt der SWR nur über einen einzigen Dampf-Wasser-Kreislauf. Der Kreislauf des [[Radioaktivität|radioaktiv]] belasteten Kühlmittels ist somit nicht auf den [[Sicherheitsbehälter]] (Containment) beschränkt. Der erreichbare [[Wirkungsgrad]] eines SWR-Kraftwerks liegt geringfügig über dem Wert von DWR-Kraftwerken, 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.

Der Siedewasserreaktor wurde vom [[Argonne National Laboratory]] und [[General Electric]] in der Mitte der 1950er Jahre unter der Leitung von [[Samuel Untermyer II]] entwickelt. Der wichtigste gegenwärtige Hersteller ist [[GE Hitachi Nuclear Energy]], ein Unternehmen mit Hauptsitz in [[Wilmington (North Carolina)]], das auf die Konzeption und den Bau dieser Art von Reaktor spezialisiert ist.

[[Datei:Boiling water reactor german.svg|mini|hochkant=2|Schema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor]]

== Wirkungsweise ==
[[Datei:Reaktormodell - panoramio.jpg|mini|Das Reaktormodell des SWR [[Kernkraftwerk Leibstadt]] in dessen Infozentrum]]
Das vorgewärmte [[Speisewasser]] wird in den [[Druckbehälter|Reaktordruckbehälter]] gepumpt, der durch den Sicherheitsbehälter vom restlichen Aufbau isoliert ist. Im Druckbehälter befinden sich die [[Brennelement]]e, meist mit auf etwa 4 % [[Uran-Anreicherung|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 (Einheit)|bar]] und 286 [[Grad Celsius|°C]] im Reaktordruckbehälter; dieser Dampf treibt die [[Turbine]] an. Ein [[Generator]] wandelt die von der Turbine gelieferte Energie in [[Elektrischer Strom|elektrischen Strom]] um. Der entspannte Wasserdampf wird durch [[Kühlwasser]] im [[Kondensator (Dampfturbine)|Kondensator]] verflüssigt und wieder dem Kreislauf zugeführt. Die Dampfmenge beträgt bei einem Siedewasserreaktor typischerweise etwa 7.000 [[Tonne (Einheit)|Tonnen]] pro Stunde.

Die Reaktorleistung kann über [[Kreiselpumpe|Umwälzpumpen]] innerhalb des Reaktordruckbehälters im Bereich zwischen etwa 50 und 100 % zur [[Kernkraftwerk#Lastfolgebetrieb|Lastanpassung]] geregelt werden. Außerdem ist sie über den [[Neutronenfluss]] mittels [[Steuerstab|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 ==
{{Hauptartikel|Sicherheit von Kernkraftwerken}}

[[Datei:Montage Steuerstabantriebe.JPG|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 [[Strahlenschutzbereich|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 [[Kontamination (Radioaktivität)|kontaminierenden]] radioaktiven Stoffe lassen sich in drei Gruppen einteilen:
; Wassergetragene Stoffe
: Dabei handelt es sich um [[Aktivierung (Radioaktivität)|aktivierte]] Ionen (z. B. 24[[Natrium|Na]]), um Metallpartikel aus den Rohr- und Behälterwerkstoffen (z. B. 60[[Cobalt|Co]]) und um wasserlösliche Spaltprodukte (z. B. 137[[Caesium|Cs]], 99m[[Technetium|Tc]]).
: 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 Stickstoff[[isotop]] 16N, das durch [[Aktivierung (Radioaktivität)|Aktivierung]] aus dem Sauerstoffisotop 16[[Sauerstoff|O]] 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 [[Spaltprodukt]]e 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.<ref>[http://books.google.de/books?id=SJOE00whg44C&pg=PA235#v=onepage&q&f=false Karl-Heinz Neeb: The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors Seite 235]</ref>

Durch die radioaktiven Stoffe im Dampf und deren [[Zerfallsreihe|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]], [[Dekontamination|dekontaminiert]] werden. Leitungen, die Reaktorwasser führen, werden vor [[Inspektion]]sarbeiten oder vor dem Austausch mit chemischen Verfahren dekontaminiert.

