Benutzer:Video2005/Spielwiese
In dieser Liste werden Forschungsreaktoren, geplante Kernkraftwerke, Kernkraftwerke deren Bau endgültig eingestellt wurde, Zwischenlager und Endlager auf der ganzen Welt aufgelistet. Kernkraftwerke mit kommerziellen Leistungsreaktoren (lt. IAEA - Power Reactor Information System) werden auf der Seite Liste der Kernkraftwerke aufgeführt.
Kernkraftwerke in Planung
Hier werden Kernkraftwerke aufgeführt, die sich aktuell in der Planungsphase befinden. Diese Reaktoren sind gelb markiert. Weiterhin sind in dieser Liste Projekte enthalten, die schon in der Planungsphase eingestellt wurden. In Bau befindliche Kernkraftwerke werden dann, neben den in Betrieb befindlichen Anlagen, in der Liste der Kernkraftwerke aufgelistet.
| Land | Name der Anlage | Art der Anlage | Be- ginn Plan- ung |
Pro- jekt ein- gest- ellt |
Bemerkungen und geplanter Baubeginn bzw. Inbetriebnahme |
|---|---|---|---|---|---|
| Ägypten | |||||
| Ägypten | El Dabaa | ||||
| Brasilien | |||||
| Brasilien | Kernkraftwerk Angra-3 | 1.229 MWe | Technik für Angra-3 wurde 1995 gekauft und seitdem eingelagert | ||
| Deutschland | |||||
| Deutschland (Rheinland-Pfalz) |
Bad Breisig | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1971 | 1980 | |
| Deutschland (Hessen) |
Biblis C | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1970 | 1995 | bereits gefertigte Komponenten wurden für das Kernkraftwerk Angra 2 verwendet |
| Deutschland (Hessen) |
Biblis D | DWR | 1973 | 1978 | |
| Deutschland (Hessen) |
Borken | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1981 | 1995 | |
| Deutschland (Niedersachsen) |
Cuxhaven | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | ? | ||
| Deutschland (Sachsen) |
Dahlen-Börln | WWER-1000 mit 1000 MW Bruttoleistung bzw. 950 Nettoleistung | 1990 | ||
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
Hamm-Uentrop (KKH) | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1975 | 1995 | als Ersatz wurde das Kernkraftwerk Emsland gebaut |
| Deutschland | HTR-500 mit 500 MW Bruttoleistung | 1975 | ? | Standort war noch offen | |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
SNR-2 Kalkar | 1992 | |||
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Mannheim- Kirschgartshausen | DWR mit 1300 Bruttoleistung | 1972 | 1980 | |
| Deutschland (Niedersachsen) |
Langendorf | DWR mit 1300 Bruttoleistung | 1977 | ? | Als Teil eines nationalen Nuklearzentrums im Kreis Lüchow-Dannenberg geplant |
| Deutschland (Rheinland-Pfalz) |
Ludwigshafen | DWR | 1973 | ? | Dampfkraftwerk BASF-1; Planung durch fossiles Kraftwerk ersetzt - dieses nahm 2004 den Betrieb auf |
| Deutschland (Bayern) |
Marienberg | DWR mit 1300 Bruttoleistung | 1972 | 2000 | Wurde erst 2000 endgültig durch die Bayerische Landesregierung aufgegeben |
| Deutschland (Rheinland-Pfalz) |
Neupotz A | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1977 | 1987 | |
| Deutschland (Rheinland-Pfalz) |
Neupotz B | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1977 | ? | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Obrigheim 2 | DWR | 1969 | 1977 | |
| Deutschland (Bayern) |
Pfaffenhofen/ Zusam (Rehling) A | DWR/Konvoi | 1975 | 2000 | Wurde erst 2000 endgültig durch die Bayerische Landesregierung aufgegeben |
| Deutschland (Bayern) |
Pfaffenhofen/ Zusam (Rehling) B | DWR/Konvoi | 1975 | 2000 | Wurde erst 2000 endgültig durch die Bayerische Landesregierung aufgegeben |
| Deutschland (Bayern) |
Pleinting | DWR/Konvoi | 1977 | 2000 | Wurde erst 2000 endgültig durch die Bayerische Landesregierung aufgegeben |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Riederich | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1975 | ? | |
| Deutschland (Niedersachsen) |
Rysumer Sand | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1975 | ? | |
| Deutschland (Sachsen-Anhalt) |
Stendal 3 | WWER-1000/320 mit 1000 MW Brutto- bzw. 950 Nettoleistung | ? | ? | |
| Deutschland (Sachsen-Anhalt) |
Stendal 4 | WWER-1000/320 mit 1000 MW Brutto- bzw. 950 Nettoleistung | ? | ? | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Schwörstadt 1 (Hochrhein) | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1972 | 1980 | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Schwörstadt 2 (Hochrhein) | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1972 | 1980 | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Schwörstadt 3 (Hochrhein) | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1972 | 1980 | |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
Vahnum A | DWR/Konvoi mit 1300 MW Bruttoleistung | 1975 | ? | |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
Vahnum B | DWR/Konvoi | 1975 | ? | |
| Deutschland (Bayern) |
Viereth | DWR mit 1300 MW Bruttoleistung | 1975 | 2000 | Wurde erst 2000 endgültig durch die Bayerische Landesregierung aufgegeben |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Wyhl 2 (KKS) | DWR/Konvoi mit 1345 Bruttoleistung | 1973 | ? | |
| Russland | |||||
| Russland | Sewerodwinsk | zwei KLT-40S mit je 35 Megawatt; schwimmendes Kernkraftwerk | Bau ab 2007; ab 2010 soll die U-Boot-Werft Sewmasch und die Stadt Sewerodwinsk mit Strom und Wärme versorgt werden | ||
| Österreich | |||||
| Österreich | St. Pantaleon-Erla | ? | Planungseinstellung nach Atomsperrgesetz | ||
| Frankreich | |||||
| Frankreich | Flamanville 3 | Europäischer Druckwasserreaktor (EPR) 1600 MW | Der Baubeginn ist für 2007 geplant, die Fertigstellung für 2013 | ||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
| Deutschland | |||||
Kernkraftwerke ohne Betriebsaufnahme
Hier werden Kernkraftwerke aufgeführt die teilweise gebaut oder fertiggestellt wurden, aber nie in Betrieb gingen.
