Kernkraftwerk
# Kernkraftwerk

Ein Kernkraftwerk (KKW), auch Atomkraftwerk (AKW), ist ein Wärmekraftwerk zur Gewinnung elektrischer Energie aus Kernenergie durch kontrollierte Kernspaltung (Fission).

Physikalische Grundlage von Kernkraftwerken ist die durch Neutronen induzierte Spaltung einiger Isotope des Urans oder Plutoniums. Im Thorium-Reaktor wird Uran der Massenzahl 233 durch Neutronen aus Thorium gebildet. Die Bindungsenergie pro Nukleon ist in den Spaltprodukten größer als vorher im spaltbaren Kern. Diese Energiedifferenz wird bei der Kernspaltung – hauptsächlich als Bewegungsenergie der Spaltprodukte – freigesetzt. Mittels Abbremsung der Spaltprodukte durch das umgebende Material entsteht Wärme, mit der Wasserdampf erzeugt wird.

Größere Kernkraftwerke bestehen aus mehreren Blöcken, die unabhängig voneinander elektrischen Strom erzeugen. Jeder Block enthält einen Kernreaktor.

Im April 2020 waren weltweit 442 Kernreaktoren mit insgesamt 391 Gigawatt Nettoleistung am Netz.

## Geschichte

### Wortherkunft

Für die bei Kernreaktionen und radioaktiven Umwandlungen frei werdende Energie wurde 1899 der Begriff Atomenergie von Hans Geitel geprägt. Damals war der Aufbau der Atome noch unbekannt. Umgangssprachlich wird eine Nuklearwaffe, deren Wirkung auf Kernspaltung und/oder Kernfusion beruht, ebenfalls als Atombombe bezeichnet. Die später eingeführten Begriffe der Atom- oder Kernwaffe konnten sich nur im gehobenen und technischen Sprachgebrauch etablieren.

Die im Jahr 1957 gegründete Europäische Atomgemeinschaft (EAG, jetzt EURATOM) erhielt ihren Namen mit dem damals überwiegend positiv besetzten Begriff Atom.

1955 wurde in Deutschland das Bundesministerium für Atomfragen geschaffen, das 1957 im Bundesministerium für Atomkernenergie und Wasserwirtschaft und 1962 im Bundesministerium für Wissenschaftliche Forschung aufging. Die Leiter des Atomministeriums wurden als Atomminister bezeichnet. Das erste nuklear betriebene Forschungsschiff Deutschlands, die 1964 in Betrieb genommene Otto Hahn, wird oft als „Atomschiff“ bezeichnet.

1959 wurden gleichentags das deutsche Atomgesetz und das Schweizer Atomgesetz beschlossen. In der Schweiz geschah dies in Folge der Aufnahme des Textes „Die Gesetzgebung auf dem Gebiet der Atomenergie ist Bundessache“ nach angenommener Volksabstimmung 1957 in die Bundesverfassung. 2003 wurde es durch das Kernenergiegesetz abgelöst.

Ab Mitte der 1960er Jahre setzte sich innerhalb Deutschlands zunehmend die Ablösung des Begriffsteils Atom durch Kern durch. Als Grund dafür wird häufig die aufgrund des verschärfenden Kalten Kriegs und der Kubakrise zunehmende Angst vor einem Atomkrieg angeführt, in der der Namensbestandteil Atom zunehmend negativ aufgenommen wurde. Die Begriffe Kernkraftwerk (KKW) und Atomkraftwerk (AKW) werden als Synonyme verwendet. 1966 wurde für die Kraftwerke Rheinsberg und Gundremmingen A sowie später für alle weiteren Anlagen in Deutschland die Bezeichnung Kernkraftwerk verwendet. Die Bezeichnung „Kernkraftwerk“ wird durch die Norm DIN ISO 921/834 geregelt.

### Technologiegeschichte

Das erste zivile Kernkraftwerk der Welt wurde 1954 im russischen Obninsk erfolgreich in Betrieb genommen. Es hatte eine elektrische Leistung von 5 MW. 1955 wurde in Calder Hall (England) ein Kernkraftwerk errichtet, das 1956 mit einer Leistung von 55 MW ans Netz ging und als erstes kommerzielles Kernkraftwerk der Welt bezeichnet wird. Erstes Kernkraftwerk in Deutschland war 1960 das Kernkraftwerk Kahl, in der Schweiz 1969 das Kernkraftwerk Beznau. In Österreich wurde 1978 die Inbetriebnahme des ersten Kernkraftwerks Zwentendorf durch eine Volksabstimmung verhindert, weitere wurden nicht mehr gebaut.

Transportable Kernreaktoren spielten im Bereich der nuklear angetriebenen Unterwasserschiffe mit der USS Nautilus ab 1954 und deren sowjetischen ersten Gegenstück, der K-3 Leninski Komsomol und 1960 mit dem ersten nuklear angetriebenen Flugzeugträger der USS Enterprise, eine zentrale Rolle im Wettrüsten.