Die Steuerstäbe werden bei den deutschen und allgemein bei neueren Siedewasserreaktoren durch [[Antriebstechnik|elektrische Antriebe]] justiert. Für die [[Reaktorschnellabschaltung|Schnellabschaltung]] steht unabhängig davon ein [[Hydraulik|hydraulisches]] System zur Verfügung, bei dem unter hohem Druck stehendes Wasser die Steuerstäbe in den Reaktor einschiebt. Das Schnellabschaltsystem ist nach dem [[Fail-Safe|Fail-safe-Prinzip]] aufgebaut, d. h. Fehler im System führen zum selbstständigen Auslösen der Schnellabschaltung. Darüber hinaus ist ein System zur Einspeisung einer Borsalzlösung<ref name="Bor" />, also neutralisierter [[Borsäure]], vorhanden, die einen hohen [[Wirkungsquerschnitt]] für [[Neutroneneinfang]] hat und daher den Reaktor [[Kritikalität|unterkritisch]] machen kann.

Unabhängig vom Reaktortyp muss nach dem Abschalten die [[Nachzerfallswärme]] abgeführt werden. Beim Siedewasserreaktor kann das durch Ableiten von Dampf in den [[Kondensator (Verfahrenstechnik)|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 [[Reaktorkern]]s in begrenztem Umfang noch eine Kühlung des oberen Teils der [[Brennelement]]e durch vorbeiströmenden Dampf gegeben ist. Bei den [[Nuklearkatastrophe von Fukushima|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 [[Brennstabhülle]]n, 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 [[Knallgas]]explosionen im Reaktorgebäude führen kann.

Die klassische deutsche Sicherheitsphilosophie für Kernkraftwerke nahm an, dass als ''größter anzunehmender Unfall'' ([[Auslegungsstörfall|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 °C<ref>[[Johann Bienlein]] und [[Roland Wiesendanger]]: ''Einführung in die Struktur der Materie'', S. 205. B. G. Teubner Verlag, Leipzig, 2003.</ref> heiße radioaktive Schmelze am Boden des [[Reaktordruckbehälter]]s 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 ''[[Auslegungsstörfall#Super-GAU|Super-GAU]]'' bezeichnet, da es über den ''GAU'', auf den die Kernkraftwerke sicherheitstechnisch ausgelegt sind, hinausgeht. Wenn die radioaktive Schmelze, das sogenannte [[Corium (Reaktortechnik)|Corium]], auf Wasser z. B. in Form äußeren Kühlwassers trifft, kann eine [[Physikalische Explosion|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 ==
[[Datei:Mark I Containment.svg|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) ===
[[Datei:KRB in Gundremmingen-2.JPG|mini|[[Kernkraftwerk Gundremmingen#Sonstiges|KRB]] Block A in Gundremmingen, August 1966]]

Bei den Siedewasserreaktoren in Deutschland (und teilweise in anderen Ländern) wird zwischen verschiedenen Baulinien unterschieden. Typisches Merkmal für die Typen der ersten Baulinien war das kuppelförmige Gebäude mit einem Containment unter der Betonhülle. Diese Reaktoren wurden in den 1950er und 1960er Jahren von [[AEG]] in Zusammenarbeit mit [[General Electric]] entworfen. Deutsche Kraftwerke dieser Baulinie waren [[Kernkraftwerk Kahl|Kahl]], [[Kernkraftwerk Gundremmingen|Gundremmingen A]] und [[Kernkraftwerk Lingen|Lingen]]. Alle drei Reaktoren sind inzwischen stillgelegt und [[Abriss (Bauwesen)|zurückgebaut]] worden, bzw. befinden sich in der Rückbauphase. In den Nachbarländern Deutschlands sind noch von General Electric gebaute Siedewasserreaktoren späterer Generationen in Betrieb, z. B. das schweizerische Werk [[Kernkraftwerk Leibstadt|Leibstadt]]. 
Eine Sonderbauform des vorgenannten Reaktortyps war der [[Kernkraftwerk Großwelzheim|Heißdampfreaktor Großwelzheim]] in Karlstein am Main, direkt neben dem Kernkraftwerk Kahl.