| Land | Name der Anlage | Art der Anlage | Bau- be- ginn |
Ein- stell- ung des Baus |
Bemerkungen |
|---|---|---|---|---|---|
| Deutschland | |||||
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
Brutreaktor (Kalkar) | Brutreaktor mit 327 Brutto- bzw. 300 Nettoleistung | 1972 | 1985 | Planung ab 1969; 1985 fertiggestellt, keine Betriebsaufnahme |
| Deutschland (Mecklenburg-Vorpom.) |
Greifswald 6 | WWER-440/213 mit 440 MW Brutto- bzw. 408 Nettoleistung | 1980 | 1990 | fertiggestellt, keine Betriebsaufnahme |
| Deutschland (Mecklenburg-Vorpom.) |
Greifswald 7 | WWER-440/213 mit 440 MW Brutto- bzw. 408 Nettoleistung | 1980 | 1990 | Bau 1990 abgebrochen |
| Deutschland (Mecklenburg-Vorpom.) |
Greifswald 8 | WWER-440/213 mit 440 MW Brutto- bzw. 408 Nettoleistung | 1980 | 1990 | Bau 1990 abgebrochen |
| Deutschland (Sachsen-Anhalt) |
Stendal 1 | WWER-1000/320 mit 1000 MW Brutto- bzw. 950 Nettoleistung | 1980 | 1991 | Bau 1991 abgebrochen |
| Deutschland (Sachsen-Anhalt) |
Stendal 2 | WWER-1000/320 mit 1000 MW Brutto- bzw. 950 Nettoleistung | 1980 | 1991 | Bau 1991 abgebrochen |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Wyhl 1 (KWS) | DWR/Konvoi mit 1345 Bruttoleistung | 1975 | 1977 | Planung ab 1973; Ursprünglich vorgesehener Standort war Breisach. Bau 1977 abgebrochen - Komponenten für KKW Philippsburg 2 verwendet |
| Irak | |||||
| Irak | Osirak | LWR/ Material-Test-Reaktor (MTR) mit 40 MW | 1977 | 1981 | 1981 von der israelischen Luftwaffe zerstört |
| Nordkorea | |||||
| Nordkorea | Kernkraftwerk Taechon | Magnox-Reaktor mit 200 MW | 1990er Jahre | (1994) | evtl. wurden die Arbeiten wieder aufgenommen |
| Nordkorea | Kernkraftwerk Kumho-1 | Leichtwasserreaktor mit 1000 MW | 1997 | 2003 | Rückzug der letzten Arbeiter im Januar 2006 beendet |
| Nordkorea | Kernkraftwerk Kumho-2 | Leichtwasserreaktor mit 1000 MW | 1997 | 2003 | Rückzug der letzten Arbeiter im Januar 2006 beendet |
| Österreich | |||||
| Österreich | Kernkraftwerk Zwentendorf | SWR mit 730 MW | 1972 | 1985 | fertiggstellt; 1978 mit 50,47 % erfolgreiche Volksabstimmung gegen Inbetriebnahme |
| Ukraine | |||||
| Ukraine | Tschernobyl-5 | RBMK-1000 mit 1000 MW Bruttoleistung | 1981 | eing. | war fast fertiggestellt |
| Ukraine | Tschernobyl-6 | RBMK-1000 mit 1000 MW Bruttoleistung | 1983 | eing. | war zu 50 % fertiggestellt |
Forschungsreaktoren
Forschungsreaktoren dienen nicht der Stromerzeugung, sondern werden überwiegend zu Forschungszwecken (kern- und materialtechnischen Untersuchungen, Isotopenproduktion für Medizin und Technik) eingesetzt.
Es gibt weltweit ca. x Forschungsreaktoren. Die nachfolgende Liste enthält nur für Deutschland, Österreich und die Schweiz eine vollständige Übersicht. Für andere Länder sind nur einige ausgewählte Reaktoren aufgeführt. Die Research Reactor Datenbank der IAEA enthält eine vollständige Liste.