Das zuständige Bundesministerium in der Bundesrepublik Deutschland förderte die Technologie seit 1955 – anfangs unter der Führung von Franz Josef Strauß – mit Milliardensummen. Die Angaben zur Förderhöhe unterscheiden sich dabei beträchtlich, je nach Quelle, Bezugsjahr und Berechnungsansatz. VGB PowerTech e.V. nennt einen Betrag von 7,83 Mrd. €, 1999 gab das Nachrichtenmagazin Der Spiegel eine Zahl von 50 Mrd. DM an, Greenpeace kommt mit neueren Berechnungen sogar auf 200 Mrd. €. Der ehemalige CDU-Bundestagsabgeordnete Herbert Gruhl nannte in einer Bundestagsrede 1979 bereits einen Betrag von 20 Mrd. DM, der „aus öffentlichen Haushalten zur Förderung der Kernenergie ausgegeben worden“ sei. In einem Flugblatt der ÖDP bezifferte Gruhl allein für das Jahr 1984 die Forschungsausgaben auf 5 Mrd. DM.

In den meisten frühen Kernkraftwerken kamen Siedewasserreaktoren zum Einsatz, da diese einfacher zu bauen und zu regeln sind. Inzwischen sind dagegen Druckwasserreaktoren üblicher, die höhere Leistungsdichten haben und bei denen der Kontrollbereich kleiner ist. Das erste Kernkraftwerk Deutschlands war das unter Lizenz von GE von der AEG gebaute Kernkraftwerk Kahl (16 MW elektrisch) mit einem Siedewasserreaktor, der zuerst am 13. November 1960 kritisch wurde. Es folgten der Mehrzweckforschungsreaktor Karlsruhe (MZFR) (29. September 1965, 57 MW elektrisch) und das Kernkraftwerk Rheinsberg, ein Wasser-Wasser-Energie-Reaktor (WWER) sowjetischer Bauart im Kreis Neuruppin in der DDR. Es wurde am 9. Mai 1966 das erste Mal mit dem Netz synchronisiert und war bis 1990 in Betrieb. Das nächste war ein Siedewasserreaktor in Gundremmingen (KRB A), am 14. August 1966 zum ersten Mal kritisch gefahren, mit einer Leistung von 250 MW (elektrisch) und schließlich ein Kraftwerk mit einem Druckwasserreaktor 1968 in Obrigheim in Baden-Württemberg (357 MW elektrisch).

Alle noch im Betrieb befindlichen deutschen Kernkraftwerke wurden von der Siemens AG oder deren ehemaliger Tochter Kraftwerk Union (KWU) gebaut.

Die vier Kernkraftwerke mit Siedewasserreaktoren (Brunsbüttel, Isar I, Philippsburg I und Krümmel) – im August 2011 im Rahmen des Atomausstiegs endgültig abgeschaltet – wurden von der AEG begonnen und von der KWU fertiggebaut, nachdem die Kernkraftsparte der AEG in der KWU aufgegangen war. Informationen dazu, was nach der endgültigen Abschaltung passiert, finden sich unter Nachbetriebsphase und Stilllegung kerntechnischer Anlagen.

## Generationen von Kernkraftwerken

Man kann Kernkraftwerke in verschiedene Generationen einteilen:

| Generation | Beschreibung | Beispiele |
| - | - | - |
| I | Erste kommerzielle Prototypen | Shippingport 1957, DWR 60 MW (elektrisch) Dresden (Illinois) 1960, SWR 180 MW (elektrisch), Fermi 1 1963, Brutreaktor 61 MW (elektrisch) |
| II | Kommerzielle Leistungsreaktoren im Betrieb | Die meisten Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren, CANDU, Konvoi, EdF-Kraftwerke (DWR) |
| III | Fortschrittliche Reaktoren (evolutionäre Weiterentwicklungen aus Generation II) | EPR, AP1000, ABWR, Hochtemperaturreaktor, Advanced CANDU Reactor, MKER, Russisches schwimmendes Kernkraftwerk |
| IV | Zukünftige Reaktortypen (derzeit vom Generation IV International Forum vorangetrieben) | Flüssigsalzreaktor, S-PRISM, Laufwellen-Reaktor, Brutreaktoren, Small Modular Reactor |

## Anzahl der Kernkraftwerke

Bis Ende der 1980er Jahre stieg die Zahl der Kernkraftwerke weltweit stetig an; im Jahr 1989 erreichte sie einen vorläufigen Höhepunkt mit 423 für Stromproduktion genutzten Reaktoren. Nach Tschernobyl verlangsamte sich das Wachstum stark. Die Zahl der betriebenen Anlagen betrug im Jahr 2002 444, im Jahr 2009 436. Im Jahr 2008 wurde erstmals seit den 1960er Jahren weltweit kein neues Kernkraftwerk in Betrieb genommen. Im März 2011 kam es während der Nuklearkatastrophe von Fukushima zu drei Kernschmelzen; auch die übrigen drei Reaktoren an diesem Standort wurden aufgegeben.

Im April 2020 waren weltweit offiziell 442 Reaktorblöcke mit einer Gesamtleistung von 391 Gigawatt in Betrieb, jedoch waren 25 Reaktoren in Japan im Langzeitstillstand, die erst nach und nach wieder in Betrieb gehen. Weitere 53 Reaktorblöcke mit einer Gesamtleistung von 56 Gigawatt befanden sich in Bau, der größte Teil davon in asiatischen Ländern.

Die Anzahl der Kernkraftwerke weltweit wächst seit 1989 nur noch langsam. Die Gesamtleistung aller Kernkraftwerke steigt seit 2014 wieder an.