=== Zweite Generation ===
Als direkter Vorläufer der Baulinie 69 (KWU) diente das 1994 stillgelegte und bis 2014 rückgebaute [[Kernkraftwerk Würgassen]]. Es unterschied sich bereits deutlich von der ersten Generation, besonders durch sein kastenförmiges Reaktorgebäude mit dem sich darin befindenden kugelförmigen [[Sicherheitsbehälter]]. Es war das letzte Kernkraftwerk der [[AEG]], bevor 1969 durch die Zusammenlegung der jeweiligen Kraftwerksaktivitäten von AEG und Siemens die Kraftwerk Union AG (KWU) entstand.

==== Baulinie 69 (KWU) ====
Dieser Reaktortyp wurde im Jahre 1969 von der damaligen [[Kraftwerk Union]] als Eigenentwicklung aus dem Prototyp des Kernkraftwerks Würgassen konzipiert. Ein typisches Merkmal für diese Kraftwerke sind die kastenförmigen Bauten und der separate kugelförmige Sicherheitsbehälter innerhalb des Gebäudes.

Nach dem von der Bundesregierung im März 2011 verhängten [[Atom-Moratorium]] infolge der Reaktorkatastrophe von Fukushima wurde Ende Mai 2011 von Bund und Ländern beschlossen, die vorgenannten Reaktoren stillzulegen. Das nie in Betrieb gegangene österreichische [[Kernkraftwerk Zwentendorf]] wurde ebenfalls mit diesem Reaktortyp gebaut.

{{Hauptartikel|Siedewasserreaktor Baulinie 69}}

==== Baulinie 72 (KWU) ====
Die bisher letzte in Deutschland verwirklichte Baulinie ist die Baulinie 72, ebenfalls nach dem Jahr ihrer Konzipierung benannt. Die Reaktoren dieser Kraftwerke sind in zylinderförmigen Gebäuden untergebracht. Innerhalb der Stahlbetonhülle befindet sich ein zylindrisches Containment. Als weltweit einziges Kernkraftwerk wurden die Blöcke B und C des [[Kernkraftwerk Gundremmingen|Kernkraftwerks Gundremmingen]] mit Reaktoren dieser Baulinie errichtet. Die Baulinie 72 ist eine technische Weiterentwicklung der 69er-Baulinie, mit überarbeitetem Sicherheitskonzept und neuer Gebäudekonzeption und -auslegung.<ref>Broschüre: Start in 4 Phasen, Sonderdruck aus "[[Energiewirtschaftliche Tagesfragen]] 36 (1986)", Herausgeber Kraftwerk Union AG</ref>

Mit der Stilllegung des Kernkraftwerks Gundremmingen C am 31. Dezember 2021 endete die Ära der Siedewasserreaktoren in Deutschland. Block B wurde bereits am 31. Dezember 2017 stillgelegt.

Nach Aussage der [[Helmholtz-Gemeinschaft Deutscher Forschungszentren|Helmholtz-Gemeinschaft]] verfügt die Baureihe im Vergleich zu den [[General Electric|General-Electric]]-Siedewasserreaktoren in Fukushima über bessere Sicherheitseinrichtungen, unter anderem eine 6-fach redundante Notstromversorgung, passiv arbeitende Kühlsysteme, ein stärkeres Containmentgebäude, Druckablasskamin und die Möglichkeit, Kühlmittelverluste von außen auszugleichen.<ref>[https://www.kit.edu/downloads/Japan-Hintergrundinfo_Nr_017_Vergleich_SWR_Deutschland_Japan_00_AH_2.pdf Was unterscheidet die deutschen Siedewasserreaktoren von den Reaktoren in Fukushima?], Bericht der [[Helmholtz-Gemeinschaft Deutscher Forschungszentren|Helmholtz Gemeinschaft]], [[Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf]], [[Forschungszentrum Jülich]], [[Karlsruher Institut für Technologie]], 2011, abgerufen am 30. Juli 2015</ref>

=== Weiterentwicklung ===
Unter dem Namen KERENA (bis März 2009 SWR 1000) wird von [[Areva NP]] in Kooperation mit [[E.ON]] der Nachfolgetyp der Baureihe 72 entwickelt, ein Siedewasserreaktor mit einer elektrischen Leistung von 1250 MW. AREVA NP und die kanadische Provinz [[New Brunswick]] haben im Juli 2010 eine Absichtserklärung unterzeichnet, die den Bau eines KERENA als Option enthält.<ref>Handelszeitung [http://www.handelszeitung.ch/artikel/Unternehmen-AWP_Areva-baut-neues-Atomkraftwerk-in-Kanada_754348.html]</ref> Fortgeschrittene amerikanische SWR-Ausführungen sind der [[ABWR]] und der [[ESBWR]].