| Land | Name der Anlage | Art der Anlage | Status der Anlage | Be- ginn |
In- betrieb- nahme |
Abschal- tung (geplant) |
Bemerkungen |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Algerien | |||||||
| Algerien | Birine El Salam | Schwerwasserreaktor | In Betrieb | 01.01.1988 | 17.02.1992 | 15.000 kWt | |
| Algerien | NUR | Schwimmbadreaktor | In Betrieb | 01.01.1987 | 24.03.1989 | 1.000 kWt | |
| Australien | |||||||
| Australien | CF | kritische Anordnung | Stillgelegt | 01.03.1973 | 01.09.1975 | Eigentümer: AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION; Betreiber: LUCAS HEIGHTS SCIENCE & TECHNOLOGY CENTRE | |
| Australien | HIFAR | HEAVY WATER | In Betrieb | 01.06.1956 | 26.01.1958 | 10.000 kWt; Eigentümer: AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION; Betreiber: LUCAS HEIGHTS SCIENCE & TECHNOLOGY CENTRE | |
| Australien | MOATA | Argonaut | Abgeschaltet | 01.11.1960 | 01.04.1961 | 01.05.1998 | 100 kWt; Eigentümer: AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION; Betreiber LUCAS HEIGHTS SCIENCE & TECHNOLOGY CENTRE |
| Australien | OPAL | EXPERIMENTAL | In Betrieb | 12.08.2006 | 20.000 kWt; Eigentümer: ANSTO; Betreiber LUCAS HEIGHTS SCIENCE & TECHNOLOGY CENTRE | ||
| Bangladesch | |||||||
| Bangladesch | TRIGA MARK II | TRIGA MARK II | In Betrieb | 01.05.1981 | 14.09.1986 | 3.000 kWt; Betreiber: Atomic Energy Research Establishment, Savar; Eigentümer: Bangladesh Atomic Energy Commission | |
| Deutschland | |||||||
| Deutschland (Bayern) |
PR-10, AEG Prüfreaktor | Argonaut | Stillgelegt | 01.10.1959 | 01.01.1961 | 01.01.1976 | 0,18 kWt |
| Deutschland (Sachsen) |
RRR | Argonaut | Stillgelegt | 01.01.1961 | 16.12.1962 | 25.09.1991 | 1 kWt; Betreiber: Verein für Kernforschungstechnik und Analytik Rossendorf (VKTA); Eigentümer: Bundesland Sachsen |
| Deutschland (Bayern) |
SAR | Argonaut | Stillgelegt | 01.06.1959 | 01.01.1968 | 1 kWt; Eigentümer und Betreiber: Technische Universität München | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
STARK | Argonaut | Stillgelegt | 01.10.1961 | 01.01.1963 | 01.03.1976 | 0,01 kWt; Eigentümer: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH |
| Deutschland (Schleswig-Holstein) |
ANEX | kritische Anordnung | Stillgelegt | 01.05.1964 | 01.03.1979 | 0,10 kWt; Eigentümer und Betreiber: GKSS-Forschungszentrum | |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
KAHTER | kritische Anordnung | Stillgelegt | 01.04.1971 | 02.07.1973 | 01.01.1985 | 0,10 kWt; Eigentümer: Forschungszentrum Jülich GmbH |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
KEITER | kritische Anordnung | Stillgelegt | 01.02.1970 | 15.06.1971 | 01.01.1982 | 0,001 kWt; Eigentümer: Forschungszentrum Jülich GmbH |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Karlsruhe (KNK I/II) | Brutreaktor | Abgeschaltet | 01.01.1966 | 09.04.1978 | 23.08.1991 | 58.000 kWt; Eigentümer: Forschungszentrum Karlsruhe; Reaktorprototyp; derzeit Rückbau bis zur "Grünen Wiese" |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
FRJ-2 (DIDO) | HEAVY WATER | In Betrieb | 01.01.1957 | 14.11.1962 | 02.05.2006 | 23.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: Forschungszentrum Jülich GmbH |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
Karlsruhe (MZFR) | CANDU-Reaktor | Abgeschaltet | 01.07.1962 | 09.03.1966 | 03.05.1984 | 58.000 kWt; Eigentümer: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH; Reaktorprototyp; derzeit Rückbau bis zur "Grünen Wiese" |
| Deutschland (Hessen) |
FRF-1 | homogen (L)/L-54 (L) | Stillgelegt | 01.01.1958 | 01.01.1970 | 10 kWt; Eigentümer und Betreiber: Johann Wolfgang Goethe-Universität (Frankfurt am Main) | |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
ADIBKA (L77A) | homogen (L) | Rückgebaut | 06.06.1965 | 18.03.1967 | 30.10.1972 | 0,10 kWt; Eigentümer: Forschungszentrum Jülich GmbH; Betreiber: Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH |
| Deutschland (Berlin) |
BER-I | homogen (L)/L-54 (L) | Stillgelegt | 25.05.1957 | 24.07.1958 | 02.12.1972 | 50 kWt; Eigentümer: Hahn-Meitner-Institut Berlin |
| Deutschland (Sachsen) |
AKR-1 | homogen (S)/SUR-Typ | wurde 2004 zum AKR-2 umgebaut | 01.09.1975 | 28.07.1978 | 03.2004 | 0,002 kWt; Eigentümer: Technische Universität Dresden; Betreiber: Technische Universität Dresden - Fakultät Maschinenwesen; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Sachsen) |
AKR-2 | homogen (S)/SUR-Typ | In Betrieb | 22.03.2005 | 0,002 kWt; Eigentümer: Technische Universität Dresden; Betreiber: Technische Universität Dresden - Fakultät Maschinenwesen; Ausbildungsreaktor (AKR-1 wurde 2004 zum AKR-2 umgebaut) | ||
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