Anzahl und Gesamtleistung der Kernkraftwerke weltweit :

| Jahr | Anzahl | Veränderung | Gesamtleistung in Gigawatt | Veränderung |
| - | - | - | - | - |
| 1954 | 1 | +1 | 0,005 | +0,005 |
| 1960 | 15 | +14 | 0,8 | +0,8 |
| 1970 | 84 | +69 | 16 | +15 |
| 1980 | 245 | +161 | 135 | +119 |
| 1990 | 416 | +171 | 325 | +190 |
| 2000 | 435 | +19 | 350 | +25 |
| 2010 | 441 | +6 | 375 | +25 |
| 2020 | 442 | +1 | 391 | +16 |

## Funktionsweise und Aufbau

Die Umwandlung in elektrische Energie geschieht indirekt wie in herkömmlichen Wärmekraftwerken: Die Wärme, die bei der Kernspaltung im Kernreaktor entsteht (er entspricht dem Kessel in einem Kohlekraftwerk), wird auf einen Wärmeträger – meist Wasser (Standardtyp Leichtwasserreaktor) – übertragen, wodurch dieses erwärmt wird. Direkt im Reaktor oder indirekt in einem Dampferzeuger entsteht Wasserdampf. Der unter Druck stehende Wasserdampf wird einer meist mehrstufigen Dampfturbine zugeführt. Dampfturbinen in Kernkraftwerken gehören zu den größten Dampfturbinen überhaupt. Nachdem die Turbine den Dampf expandiert und teilweise kondensiert hat, wird der restliche Dampf in einem Kondensator niedergeschlagen. Der Kondensator entspricht dabei einem Wärmeaustauscher, welcher auf Sekundärseite etwa mit einem Fluss oder einem Kühlturm verbunden ist. Nach der Kondensation wird das nunmehr flüssige Wasser durch Pumpen auf den Dampfdruck im Kernreaktor oder Dampferzeuger gebracht und in mehreren Schritten nahezu auf Sättigungstemperatur regenerativ vorgewärmt. Das Wasser gelangt danach in den Kernreaktor und der Kreislauf beginnt erneut. Der Wasser-Dampfkreislauf entspricht dabei dem Clausius-Rankine-Kreisprozess.

### Kernreaktor

Der Kernreaktor ist das Herz des Kraftwerks. In seinem zentralen Teil befindet sich der Reaktorkern, der aus Brennelementen besteht, in denen Kernenergie durch kontrollierte Kernspaltung und radioaktiven Zerfall freigesetzt und in Wärme umgewandelt wird. Mit dieser Wärme wird ein Kühlmittel erhitzt, das durch den Reaktor gepumpt wird und dadurch die Energie aus dem Reaktor abtransportiert.

Da die Kernspaltung mit für Lebewesen gefährlicher Radioaktivität verbunden ist, ist der Reaktorkern von einem Schutzschild umgeben. Dieser sogenannte biologische Schild absorbiert die aus dem Reaktordruckbehälter austretende Strahlung. Die äußere Hülle um den Reaktor und die radioaktiven Nebenkreisläufe, zu denen auch das Brennelementlagerbecken gehört, bildet der Sicherheitsbehälter (Containment), der bei Störfällen verhindert, dass radioaktives Material in die Umwelt gelangt. Der Sicherheitsbehälter wird bei einem Bruch des Primärkreises automatisch hermetisch abgeschlossen (sog. Durchdringungsabschluss) und ist so ausgelegt, dass er dem dabei sich aufbauenden Druck standhält. Zusätzlich sind viele Reaktorgebäude mit einer Kuppel aus Beton ausgestattet, um den Reaktor vor Einwirkungen von außen zu schützen.

In Kernkraftwerken werden unterschiedliche Reaktortypen eingesetzt, die sich im Wesentlichen durch die verwendeten Kernbrennstoffe, Kühlkreisläufe und Moderatoren unterscheiden.

### Dampfturbine

Die Aufgabe der Dampfturbine ist es, die im Dampf enthaltene Wärme in Rotationsenergie umzuwandeln. An die Turbinenwelle ist die Welle des Generators gekuppelt. In Kernkraftwerken finden zumeist Sattdampfturbinen Anwendung. Die Turbine hat einen Hochdruckteil und – meist zwei oder drei – Niederdruckstufen. Aufgrund der hohen Dampffeuchte nach dem Hochdruckteil wird der Dampf vor Eintritt in den Niederdruckteil mittels Frischdampfüberhitzung und Hochgeschwindigkeitsabscheidung getrocknet. Am Ende der letzten Schaufelreihe des Niederdruckteils hat der Dampf etwa eine Feuchtigkeit von 15 %. Die Entspannung bis in das Nassdampfgebiet führt zu einer hohen Arbeitsausbeute, allerdings mit den Nachteilen, die mit feuchtem Wasserdampf verbunden sind.

Wenn der Generator durch eine Störung die erzeugte elektrische Energie nicht mehr abgeben kann, nimmt er entsprechend wenig mechanische Energie auf. Als Reaktion auf diesen Lastabfall würde sich die Drehzahl der Turbine bis über die zulässige Betriebsgrenze erhöhen, mit der Gefahr der Selbstzerstörung durch zu hohe Zentrifugalkräfte. Um diesen Ablauf zu vermeiden, sind kurz vor dem Turbineneintritt Ventile in der Frischdampfleitung montiert. Wenn diese Schnellschlussventile betätigt werden, leiten sie den Dampf unter Umgehung der Turbine direkt in den Kondensator. Parallel dazu wird der Reaktor heruntergefahren, da der Kondensator die volle Reaktorleistung nur begrenzte Zeit aufnehmen kann. Diese Turbinenschnellabschaltung (TUSA) ist, wie jeder unplanmäßige sicherheitsrelevante Vorfall in deutschen Kernkraftwerken, gemäß AtSMV meldepflichtig.