== Sonstige Siedewasserreaktoren ==
=== Asea-Atom BWR-69 / AA-I ===

z.B. [[Kernkraftwerk Forsmark|Forsmark 1 und 2]], [[Kernkraftwerk Olkiluoto|Olkiluoto 1 und 2]] oder [[Kernkraftwerk Oskarshamn|Oskarshamn 1]]<ref>[https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/04/064/4064286.pdf ÄSEA-ATOI BWR. Dewelopient and Core Performance Experience]</ref>

== Anwendungsbereich und Standorte ==
Siedewasserreaktoren sind weniger verbreitet als Druckwasserreaktoren, obwohl beide Reaktortypen einen ähnlichen [[Wirkungsgrad]] besitzen. Ihr Vorteil gegenüber Druckwasserreaktoren ist der geringere bautechnische Aufwand (es gibt nur einen Wasserkreislauf statt zwei, Betriebsdruck und -temperatur sind deutlich geringer) sowie eine theoretisch einfachere Störfallbeherrschung. Ein wesentlicher Nachteil ist die wegen der dort herrschenden Strahlung eingeschränkte Begehbarkeit von Teilbereichen des Maschinenhauses während des Leistungsbetriebs (in erster Linie wegen 16N-Aktivität). Die Leistung des Siedewasserreaktors wird zwischen etwa 50 und 100 Prozent durch Verändern der Umlaufgeschwindigkeit des Wassers und damit des Dampfblasengehalts im Reaktor geregelt. Wegen seiner höheren [[Kernkraftwerk#Lastfolgebetrieb|Regelgeschwindigkeit]] ist der Siedewasserreaktor als [[Mittellast]]kraftwerk einsetzbar.

Damit die Verteilung der Dampfblasen im Reaktorwasser weitgehend gleichmäßig ist, muss der SWR senkrecht stehen. In der gebräuchlichen Konstruktion mit internem Sieden kann er daher nicht als Schiffsreaktor eingesetzt werden.

Eine Variante des Siedewasserreaktors ist der Siedewasser-[[Druckröhrenreaktor]], dessen bekanntester Typ der [[RBMK]] ist, ein Reaktor sowjetischer Bauart der u. a. im [[Nuklearkatastrophe von Tschernobyl|explodierten]] [[Kernkraftwerk Tschernobyl]] zum Einsatz kam.

Standorte in Deutschland:
* [[Kernkraftwerk Kahl]] (Rückbau 2010 abgeschlossen)
* [[Kernkraftwerk Großwelzheim]] (Rückbau 2008 abgeschlossen)
* [[Kernkraftwerk Lingen]] (im Rückbau)
* [[Kernkraftwerk Würgassen]] (nuklearer Rückbau 2014 beendet)
* [[Kernkraftwerk Brunsbüttel]] (im Rückbau)
* [[Kernkraftwerk Philippsburg]] (Block 1, im Rückbau)
* [[Kernkraftwerk Isar]] (Block 1, Nachbetrieb)
* [[Kernkraftwerk Krümmel]] (im Rückbau)
* [[Kernkraftwerk Gundremmingen]] (Block A im Rückbau, Block B & C abgeschaltet)

Standorte in der Schweiz:
* [[Kernkraftwerk Leibstadt]] (in Betrieb)
* [[Kernkraftwerk Mühleberg]] (Nachbetrieb)

Standort in Österreich:
* [[Kernkraftwerk Zwentendorf]] (nach einer Volksabstimmung nicht in Betrieb gegangen)