SNEAK | homogen (S) | Stillgelegt | 01.01.1966 | 01.12.1966 | 01.11.1985 | 0,001 kWt ; Eigentümer und Betreiber: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
SUR AACHEN | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 26.11.1963 | 22.09.1965 | 0,1 W; Eigentümer und Betreiber: Institut für elektrische Anlagen und Energiewirtschaft; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Berlin) |
SUR BERLIN | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 01.01.1962 | 01.07.1963 | 0,1 W; Eigentümer: Technische Universität Berlin; Betreiber: Institut für Energietechnik; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Bremen) |
SUR BREMEN | homogen (S)/SUR-100 | Stillgelegt | 30.09.1965 | 10.10.1967 | 05.06.1997 | 0,1 W; Eigentümer: Hochschule Bremen; Betreiber: Sektion Kerntechnik; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Hessen) |
SUR DARMSTADT | homogen (S)/SUR-100 | Stillgelegt | 01.01.1962 | 01.09.1963 | 01.11.1989 | Eigentümer und Betreiber: Technische Hochschule Darmstadt; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
SUR FURTWANGEN | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 01.01.1972 | 28.03.1973 | 0,1 W; Eigentümer und Betreiber: Fachhochschule Furtwangen; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Hamburg) |
SUR HAMBURG | homogen (S)/SUR-100 | Abgeschaltet | 01.01.1964 | 06.01.1965 | 01.01.1997 | 0,1 W; Eigentümer: Fachhochschule Hamburg; Betreiber: Fachbereich Maschinenbau; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Niedersachsen) |
SUR HANNOVER | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 01.10.1971 | 09.12.1971 | 0,1 W; Eigentümer: Universität Hannover; Betreiber: Institut für Kerntechnik; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
SUR KARLSRUHE | homogen (S)/SUR-100 | Stillgelegt | 01.01.1965 | 07.03.1966 | 25.11.1996 | 0,1 W; Eigentümer: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH; Betreiber: Fortbildungszentrum für Technik und Umwelt; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland | SUR KIEL (Schleswig-Holstein) |
homogen (S)/SUR-100 | Abgeschaltet | 01.04.1965 | 29.03.1966 | 11.12.1997 | 0,1 W; Eigentümer: Bundesland Schleswig-Holstein; Betreiber: Fachhochschule Kiel; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Bayern) |
SUR MUNICH | homogen (S)/SUR-100 | Stillgelegt | 01.10.1961 | 01.02.1962 | 10.08.1981 | 0,1 W; Eigentümer: Technische Universität München; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Baden-Württenberg) |
SUR STUTTGART | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 01.01.1962 | 24.04.1964 | 0,1 W; Eigentümer: Universität Stuttgart; Betreiber: Institut für Kernenergetik und Engergiesysteme; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
SUR ULM | homogen (S)/SUR-100 | In Betrieb | 01.01.1965 | 01.12.1965 | 0,1 W; Eigentümer: Labor für Stahlenmesstechnik und Reaktortechnik; Betreiber: Fachhochschule Ulm; Ausbildungsreaktor | |
| Deutschland (Berlin) |
BER-II | Schwimmbadreaktor/MTR | In Betrieb | 10.10.1970 | 09.12.1973 | 10.000 kWt; Eigentümer: Hahn-Meitner-Institut Berlin GmbH | |
| Deutschland (Niedersachsen) |
FMRB | Schwimmbadreaktor/MTR | Abgeschaltet | 01.10.1963 | 03.10.1967 | 01.12.1995 | 1.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: Physikalisch-Technische Bundesanstalt |
| Deutschland (Schleswig-Holstein) |
FRG-1 | Schwimmbadreaktor/MTR | In Betrieb | 01.01.1957 | 23.10.1958 | 5.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: GKSS-Forschungszentrum Geesthacht GmbH | |
| Deutschland (Schleswig-Holstein) |
FRG-2 | Schwimmbadreaktor/MTR | Stillgelegt | 01.01.1962 | 15.03.1963 | 01.06.1993 | 15.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: GKSS-Forschungszentrum Geesthacht GmbH |
| Deutschland (Nordrhein-Westfalen) |
FRJ-1 (MERLIN) | Schwimmbadreaktor/MTR | Abgeschaltet | 01.01.1957 | 24.02.1962 | 22.03.1985 | !10 kWt; Eigentümer und Betreiber: Forschungszentrum Jülich GmbH |
| Deutschland (Bayern) |
FRM | Schwimmbadreaktor/MTR | Abgeschaltet | 06.11.1956 | 31.10.1957 | 28.07.2000 | 4.000 kWt ; Eigentümer und Betreiber: Technische Universität München |
| Deutschland (Bayern) |
FRM II | Schwimmbadreaktor/HWR | In Betrieb | 01.08.1996 | 02.03.2004 | 20.000 kWt; Eigentümer: Bundesland Bayern; Betreiber: Technische Universität München | |
| Deutschland (Schleswig-Holstein) |
NS Otto Hahn | Druckwasserreaktor | Stillgelegt | 01.01.1963 | 26.08.1968 | 22.03.1979 | 38.000 kWt; Prototypreaktor(Schiffsreaktor) |
| Deutschland | AEG Nullernergie Reaktor (TKA) | TANK | Stillgelegt | 01.01.1967 | 01.06.1967 | 01.01.1973 | 0.10 kWt; Eigentümer und Betreiber: Kraftwerk Union |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