Das Maschinenhaus mit der Dampfturbine ist baulich meist vom eigentlichen Reaktorgebäude getrennt. Es ist so orientiert, dass bei einer Zerstörung einer Turbine im laufenden Betrieb möglichst keine Trümmerteile in Richtung des Reaktors fliegen.

Im Falle eines Druckwasserreaktors ist die Dampfturbine hermetisch vom nuklearen System getrennt. Um eine Leckage im Dampferzeuger und damit den Übertritt von radioaktivem Wasser frühzeitig zu erkennen, ist am Dampfaustritt des Dampferzeugers ein Aktivitätsmessgerät angebracht. Bei Siedewasserreaktoren ist dagegen auch die Dampfturbine mit radioaktivem Wasser beaufschlagt und deshalb Teil des Kontrollbereichs des Kernkraftwerks.

### Generator

Der Generator wandelt die durch die Turbine bereitgestellte kinetische Energie in elektrische Energie. Es kommen niederpolige Drehstrom-Synchrongeneratoren mit hoher Bemessungsleistung zum Einsatz. Generatoren dieses Typs werden auch Turbogenerator genannt und bilden in Einheit mit der Dampfturbine einen Turbosatz. Für die EPR-Reaktorblöcke im Kernkraftwerk Taishan wurden die bisher größten Synchrongeneratoren gefertigt. Diese haben eine Bemessungsscheinleistung von 2000 MVA und sind vom Typ GIGATOP-4. Über den Generatorleistungsschalter ist die Generatorableitung mit den Maschinen- und Eigenbedarfstransformatoren verbunden.

### Transformatoren

Zur Anpassung der Generatorausgangsspannung an die Netzspannung dienen Maschinentransformatoren. Außerdem kann dem Netz beim Anfahren mit Hilfe dieser Transformatoren Energie entnommen werden. Während des Betriebs dienen Eigenbedarfstransformatoren zur Deckung des elektrischen Eigenbedarfs. Die Eigenbedarfstransformatoren nehmen die Leistung ebenfalls direkt vom Generator ab.

### Hauptkühlmittelpumpe (DWR) und Zwangsumwälzpumpe (SWR)

Die Hauptkühlmittelpumpe eines Druckwasserreaktors (DWR) hat die Aufgabe, das Kühlmittel zwischen Reaktor und Dampferzeuger umzuwälzen. Die meisten westlichen Kernkraftwerke verfügen über vier Hauptkühlmittelpumpen (entsprechend der Anzahl der Loops), die aus Sicherheitsgründen jeweils voneinander getrennt im Reaktorgebäude untergebracht sind. Die Pumpe ist eine Zentrifugalpumpe mit einteilig geschmiedetem Gehäuse. Der Durchsatz beträgt bis zu 10.000 l/s bei einem Druck von bis zu 175 bar und einer zulässigen maximalen Temperatur von 350 °C. Die Druckerhöhung durch die Hauptkühlmittelpumpe beim DWR entspricht dem Druckverlust im Loop (Reaktor, Dampferzeuger und Rohrleitungssystem). Auch nach Ausfall der Hauptkühlmittelpumpen (der eine Reaktorschnellabschaltung zur Folge hat) ist die Umwälzung und somit die Wärmeabfuhr durch sog. Naturumlauf gewährleistet.

Beim Siedewasserreaktor sind im Reaktordruckbehälter Zwangsumwälzpumpen angebracht, deren Auslegung etwa denen in einem gleich großen DWR entspricht. Sie stabilisieren den Durchfluss und sind über die Drehzahlregelung in die Leistungsregelung des Reaktors eingebunden. Bei größerem Durchsatz sinkt der Dampfblasengehalt im Kühlmittel, wodurch die Reaktivität steigt. Für die Nachwärmeabfuhr nach der Abschaltung sind die Pumpen nicht erforderlich, der Naturumlauf ist dann ausreichend.

Neben diesen Hauptkühlmittelpumpen verfügt ein Kernkraftwerk üblicherweise noch über mehrere Notfalleinspeisungen auf unterschiedlichen Druckniveaus, die bei Störungen (siehe Auslegungsstörfall) die Kühlung des Reaktorkerns aufrechterhalten.

### Sicherheitsventile

Um den Druck im Reaktordruckbehälter bei einem Störfall nach oben zu begrenzen, sind zwei voneinander unabhängige Sicherheitsventile vorhanden. In Kernkraftwerken sind für die Erfüllung einer Sicherheitsfunktion stets mehr Einrichtungen vorhanden, als man zur Erfüllung des Schutzziels benötigt; dieses Prinzip heißt Redundanz. Arbeiten diese Einrichtungen (zur Erfüllung derselben Aufgabe) nach verschiedenen Prinzipien, spricht man von Diversität. Ein Kraftwerksreaktor hat redundante und diversitäre Sicherheitsventile.

Beim Druckwasserreaktor sind Sicherheitsventile und Abblaseventile im Primärkreis in der Nähe des Druckhalters angeordnet. Die Druckbegrenzung soll ein Bersten von Rohrleitungen oder Reaktordruckbehälter verhindern. Die Ventile sind in ihrer Kapazität so ausgelegt, dass sie die zugeführten Volumenströme bei nur geringem Druckanstieg ableiten können.