Weitere Anlagen mit SWR in Europa:
* [[Kernkraftwerk Olkiluoto]] (Finnland)
* [[Kernkraftwerk Santa María de Garoña]] (Spanien, im Rückbau)
* [[Kernkraftwerk Cofrentes]] (Spanien)
* [[Kernkraftwerk Oskarshamn]] (Schweden, 2 Blöcke im Nachbetrieb)
* [[Kernkraftwerk Ringhals]] – Block 1 (Schweden, 2020 abgeschaltet<ref>{{Internetquelle |url=https://powerplants.vattenfall.com/de/ringhals/ |titel=Power plants: Kernkraftwerk Ringhals - Vattenfall |abruf=2021-08-27}}</ref>)
* [[Kernkraftwerk Forsmark]] (Schweden)
* Außerdem 4 stillgelegte und teils rückgebaute Blöcke in Schweden, Italien und den Niederlanden.

== Lastfolgebetrieb ==
{{Hauptartikel|Lastfolgebetrieb}}

Die Fähigkeit zum Lastfolgebetrieb war für die meisten deutschen Kernkraftwerke (KKW) ein konzeptbestimmendes Auslegungskriterium. Daher sind die Kernüberwachung und die Reaktorregelung schon beim Entwurf der Reaktoren so ausgelegt worden, dass keine nachträgliche Ertüchtigung der Anlagen für den Lastfolgebetrieb nötig ist.<ref name="bwk"/><ref name="atw"/><ref name="ier"/> Die bayerische Staatsregierung antwortete auf Anfrage, dass alle bayerischen KKW für den Lastfolgebetrieb ausgelegt sind.<ref name="lw"/> Deutsche SWR, die im Lastfolgebetrieb gefahren wurden (oder werden) sind z. B.: [[Kernkraftwerk Gundremmingen|Gundremmingen Block B und C]],<ref name="lw"/> [[Kernkraftwerk Isar|Isar 1]]<ref name="eon"/> und [[Kernkraftwerk Philippsburg|Philippsburg 1]].<ref name="atw"/><ref name="ier"/>

Für deutsche SWR werden als Minimalleistung teils 35,<ref name="lw"/> teils 60<ref name="atw"/><ref name="ier"/><ref name="eon"/> % der Nennleistung angegeben, als Leistungsgradienten 3,8 bis 5,2 % der Nennleistung pro Minute.<ref name="ier"/> Leistungsgradienten von bis zu 100 MW pro Minute können bei SWR im Bereich zwischen 60 und 100 % Nennleistung durch Drehzahländerung der Zwangsumlaufpumpen auslegungsgemäß relativ einfach erreicht werden.<ref name="atw"/> Beim SWR können bestimmte Betriebszustände aber eingeschränkte Leistungsänderungsgeschwindigkeiten erfordern und die Lastfolgefähigkeit auf etwa 1 % der Nennleistung pro Minute verringern.<ref name="ier"/>

Die Leistungsregelung beim SWR erfolgt entweder durch die Variation des Kerndurchsatzes (Kühlmitteldurchsatzes) oder durch Verfahren der Steuerstäbe.

=== KKW Isar 1 ===
Beim [[Kernkraftwerk Isar|KKW Isar 1]] wurden Laständerungen im laufenden Betrieb durch die Variation des Kerndurchsatzes durchgeführt.<ref name="eon"/>

==== Steuerstäbe ====
Laständerungs-Anpassungen mit Steuerstäben wurden vorwiegend beim Anfahren des Reaktors bei niedrigem Kerndurchsatz und geringer Reaktorleistung vorgenommen. Für den Lastfolgebetrieb ist die Steuerung mittels Steuerstäben aus folgenden Gründen nicht geeignet:<ref name="eon"/>
* Die Laständerungsgeschwindigkeit ist relativ niedrig und hängt von der Ausfahrlänge und der Position der Steuerstäbe im Reaktor ab.
* Die lokale Brennstoffbelastung ist sehr hoch, weil sich die Leistung nur in den betroffenen Steuerstabzellen verändert.
* Die Leistungsverteilung im Kern wird stark verändert, was sich negativ auf die lokale Brennstoffbelastung auswirkt.