FR-2 | HWR | Abgeschaltet | 01.02.1957 | 07.03.1961 | 21.12.1981 | 44.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH |
| Deutschland (Sachsen) |
RAKE | TANK/HWR | Stillgelegt | 01.01.1969 | 01.10.1969 | 26.11.1991 | 0,01 kWt; Betreiber: Forschungszentrum Dresden-Rossendorf; Eigentümer: Bundesland Sachsen |
| Deutschland (Sachsen) |
ZLFR | TANK/HWR | Stillgelegt | 01.01.1976 | 25.05.1979 | 24.03.2005 | 0,01 kWt; Eigentümer und Betreiber: Hochschule Zittau/Görlitz; Ausbildungsreaktor |
| Deutschland (Sachsen) |
RFR | HWR | Abgeschaltet | 01.01.1956 | 16.12.1957 | 27.06.1991 | 10.000 kWt; Betreiber: Forschungszentrum Dresden-Rossendorf; Eigentümer: Bundesland Sachsen |
| Deutschland (Hessen) |
FRF-2 | TRIGA CONV | Stillgelegt | 01.01.1973 | 01.10.1977 | 01.01.1983 | 1.000 kWt; Eigentümer: Johann Wolfgang Goethe-Universität (Frankfurt am Main) |
| Deutschland (Niedersachsen) |
FRH | TRIGA MARK I | Abgeschaltet | 02.01.1969 | 31.01.1973 | 01.01.1997 | 250 kWt; Eigentümer: Klinik für Nuklearmedizin; Betreiber: Medizinische Hochschule Hannover |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
TRIGA HD I | TRIGA MARK I | Abgeschaltet | 01.08.1966 | 01.03.1977 | 250 kWt; Eigentümer und Betreiber: Deutsches Krebsforschungszentrum Heidelberg | |
| Deutschland (Baden-Württemberg) |
TRIGA HD II | TRIGA MARK I | Abgeschaltet | 01.01.1968 | 28.02.1978 | 01.09.1999 | 250 kWt; Eigentümer und Betreiber: Deutsches Krebsforschungszentrum Heidelberg |
| Deutschland (Rheinland-Pfalz) |
FRMZ | TRIGA MARK II | In Betrieb | 27.02.1961 | 03.08.1965 | 100 kWt; Eigentümer: Johannes Gutenberg-Universität Mainz; Betreiber: Institut für Kernchemie | |
| Deutschland (Bayern) |
FRN | TRIGA MARK III | Stillgelegt | 01.01.1969 | 23.08.1972 | 01.12.1982 | 1.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: GSF - Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH |
| Israel | |||||||
| Israel | Negev Nuclear Research Center | zwischen 1962 - 1964 | |||||
| Nordkorea | |||||||
| Nordkorea | Atomanlagen von Nyŏngbyŏn | IRT-2000 oder IRT-2M | 1967 | 2 MW | |||
| Nordkorea | Atomanlagen von Nyŏngbyŏn | 1974 | 5 MW | ||||
| Nordkorea | Atomanlagen von Nyŏngbyŏn | Experimental Power Reactor [1] | Status unklar | 1985 | 25 MWt | ||
| Nordkorea | Atomanlagen von Nyŏngbyŏn | Prototyp[1] | Status unklar | 200 MWt (50 MWe) | |||
| Österreich | |||||||
| Österreich | ASTRA | Schwimmbadreaktor | Abgeschaltet | 01.09.1958 | 24.09.1960 | 29.07.1999 | 10.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: Austrian Research Centres GmbH - ARC |
| Österreich - Seibersdorf | SAR-GRAZ | Argonaut | Abgeschaltet | 10.03.1962 | 17.05.1965 | ? | 10 kWt; Eigentümer und Betreiber: Verein zur Förderung der Strahlenforschung; Ausbildungsreaktor |
| Österreich | TRIGA II VIENNA | TRIGA MARK II | In Betrieb | 27.08.1959 | 07.03.1962 | 250 kWt; Eigentümer und Betreiber: Atominstitut der österreichischen Universitäten; Wien | |
| Schweiz | |||||||
| Schweiz | AGN 201 P | HOMOG (S) | Stillgelegt | 01.05.1958 | 01.06.1958 | 01.01.1987 | Eigentümer und Betreiber: Universität Genf; Ausbildungsreaktor |
| Schweiz | AGN 211 P | HOMOG (S) | In Betrieb | 30.04.1959 | 01.08.1959 | 2 kWt; Eigentümer: Universität Basel; Betreiber: Institut für Physik; Ausbildungsreaktor | |
| Schweiz | CROCUS | kritische Anordnung | In Betrieb | 01.01.1979 | 13.07.1983 | 0,10 kWt; Eigentümer: LABORATOIRE DE PHYSIQE DES REACTEURS; Betreiber: SWISS FEDERAL INSTITUTE OF TECHOLOGY, LAUSANNE; Ausbildungsreaktor | |
| Schweiz | DIORIT | HEAVY WATER | Abgeschaltet | 01.01.1957 | 10.10.1960 | 07.07.1977 | 30.000 kWt; Eigentümer und Betreiber: Paul-Scherrer-Institut (PSI) |
| Schweiz | PROTEUS | kritische Anordnung | In Betrieb | 01.06.1965 | 01.01.1968 | 1 kWt; Eigentümer und Betreiber: Paul-Scherrer-Institut (PSI) | |
| Schweiz | SAPHIR | Schwimmbadreaktor | Abgeschaltet | 01.05.1956 | 30.04.1957 | 13.05.1994 | 10.000 kWt; Eigentümer: Paul-Scherrer-Institut (PSI); Betreiber: SAPHIR DIVISION, Paul-Scherrer-Institut |
| Schweiz | Versuchs- atomkraftwerk Lucens | Stillgelegt | 29.01.1968 | 1969 Unfall | nach Problemen mit dem Kühlsystem kam es zu einer partiellen Kernschmelze am 21. Januar 1969; weltweit drittschwerste Reaktorkatastrophe | ||
Siehe auch Research Reactor Database (RRDB) der IAEA
Zwischenlager
Endlager
Wiederaufarbeitungsanlagen
Reaktortyp
- Argonaut: Ein Argonaut ist ein spezieller Typ eines Schulungsreaktors.
- DWR = Druckwasserreaktor: Beim Druckwasserreaktor steht das Wasser des Primärkreislaufes, das als Kühlmittel verwendet wird, unter erhöhtem Druck.
- HDR = Heissdampf-Siedewasserreaktor: Ein Siedewasserreaktor mit integrierter nuklearer Überhitzung.
- homogen: Ein Reaktor, in dem der Brennstoff als Gemisch mit Moderator oder Kühlmittel vorliegt.