Im Siedewasserreaktor wird der Dampf in die Kondensatkammer geleitet und dort kondensiert. Die Kammern sind über Wärmetauscher mit dem Zwischenkühlkreislauf verbunden. Werden Gas-Dampfgemische (ggf. nach Filterung) in die Umgebung außerhalb der Sicherheitsbehälter geblasen, spricht man von Venting (siehe auch Wallmann-Ventil).

Die Sicherheitsventile im DWR sind nicht absperrbar, um ihre sicherheitstechnische Funktion nicht zu gefährden. Den Sicherheitsventilen im Ansprechdruck vorgelagert existieren jedoch unabhängige Abblaseventile zur Druckbegrenzung im RKL. Ein solches Ventil kann im Bedarfsfall mit einem vor- oder nachgelagertem weiteren Ventil abgesperrt werden und so einen Kühlmittelstörfall wegen Nichtschließens des Abblaseventils vermeiden. Das Nichtschließen eines Abblaseventils führte 1979 (zusammen mit dem erst später erfolgtem Schließen der Absperrarmatur) zu einem folgenschweren Unfall mit Kernschmelze im Kernkraftwerk Three Mile Island.

### Speisewasserpumpen

Die Speisewasserpumpen haben die Aufgabe, das Wasser aus dem Speisewasserbehälter auf den Dampfdruck im Reaktor und im Dampferzeuger zu bringen und das Wasser mit ca. 2200 kg/s zu fördern. Die benötigte Leistung ist beispielsweise 20 MW pro Pumpe. Über das Speisewassersystem wird der Wasserstand im Dampferzeuger und Kernreaktor geregelt.

### Lastanpassung

Bei den meisten Kernkraftwerken, insbesondere bei Leichtwasserreaktoren, ist eine schnelle Lastanpassung im Bereich 40–100 % möglich bei einer Rate von 2 %/Minute. Eine Senkung auf 30 % Leistung und eine Rate von 5 %/Minute sind möglich, falls die Kontrollstäbe speziell dafür ausgelegt sind. Das Anfahren vom ausgeschalteten Kraftwerk dauert mehrere Stunden. Wenn das Kraftwerk notabgeschaltet wurde benötigt das Wiederanfahren, aufgrund der Xenonvergiftung, bis zu eine Woche.

Die Lastanpassung bei Druckwasserreaktoren erfolgt mithilfe der Konzentration an Borsäure im Kühlmittel (Bor ist ein Neutronengift) und mit den Steuerstäben. Falls der Reaktor für einen häufigen Betrieb bei Teillast geplant ist, wie zur Anpassung zu erneuerbaren Energiequellen, dann werden graue Steuerstäbe, teilweise neutronenabsorbierende Steuerstäbe, eingebaut. Dies ermöglicht eine homogenere Neutronenverteilung im Kern bei niedriger Leistung.

Die Lastanpassung bei Siedewasserreaktoren erfolgt vor allem durch die Regelung der Kühlungspumpen: Je langsamer die Pumpen arbeiten, desto höher die Temperatur des Wassers im Kern und der Dampfanteil, desto geringer die Moderatorwirkung und somit die Leistung.

Obwohl die Lastanpassung technisch möglich ist, werden Kernkraftwerke vorzüglich bei Volllast betrieben und andere thermische Kraftwerke zur Lastanpassung verwendet. Die Stromkosten aus Kernenergie stammen zu größten Teil aus dem Bau und Rückbau des Kraftwerks und nur zu etwa 20 % aus dem Brennstoff; da die Lebensdauer des Reaktors meist unabhängig von der Betriebslast auf 30 bis 60 Jahre begrenzt ist, ist der Betrieb bei Teillast oft nicht wirtschaftlich. Falls Kernkraftwerke den Großteil der Stromerzeugung decken, wie in Frankreich, lässt sich aber die Lastanpassung nicht vermeiden. In Deutschland befanden sich 2009 die KKW Philippsburg 1 (KKP 1) und Neckarwestheim I (GKN I) fast durchgängig im Lastfolgebetrieb.

### Notstromversorgung

Wenn nötig, erlaubt bei einem Ausfall des Stromnetzes die Notstromversorgung das sichere Herabfahren des Kernreaktors und dauerhafte Abfuhr der Nachzerfallswärme. Die Notstromversorgung ist mehrfach redundant aus Dieselaggregaten und Batteriepufferungen aufgebaut. Die Batteriepufferung stellt die unterbrechungsfreie Einkoppelung der Dieselaggregate in das interne Netz des Kraftwerks sicher. Weniger wichtige Hilfssysteme wie Begleitheizungen von Rohrleitungen werden dabei nicht versorgt.

## Betrieb

### Betriebsweise

Bei Kernkraftwerken ist die Investition in den Bau hoch; die Kosten im laufenden Betrieb sind vergleichsweise niedrig. Deshalb ist es besonders wirtschaftlich, sie möglichst durchgehend mit Maximalleistung als Grundlastkraftwerke zu betreiben. Veränderungen im Lastprofil, die unter anderem der zunehmenden Nutzung regenerativer Energieträger sowie der Liberalisierung des Strommarktes zugeschrieben werden, haben dazu geführt, dass auch Kernkraftwerke im Lastfolgebetrieb eingesetzt werden. Im Jahr 2009 betraf das beispielsweise die Kraftwerke Neckarwestheim 1, Phillipsburg 1, Phillipsburg 2, Biblis A Die Eignung von Kernkraftwerken für die Lastregelung ist unter anderem dadurch begrenzt, dass ein Lastwechsel (Kraftwerk) bei einem Kernkraftwerk im Normalbetrieb nur in einem Bereich von 30 % bis 100 % der Nennleistung mit Geschwindigkeiten von etwa 2 bis 5 Prozent der Nennleistung pro Minute vorgenommen werden kann. Die Primärregelung der Leistung übernimmt die Frequenzregelung des Generators.