==== Kerndurchsatz ====
Durch Änderung des Kerndurchsatzes mittels der Zwangsumwälzpumpen ändert sich der mittlere Dampfblasengehalt im Kern und damit die Moderation (siehe negativer [[Dampfblasenkoeffizient]]). Dies ist die übliche Methode, den Lastfolgebetrieb beim SWR durchzuführen. Die Vorteile dieses Verfahrens sind:<ref name="eon"/>
* Die Leistungsverteilung im Kern bleibt nahezu unverändert. Die Laständerung wird damit gleichmäßig auf den Reaktorkern verteilt.
* Die Laständerung kann theoretisch mit einer Laständerungsgeschwindigkeit von 10 % pro Sekunde durchgeführt werden.

==== Einschränkungen ====
Folgende Einschränkungen müssen beachtet werden:<ref name="eon"/>
* Bei längerer Teillastdauer müssen wegen Änderungen der Konzentration von 135Xenon die Steuerstäbe eingefahren werden, um nicht in Begrenzungen des Betriebskennfeldes zu gelangen (siehe [[Xenonvergiftung]]).
* Beim Ausfall von einzelnen Zwangsumwälzpumpen ist auf Neutronenflussschwingungen (Kernstabilität) zu achten.
* Soll die Verwendung der Steuerstäbe beim Lastfolgebetrieb vermieden werden, so muss der maximal zulässige Lasthub eingeschränkt werden.

== Siehe auch ==
* [[Liste der Kernkraftwerke]]
* [[Advanced Boiling Water Reactor|Fortgeschrittener Siedewasserreaktor]]

== Literatur ==
* {{Cite book
| edition =
| publisher = Deutscher Taschenbuch-Verlag
| isbn = 978-3-423-04367-0
| last = Michaelis
| first = Hans
| title = Handbuch der Kernenergie
| location = München
| date = 1982
}}

* {{Cite book
| edition = 5., überarb. und erw. Aufl.
| publisher = Vieweg Teubner
| isbn = 978-3-8348-1207-0
| last = Zahoransky
| first = Richard
| title = Energietechnik. Systeme zur Energieumwandlung. Kompaktwissen für Studium und Beruf mit 44 Tabellen
| location = Wiesbaden
| date = 2010
}}

* {{Cite book
| edition = 3., überarb. und erw. Aufl.
| publisher = Vieweg Teubner
| isbn = 978-3-8348-0801-1
| last = Krieger
| first = Hanno
| title = Grundlagen der Strahlungsphysik und des Strahlenschutzes
| location = Wiesbaden
| date = 2009
}}

* {{Cite book
| edition = 1. Aufl.
| publisher = Vogel Industrie Medien
| isbn = 978-3-8343-3131-1
| last = Borlein
| first = Markus
| title = Kerntechnik
| location = Würzburg
| date = 2009 |language=de
}}

* {{Cite book
| publisher = Springer
| isbn = 978-3-540-13180-9
| last = Ziegler
| first = Albert
| title = Lehrbuch der Reaktortechnik
| location = Berlin
| date = 1984 |language=de
}}

* {{Cite book
| edition = 2. Aufl.
| publisher = Braun
| isbn = 978-3-7650-2018-6
| last = Smidt
| first = Dieter
| title = Reaktortechnik
| location = Karlsruhe
| date = 1976 |language=de
}}

* {{Cite book
| edition = 6., aktualisierte Aufl.
| publisher = Meyers
| isbn = 978-3-411-08856-0
| last = Kilian
| first = Ulrich
| title = Wie funktioniert das? Die Technik
| location = Mannheim
| date = 2011 |language=de
}}

== Weblinks ==
{{Wiktionary}}
{{Commonscat|Schemata of boiling water reactor|Schemazeichnungen von Siedewasserreaktoren}}
* [http://www.strom-online.ch/fortschrkkw.html Strom online - Siedewasserreaktor]
* [http://www.bayern-online.com/v2261/artikelliste.cfm?DID=203&Objectgroup_ID=5600 Bildersammlung Siedewasserreaktor Zwentendorf am Tag der offenen Tür]
* [http://www.energieinfo.de/eglossar/node155.html Sicherheitstechnische Informationen]
* [http://betablogger.info/?p=411 Kernfragen im Brennpunkt] – Vergleichende Diskussion von Siede-, Druckwasser- und Hochtemperaturreaktoren und ihrer physikalischen Konzeption
* [https://www.kit.edu/downloads/Japan-Hintergrundinfo_Nr_017_Vergleich_SWR_Deutschland_Japan_00_AH_2.pdf Was unterscheidet die deutschen Siedewasserreaktoren von den Reaktoren in Fukushima?], Bericht von der [[Helmholtz-Gemeinschaft Deutscher Forschungszentren|Helmholtz-Gemeinschaft]], [[Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf]], [[Forschungszentrum Jülich]], [[Karlsruher Institut für Technologie]], 2011