- HTR = Hochtemperaturreaktor: Beim Hochtemperaturreaktor wird der Reaktorkern mit dem Edelgas Helium gekühlt, das beim Durchströmen der Kugelschüttung (Schüttung von kugelförmigen Brennelementen) erhitzt wird.
- HWR: Ein Reaktortyp bei dem schweres Wasser als Kühlmittel und Moderator verwendet wird.
- HWCR = Druckröhrenreaktor: Beim Druckröhrenreaktor befinden sich die Brennelemente innerhalb zahlreicher Röhren, in denen das Kühlmittel (schweres Wasser) umläuft.
- Konvoi: Eine bestimmte standardisierte Bauform von Druckwasserreaktoren. In dieser Art gebaute Reaktoren entsprechen einem der weltweit höchsten Sicherheitsstandards von Kernkraftwerken.
- MTR: Ein Materialtestreaktor mit einen sehr kompakten Reaktorkern, um eine möglichst große Neutronenflussdichte zu erzielen.
- Schwimmbad: Die Brennelemente sind in ein offenes Wasserbecken eingetaucht, so dass etwa Eingriffe und Experimente für Forschungszwecke und Ausbildung ermöglicht werden.
- SNR = Schneller Natriumgekühlter Brutreaktor: Die Kernspaltung erfolgt mit schnellen, unabgebremsten Neutronen.
- SUR = Siemens Unterrichtsreaktor: Die zu Unterrichtszwecken dienenden Forschungsreaktoren haben aufgrund der geringen Leistung selbst in der Spaltzone faktisch keine Temperaturerhöhung, weswegen sich Systeme zur Wärmeabfuhr erübrigen.
- SWR = Siedewasserreaktor: Beim Siedewasserreaktor wird das Kühlmittel Wasser im Reaktor in Dampf und zum direkten Antrieb der Turbine verwandelt.
- TRIGA: Ein Forschungsreaktor des Schwimmbad-Typs, bei dem die Sicherheit durch Naturgesetze gewährleistet wird und nicht durch Ingenieurmaßnahmen, die man überbrücken könnte.
- WWER: Ein Druckwasserreaktor russischer Bauart.
Siehe auch
- Atomausstieg
- Liste von Unfällen in kerntechnischen Anlagen
- Störfälle in europäischen Atomanlagen
- Liste der Kernreaktoren in Deutschland
- Liste der Kernreaktoren in Österreich
- Liste der Kernkraftwerke
Weblinks
- Atomkraftwerke weltweit - Leistungen, Anteile, usw.
- Karten aller AKW-Standorte weltweit (engl.)
- Power Reactor Information System der IAEA
- Interaktive Karte aller Kernkraftwerke in Deutschland und weltweit
- 168 Bilder von Kernkraftwerken aus Deutschland und aus aller Welt.
| Name | Reaktortyp | Status | num. Sort aber mit Vornullen | alph. Sort (nicht OK) | Datumssortierung | Abschal- tung (geplant) |
Einge- speiste Energie in GWh |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Chin Shan - 1 | Siedewasserreaktor | In Betrieb | 0.636 | 0636 | (14.12.2018) | 108.475 | |
| Chin Shan - 2 | Siedewasserreaktor | In Betrieb | 0.604 | 0636 | (14.07.2019) | 106.671 | |
| Kuosheng - 1 | Siedewasserreaktor | In Betrieb | 1.888 | 0985 | (14.12.2021) | 146.702 | |
| Kuosheng - 2 | Siedewasserreaktor | In Betrieb | 0.987 | 0948 | (15.03.2023) | 136.202 | |
| Lungmen - 1 | Siedewasserreaktor | In Bau | 1.300 | 1.060 | (08.2009) | - | - |
| Lungmen - 2 | Siedewasserreaktor | In Bau | 1.030 | 1.350 | (08.2010) | - | - |
| Maanshan - 1 | Druckwasserreaktor | In Betrieb | 0.890 | 0951 | (15.07.2024) | 120.650 | |
| Maanshan - 2 | Druckwasserreaktor | In Betrieb | 0.890 | 0951 | (14.05.2025) | 117.447 |
| Staat | Bezeichnung | Inbetrieb- nahme |
Stilllegung | Reaktortyp/ Reaktorversion |
Bruttoleis- tung (MW) |
|---|---|---|---|---|---|
| Republik Bulgarien | Kozloduj-5 | 1987 | 03.12.2006 | WWER-1000/320 | 1.000 |
| Republik Bulgarien | Kozloduj-6 | 1991 | 12.12.2006 | WWER-1000/320 | 1.000 |
| Republik Bulgarien | Belene-1 | 2011 geplant | 04.01.2007 | WWER-1000/320 | 1.000 |
| Republik Bulgarien | Belene-2 | 2013 geplant | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Tschechische Republik | Temelin-1 | 2000 | WWER-1000/320 | 975 | |
| Tschechische Republik | Temelin-2 | 2002 | WWER-1000/320 | 830 | |
| Russische Föderation | Nowoworonesch-5 | 1980 | WWER-1000/187 (Prototyp) | 1.000 | |