Starke Laständerungen werden jedoch möglichst vermieden, denn

* über Dampfparameter bewirkt können sie zu lokaler Überhitzung von Brennelementen mit Materialversprödung oder Rissbildung führen,
* durch Steuerstäbe bewirkt führen sie zum ungleichmäßigen Abbrand der Brennelemente, was verschiedene Reaktorkernparameter verändern würde.

Um damit einhergehende Risiken zu minimieren, müssten Wartungsintervalle verkürzt werden. Dies würde wiederum die Betriebskosten erhöhen.

2011 wurden 8 der bis dahin 17 deutschen Kernreaktoren stillgelegt. Ob diese für den sogenannten Lastfolgebetrieb geeignet sind, ist umstritten.

Eine im Jahre 2009 vom Institut für Energiewirtschaft und Rationelle Energieanwendung der Universität Stuttgart durchgeführte Untersuchung ergab, dass die in Deutschland in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke durchaus für den Lastfolgebetrieb geeignet sind und über einen Lastbereich von 9,6 Gigawatt mit einer Laständerungsgeschwindigkeit von 3,8 bis 5,2 %/min gefahren werden können. Aus der Langfassung dieser Untersuchung kann man erkennen, dass die Kernkraftwerke damit in der Laständerungsgeschwindigkeit zwischen den besser geeigneten Gaskraftwerken und den weniger geeigneten Kohlekraftwerken liegen. Zum Ausgleich der stark schwankenden Stromerzeugung aus Windrädern werden inzwischen zahlreiche Kernkraftwerke im Lastfolgebetrieb gefahren, wie aus den jährlich veröffentlichten Betriebsergebnissen zu entnehmen ist.

Im Jahr 2009 waren die deutschen Kernkraftwerke – Revisionsstillstände und technische Betriebsstörungen mitgerechnet – im Schnitt zu 73 % zeitverfügbar und zu rund 74 % arbeitsverfügbar. Die tägliche Stromerzeugung schwankt, vor allem aufgrund von Revisionsstillständen (und aufgrund von Betriebsstörungen). Im Jahresverlauf 2009 wurden in Deutschland rund 53 % bis 89 % der installierten Nennleistung zur Stromerzeugung genutzt.

Beispiele für reinen Grundlastbetrieb sind die KKW Biblis B, Neckarwestheim II, Grafenrheinfeld und Emsland, die 2009 außerhalb der Revisionen fast durchgehend unter Volllast betrieben wurden. Beispiele für Betrieb nach Lastanforderung sind die KKW Brokdorf und Grohnde.

**Brennstoff**

Als Kernbrennstoff wird in den meisten betriebenen Kernkraftwerken angereichertes Uran (Anteil des Isotops $^{235}U$ ca. 3 bis 4 %) in Form seines Oxids eingesetzt. Dabei hat etwa 1 kg Natururan, mit nur etwa 0,7 % spaltbarem Uran-235-Anteil, einen Energiegehalt wie 12.600 Liter Erdöl oder 18.900 kg Steinkohle. Jedes Brennelement bleibt üblicherweise drei Jahre im Reaktor; jährlich wird das älteste Drittel der Brennelemente ausgetauscht, weil der Gehalt an $^{235}U$ zu weit gesunken und andererseits ein Gehalt an neutronenabsorbierenden Spaltprodukten aufgebaut ist. Durch Neutroneneinfang ist außerdem ein Teil des nicht spaltbaren Uranisotops $^{238}U$ in Plutonium umgewandelt worden, und zwar hauptsächlich in $^{239}Pu,$ in geringerer Menge $^{240}Pu.$

Dieses Plutonium eignet sich als Kernbrennstoff. Durch seine Nutzung lässt sich die Energiemenge, die sich aus einem Kilogramm Natururan gewinnen lässt, erheblich steigern. Zur Nutzung des Plutoniums müssen die Brennelemente eine Wiederaufarbeitung durchlaufen, bei der die Spaltprodukte und das noch nicht verbrauchte Uran abgetrennt werden. Es gibt weltweit, wie auch in Deutschland, viele Kraftwerke mit einer Nutzungslizenz für MOX-Brennelemente. Mischoxid (MOX) ist ein Gemisch aus Uranoxid und Plutoniumoxid. Die Verwendung von höheren Plutoniumanteilen im MOX ist wegen der Möglichkeiten zur Proliferation und der höheren Sicherheitsanforderungen an einen mit Plutonium betriebenen Reaktor umstritten.

Ohne Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente kann ein Kernkraftwerk aus einem Kilogramm Natur-Uran je nach eingesetztem Reaktortyp und Brennstoffkreislauf etwa 36–56 MWh Strom erzeugen.

Zusammengenommen haben die rund 435 Kernreaktoren, die es weltweit in 31 Ländern gibt, die Kapazität zur Bereitstellung von etwa 370 Gigawatt elektrischer Leistung. Hierbei fallen pro Jahr rund 12.000 Tonnen radioaktiver Abfall an, der auch Plutonium enthält.

Am weltweiten Gesamtverbrauch von Primärenergie hatte die Kernkraft 2020 einen Anteil von 4,3 %.