== Einzelnachweise ==
<references>
<ref name="atw">
{{Internetquelle
|autor = Holger Ludwig, Tatiana Salnikova und Ulrich Waas
|hrsg = Internationale Zeitschrift für Kernenergie, atw Jahrgang 55 (2010), Heft 8/9 August/September
|url = http://de.areva.com/mini-home/liblocal/docs/Fachaufs%C3%A4tze/2010/atw2010_09_waas_lastwechselfaehigkeiten_kkw.pdf
|format = PDF 2,4 MB S. 5–6
|titel = Lastwechselfähigkeiten deutscher KKW
|zugriff = 2016-05-24
|archiv-url = https://web.archive.org/web/20150710131359/http://de.areva.com/mini-home/liblocal/docs/Fachaufs%C3%A4tze/2010/atw2010_09_waas_lastwechselfaehigkeiten_kkw.pdf
|archiv-datum = 2015-07-10
|offline = ja
}}
</ref>

<ref name="Bor">
[http://tu-dresden.de/die_tu_dresden/fakultaeten/fakultaet_maschinenwesen/iet/wket/texte/bor_boehlke.pdf Über die Flüchtigkeit von Boraten bei Siedewasserreaktoren] (PDF; 741 kB)
</ref>

<ref name="bwk">{{Internetquelle
| hrsg = BWK DAS ENERGIE-FACHMAGAZIN
| url = http://www.mb.ruhr-uni-bochum.de/sites/Archiv/pdf/SonderdruckKernenergie.pdf
| format = PDF; 2,1 MB; S. 10
| titel = Der Energiemarkt im Fokus - Kernenergie - Sonderdruck zur Jahresausgabe 2010
| datum = 2010-05
| zugriff = 2015-05-24
}}</ref>

<ref name="eon">{{Internetquelle
| autor = Martin Frank
| hrsg = E.ON Kernkraft - GmbH Kernkraftwerk Isar
| url = http://www.ktg.org/ktg-wAssets/docs/fg-bet-rph-lastfolgebetrieb-kki1.pdf
| format = PDF 92,6 KB S. 1–2
| titel = LASTFOLGEBETRIEB UND PRIMÄRREGELUNG - ERFAHRUNGEN MIT DEM VERHALTEN DES REAKTORS
| zugriff = 2016-05-24
}}</ref>

<ref name="ier">{{Internetquelle
|autor = Matthias Hundt, Rüdiger Barth, Ninghong Sun, Steffen Wissel, Alfred Voß
|hrsg = Universität Stuttgart - Institut für Energiewirtschaft und Rationelle Energieanwendung
|url = http://www.ier.uni-stuttgart.de/publikationen/pb_pdf/Hundt_EEKE_Kurzfassung.pdf
|format = PDF 291 KB, S. 6–7
|titel = Verträglichkeit von erneuerbaren Energien und Kernenergie im Erzeugungsportfolio - Technische und ökonomische Aspekte
|datum = 2009-10
|zugriff = 2016-05-24
|archiv-url = https://web.archive.org/web/20160304123835/http://www.ier.uni-stuttgart.de/publikationen/pb_pdf/Hundt_EEKE_Kurzfassung.pdf
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|titel = Schriftliche Anfrage des Abgeordneten Ludwig Wörner SPD vom 16.07.2013 - Regelbarkeit bayerischer Kernkraftwerke
|datum = 2013-07-16
|zugriff = 2016-05-07
|archiv-url = https://web.archive.org/web/20160524134146/http://www.ludwig-woerner.de/File/Regelbarkeit%20bayerischer%20Kernkraftwerke%20-%20Antwort%2009_08_2013.pdf?PHPSESSID=cno61ibabvqpepn7ldme9e3pu7
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Siedewasserreaktor - Versionsgeschichte

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