| Russische Föderation | Kalinin-1 | 1984 | WWER-1000/338 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Kalinin-2 | 1986 | WWER-1000/338 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Kalinin-3 | 2004 | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Kalinin-4 | 2010 geplant | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Balakowo-1 | 1985 | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Balakowo-5 | 2010 geplant | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Balakowo-6 | ungewiss | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Wolgodonsk-1 (Rostov-1) | 2001 | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Wolgodonsk-2 (Rostov-2) | 2008 geplant | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Russische Föderation | Wolgodonsk-3 (Rostov-3) | ungewiss | WWER-1000/320 | 1.000 | |
| Ukraine | Chmelnyzkyj-1 | 1987 | WWER-1000/320 | 1.060 | |
| Ukraine | Chmelnyzkyj-2 | 2004 | WWER-1000/320 | 1.120 | |
| Ukraine | Chmelnyzkyj-3 | 2015 geplant | WWER-1000/320 | 1.000 |
| Video2005/Spielwiese | |
|---|---|
| Lage | |
| Land | Russland |
| Daten | |
| Eigentümer | Rosenergoatom |
| Betreiber | Rosenergoatom |
| Projektbeginn | 1966 |
| Kommerzieller Betrieb | 01. April 1974 |
|
Aktive Reaktoren |
4 |
| Eingespeiste Energie im Jahr 2005 | 97 GWh |
| Eingespeiste Energie seit Inbetriebnahme | 4.946 GWh |
| Stand | 17. Dez. 2006 |
| Die Datenquelle der jeweiligen Einträge findet sich in der Dokumentation. | |
Das Kernkraftwerk Bilibino (Билибинская АЭС) liegt nahe der russischen Stadt Bilibino im Gebiet der Tschuktschen im nordosten Sibiriens. In den letzten Jahren hat das Kernkraftwerk durchschnittlich 132 Millionen Kilowattstunden in das öffentliche Stromnetz der Oblast Magadan eingespeist. Darüber hinaus wird Wärme an die Stadt Bilibino abgegeben. Das Kernkraftwerk wurde als erstes und einziges im Nordpolarkreis in einem Gebiet mit Dauerfrostboden errichtet. Der Eigentümer und Betreiber des Kernkraftwerkes ist das staatliche Unternehmen Rosenergoatom.
Geschichte
Im Jahr 1965 wurde beschlossen das Kernkraftwerk Bilibino zu errichten, die Konstruktion begann am 11. Dezember 1966. Mit dem Bau der Kernreaktoren wurde am 1. Januar 1970 begonnen. Nach über vierjähriger Bauzeit wurde der erste Reaktorblock am 12. Januar 1974 in Betrieb genommen. Die Blöcke 2 und 3 wurde am 30. Dezember 1974 und 22. Dezember 1975 erstmals kritisch. Der letzte Block 4 wurde am 27. Dezember 1976 in Betrieb genommen.[2] Die Reaktoren waren für eine Betriebsdauer von 30 Jahren vorgesehen. Die ersten Blöcke haben inzwischen diese Laufzeit erreicht und sollten eigentlich abgeschaltet werden. Für den Block 1 wurde im Jahr 2004, für den Block 2 im Jahr 2005, eine Laufzeitverlängerung von 5 Jahren genehmigt.[3] Auch für die Reaktorblöcke 3 und 4 soll eine längere Betriebsdauer erlaubt werden als ursprünglich geplant. Durch Modernisierungsmaßnahmen soll die Betriebsdauer des Kernkraftwerks um bis zu 15 Jahre verlängert werden.
Das Kernkraftwerk erzeugt über 75% der Energie in diesem isolierten Gebiet. Dies ist in dieser arktischen Region kostengünstiger als Energieerzeugung mit fossilen Brennstoffen.
Leistung
Bei den vier kleinen Reaktorblöcken handelt es sich um Reaktoren des Typs GBWR-12 (graphite-moderated boiling-water reactor for combined heat and power) vom Modell EGP-6. Die Nettoleistung der vier Reaktoren liegt bei jeweils 11 Megawatt (MW), die Bruttoleistung bei 12 MW.[2] Die thermische Leistung beträgt 62 MWt. Mit einer installierten Gesamtleistung von 48 MW ist das Kernkraftwerk das kleinste in Betrieb befindliche Kernkraftwerk in Russland und auch weltweit.
Das Modell EGP-6 (ЭГП-6) ist ein Reaktor mit einzelnen Kanälen für den Wasser-Dampf. Es wird neben 11 MWe (netto) Elektrizität auch Wärmeengerie für externe Verbraucher erzeugt. Als Moderator wird Grahit eingesetzt. Der Reaktortyp gehört der ersten Generation von Kernreaktoren an und sind ältere kleine Versionen der RBMK Rekatoren[4].
- vier gasgekühlte Durchlaufreaktoren des Typs EGP-6 - The EGP-6 power-generating units with low-power channel uranium-graphite reactors have proven to be reliable and safe throughout their entire service life. They are first-generation nuclear power plants, which is why a number of the systems are to be upgraded. -four small (12.5 MWe) water-cooled graphite moderated channel type reactors (EGP-6 model) operate isolated from the grid in the north of the far eastern portion of Russia.