**Wirkungsgrad**

Bezogen auf den Energiegehalt des in einem Brennstab umgesetzten $^{235}U$ bzw. $^{239}Pu$ beträgt der Wirkungsgrad eines Kernkraftwerks etwa 35 %. Bei Leicht- und Schwerwasserreaktoren wird der Wirkungsgrad durch die Begrenzung auf vergleichsweise niedrige Frischdampftemperaturen von ca. 330 °C begrenzt (zum Vergleich: Die Frischdampftemperatur eines modernen Steinkohlekraftwerks beträgt ca. 580 °C). Eine Erhöhung der Frischdampftemperatur in einem Kernkraftwerk ist nur schwer zu realisieren, da die hohen Wärmestromdichten in den relativ kompakten Reaktoren die Verwendung von unterkritischem Wasser voraussetzen. Werden andere Kühlmittel verwendet sind im Prinzip auch höhere Wirkungsgrade erzielbar. Jedoch haben sich Technologien wie der graphitmoderierte $CO_2-gekühlte$ Advanced Gas-cooled Reactor letztlich nicht durchsetzen können. Einige Design-Vorschläge für Kernkraftwerke der „vierten Generation“ versprechen durch den Einsatz metallischer oder gasförmiger Kühlmittel oder von Salzschmelzen (Flüssigsalzreaktor) höhere Betriebstemperaturen und damit bessere Wirkungsgrade sowie eine bessere Nutzbarkeit als Prozesswärme. Stand 2022 ist diese Technologie jedoch über das Versuchsstadium kaum herausgekommen.

Durch den Umstand, dass es sich bei einem Kernkraftwerk um ein Großkraftwerk handelt, ergeben sich zudem im Durchschnitt längere Leitungen zum Endverbraucher, womit die Summe der Übertragungsverluste steigt; in Deutschland gehen so durch Netzverluste rund 6 % der bereitgestellten Elektroenergie im Stromnetz verloren.

Der Wirkungsgrad des gesamten Systems wird wie bei allen Energieerzeugungsanlagen reduziert durch den Energiebedarf zum Bau, Betrieb und Rückbau des Kraftwerks.

**Kohlenstoffdioxidbilanz**

Auch wenn es bei der Kernspaltung selber keinerlei $CO_2-Emissionen$ gibt, so lässt sich ein Kernkraftwerk bei ganzheitlicher Betrachtung nicht vollständig $CO_2-frei$ betreiben. $CO_2-Emissionen$ entstehen vor allem beim Bau des Kraftwerks, bei Abriss und Entsorgung, sowie bei der Urangewinnung und -anreicherung. Insbesondere bei der Urangewinnung und der -anreicherung gibt es große Unterschiede bei den $CO_2-Emissionen$ in Abhängigkeit von der Urankonzentration des Erzes und dem Verfahren der Anreicherung.

Die Wirtschaftskommission für Europa (UNECE) gibt für 2020 den $CO_2-Ausstoß$ bei der Kernenergie für den gesamten Lebenszyklus bei 5,1–6,4 g $CO_2/kWh$ an. Im Vergleich dazu erzeugen Kohlekraftwerke 751–1095 g/kWh (ohne $CO_2-Sequestrierung),$ GuD-Kraftwerke 403–513 g/kWh (ohne $CO_2-Sequestrierung),$ Photovoltaik 8–83 g/kWh, Wasserkraft 6–147 g/kWh, Windkraft 7.8–16 (Festland) bzw. 12–23 g/kWh (Offshore-Windparks) und Sonnenwärmekraftwerke 27–122 g/kWh.

### Risiken

Neben den allgemeinen Unfallrisiken eines thermischen Großkraftwerkes ergeben sich spezielle Risiken aus der Nutzung der Kernenergie. Besonders die Radioaktivität der Spaltprodukte stellt eine Gefahr dar. Unfälle können von geringfügigen internen Betriebsstörungen bis zu einer Katastrophe mit internationalen Auswirkungen reichen, wie es bei der Katastrophe von Tschernobyl der Fall war. Kernkraftwerke können außerdem im Rahmen von Kernwaffenprogrammen genutzt werden.

**Risiko des Austritts von radioaktivem Material**

Im normalen Betrieb entweichen kleine Mengen radioaktiven Materials vom Kernkraftwerk durch den Abluftkamin in die Umwelt. Dieses Material umfasst radioaktive Edelgase (Krypton-85) sowie das instabile Wasserstoffisotop Tritium, deren Entweichen gemessen wird und Auflagen unterliegt.

Durch Unfälle oder Störungen der Sicherheitsbarrieren können größere Mengen radioaktiven Materials in die Umwelt und in die Nahrungskette gelangen. Viele konstruktive Maßnahmen dienen dazu, das auch dann noch zu verhindern, wenn große Teile des Reaktors funktionsuntüchtig oder zerstört worden sind (siehe Auslegungsstörfall). Ein Beispiel dafür, dass Fehlbedienung zu einer Freisetzung von Radioaktivität führen kann, ereignete sich 1987 im KKW Biblis. Ein Ventil, das während des normalen Betriebs geschlossen sein sollte, schloss nicht. Die Betriebsmannschaft versuchte, es durch die Öffnung eines Prüfventils „frei zu blasen“, was nicht gelang. Durch die Prüfleitung entwich Kühlwasser des Primärkreislaufs. Die radioaktive Belastung der Umgebung des Kernkraftwerkes blieb unter den gültigen Grenzwerten, da weitere Barrieren wie Auffangbecken und Containment funktionierten.