- insp.pnl.gov/-profiles-bilibino-bi_activities.htm - insp.pnl.gov/inspmedia/98status_rpt/98app_a.pdf (LWGR) - www.greencross.ch/pdf/gc_fnpp_book.pdf - 193.71.199.52/en/international/russia/npps/bilibino/12678.html - www.ippe.obninsk.ru/rpr/2-3rpr.php - www.ippe.obninsk.ru/rpr/2-4rpr.php
Sicherheit
- Erderwärmung Permafrostboden - Auslegung aber konservativ > INES 1 - Reaktoren in einer Halle
The Bilibino reactors are surrounded by ordinary building walls, not a containment structure. They may also be prone to reactor cavity over-pressurization if there is a multiple fuel channel rupture. Bilibino NPP does not meet current safety standards for Russian reactors. However, the reactor was conservatively designed, with low temperatures and a large heat-sink capability, and has not reported any events above INES 1. (www.nti.org/db/nisprofs/russia/reactor/power/bilibino.htm)
Daten der Reaktorblöcke
Das Kernkraftwerk hat vier Blöcke:
| Reaktorblock | Reaktortyp | Netto- leistung |
Brutto- leistung |
Baubeginn | Inbetrieb- nahme |
Netzsyn- chronisation |
Abschal- tung |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Bilibino - 1 | GBWR-12/EGP-6 | 11 MW | 12 MW | 01.01.1970 | 12.01.1974 | 01.04.1974 | 2009 geplant |
| Bilibino - 2 | GBWR-12/EGP-6 | 11 MW | 12 MW | 01.01.1970 | 30.12.1974 | 01.02.1975 | 2010 geplant |
| Bilibino - 3 | GBWR-12/EGP-6 | 11 MW | 12 MW | 01.01.1970 | 22.12.1975 | 01.02.1976 | |
| Bilibino - 4 | GBWR-12/EGP-6 | 11 MW | 12 MW | 01.01.1970 | 27.12.1976 | 01.01.1977 |
Quellen
- ↑ a b Report WNA February 2007
- ↑ a b Power Reactor Information System der IAEA
- ↑ World Nuclear Association
- ↑ [http://fermat.nap.edu/books/0309087244/html/32.html ?
Siehe auch
Weblinks
Akademik Lomonossow | Balakowo | Belojarsk | Bilibino | Kalinin | Kola | Kursk | Leningrad | Leningrad II | Nowoworonesch | Nowoworonesch II | Obninsk | Rostow | Smolensk
OK-Reaktor
http://en.wikipedia.org/wiki/Category:Soviet_Naval_reactors http://130.226.56.167/nordisk/publikationer/1994_2004/NKS-139.pdf
Die Kernreaktoren der Baureihe OK sind sowjetische Kernreaktoren die für die Sowjetische Marine entwickelt wurden. Sie werden in Schiffen der sowjetischen Marine und in sowjetischen Atomeisbrechern eingesetzt werden. Es handelt sich um Druckwasserreaktoren (DWR), die angereichertes Uran-235 benutzen.
Die Reaktoren wurden ständig weiterentwickelt. Im folgenden werden die wichtigsten Versionen beschrieben.
OK-150
Spezifikation
- Reaktorgeneration: 1
- Brennstoff: 5% enriched Uranium in the form of ceramic Uranium Dioxide (UO2) fuel elements with a cladding. Different cladding materials were used; initially Zirconium, later on, stainless steel as well as a Zirconium-Niobium alloy were tried.
- Brennstoffmenge: 75 to 85 kg
- Leistung: 90 MWx
Distillate water was used for heat transfer and as a moderator. The core was 1.6 m high by 1 m diameter. It consisted of 219 fuel assemblies, totalling 7,704 fuel pins. There was a biological shield made of concrete mixed with metal shavings.
Einsatz
- Drei Reaktoren diesen Typs waren von 1959 bis 1970 im Atomeisbrecher Lenin im Einsatz. Sie wurde durch zwei Reaktoren vom Typ OK-900 ersetzt.
OK-300
VM-4
Spezifikation
Einsatz
- Atom-U-Boot Victor-Klasse 2 x OK-300 VM-4 Druckwasserreaktoren mit je 72 bis 75 MWt
OK-350
VM-4
Spezifikation
Einsatz
- Atom-U-Boot Charlie-Klasse OK-350 with a VM-4 reactor core generating 89.2 MWt (18 000 hp).
OK-550
The OK-550 reactor is the nuclear fission reactor used to power the Soviet Navy's Project 705 Лира (Lira or Alfa in NATO designation) fourth generation submarines. It is a liquid metal cooled reactor (LMR), using highly enriched uranium-235 fuel to produce 155 MWt of power.
OK-550 has three separate steam circulation loops.
Lead_cooled_fast_reactor
Einsatz
teilweise Alfa-Klasse
OK-650
b-3
Spezifikation
The OK-650 reactor is the nuclear fission reactor used singly to power the Soviet Navy's Project 685 Плавник (Mike), Project 971 Щука-Б (Akula), and Project 945 Баракудда, Кондор, and Марс (Sierra) submarines, and in pairs to power the Project 941 Акула (Typhoon) and Project 949 Гранит and Антей (Oscar) third generation submarines. It is a pressurized water reactor (PWR), using 20-45% enriched uranium-235 fuel to produce 190 MWt of power.
Einsatz
- Atom-U-Boote Mike-Klasse 1x 190 MWt Druckwasserreaktor
- Atom-U-Boote Typhoon-Klasse 2x OK-650 190 MWt Druckwasserreaktoren
- Atom-U-Boote Akula-Klasse 190 MW OK-650B
- Atom-U-Boote Sierra-Klasse 1x
- Atom-U-Boote Oscar-Klasse 2x OK-650B
OK-700
VM-4
Einsatz
- Atom-U-Boot Delta-Klasse
- Atom-U-Boote Yankee-Klasse Der Antrieb bestand aus zwei Druckwasserreaktoren vom Typ OK-700. Deren Kerne, Typ VM-4, lieferten eine Leistung von jeweils 90 Megawatt.
OK-900/OK-900A
Spezifikation
- Reaktorgeneration: 2
- Fuel: 90% enriched Uranium in the form of metallic Uranium-Zirconium alloy fuel elements
- Fuel Load: 150.7 kg
- Power Production: 171 Megawatts
Einsatz
Three OK-150's were used to power the Soviet icebreaker Lenin at the time of its launch in 1957. Later, after damage caused by nuclear accidents in 1965 and 1967, these were removed and replaced with two OK-900's.
- Atomeisbrecher Arktika-Klasse 2xOK-900A
Siehe auch
External links