**Risiko der Kernschmelze**

Durch die extrem hohe Energiedichte im Kernreaktor ist es möglich, dass beim Ausfall der Kühlung der Reaktorkern schmilzt und sich dadurch selbst zerstört. Die Konsequenzen der Kernschmelze können je nach den genauen Umständen im Wesentlichen auf das Kernkraftwerk beschränkt bleiben oder der Auslöser eines unkontrollierten Austritts von großen Mengen Radioaktivität sein.

Die Havarie im Kernkraftwerk Three Mile Island im Jahre 1979 ist ein Beispiel für eine Beschränkung auf das Kernkraftwerk. Hier gelang es, das Schmelzen zu stoppen, bevor der Reaktordruckbehälter zerstört wurde. Der bei der Schmelze entstandene Wasserstoff wurde an die Atmosphäre abgelassen. Mit ihm entwich das radioaktive Isotop 85 des Gases Krypton (85-Kr, 10,75 Jahre Halbwertszeit) mit einer Aktivität von etwa 1,665 · $10^{15}$ Bq. 38 Versuche im Loss-of-Fluid-Test (LOFT)-Reaktor im Idaho Test Area North (gebaut 1965–1975) halfen zwar bei der Dimensionierung der Notkühlsysteme, waren jedoch nicht aussagekräftig für den Fall einer Kernschmelze, weil dort zu keiner Zeit der Reaktorkern schmolz und die Wärme- und Strahlungsgeometrie der um den Faktor 60 größeren kommerziellen Reaktoren nicht adäquat nachgebildet werden konnte. Forschungsmittel für die LOFT-Versuche waren schwer zu erhalten und wurden für die Schnelle-Brüter-Technologie umgeleitet. Beim Unfall in Tschernobyl (1986) wurde der Reaktorkern prompt überkritisch, die Kernschmelze riss die Brennstäbe auf und bildete Wasserstoff. Dampf- und Wasserstoff-Explosionen zerstörten die Abdeckung des Reaktors und warfen Teile des radioaktiven Brennstoffs in die unmittelbare Nähe des Kraftwerks aus. Ein dadurch entfachter Graphitbrand führte zur massiven Freisetzung des radioaktiven Inventars und erzeugte eine radioaktive Wolke, die über weite Teile Europas zog und über einigen Regionen (zum Beispiel Polarkreis, Teile Bayerns und Korsika) abregnete („Fallout“). Politische Folge dieser Havarie war der weitgehende Stopp des Ausbaus der Kernenergie in vielen Ländern Westeuropas.

Eine Kernschmelze mit unkontrollierter Freisetzung radioaktiven Materials nennt man einen Super-GAU. Ein Core-Catcher „Kernfänger“ soll in Anlagen ab der Generation 3+, wie im chinesischen Kernkraftwerk Tianwan, die Folgen einer möglichen Kernschmelze verringern und den Kern vor dem Absacken in das Erdreich auffangen.

**Entsorgungs- und Endlagerungsproblematik**

Die im Betrieb entstandenen Spaltprodukte und erbrüteten Transurane (Plutonium, Americium, Neptunium etc.) müssen anschließend für längere Zeit aus der Biosphäre ferngehalten werden, bis sie zum größten Teil zerfallen sind. Diese Zeit reicht je nach Isotop von einigen Monaten bis zu vielen tausend Jahren. Zu den Spaltprodukten zählt das zu 0,7 % anfallende Iod-Isotop $^{129}I$ mit einer Halbwertszeit von 15,7 Mio. Jahren. Iod und seine Isotope werden als essentielles Spurenelement vom menschlichen Organismus aktiv aufgenommen, vor allem von der Schilddrüse. Das Risiko besteht vor allem in einer Freisetzung während der Zeit der Lagerung. Mithilfe von Wiederaufbereitung und Transmutation könnte versucht werden, die nötige Lagerzeit auf wenige hundert Jahre zu senken, jedoch sind die dafür nötigen Anlagen und Verfahren auch in der Kritik und bisher nicht anwendungsreif.

Vor der Endlagerung werden die abgebrannten Brennstäbe chemisch aufgelöst und in ihre Bestandteile getrennt. Bei dieser Konditionierung, die in Wiederaufbereitungsanlagen erfolgt, kann im Betrieb wie auch durch Unfälle und Irrtümer radioaktives Material in die Umwelt gelangen. Abgebrannter Kernbrennstoff aus deutschen Kernkraftwerken wird in der Wiederaufarbeitungsanlage La Hague an der französischen Kanalküste verarbeitet und zur Zwischen- und Endlagerung wieder zurück nach Deutschland gebracht. Der Transport erfolgt mit Hilfe von Castor-Behältern. Seit 2005 sind in Deutschland Transporte abgebrannter Brennelemente aus deutschen Kernkraftwerken per Atomgesetz verboten, die direkte Endlagerung ist daher die einzige Möglichkeit.

**Proliferation von Kernwaffen**

Beim Betrieb von Kernkraftwerken mit Uran wird Plutonium erbrütet. Dieses kann für die Herstellung von Atombomben verwendet werden. Anders als bei Uran kann Plutonium, das für den Bau einer militärisch geeigneten Bombe taugt (Waffenplutonium), mit chemischen Verfahren aus dem gebrauchten Brennstoff bestimmter Typen von Kernkraftwerken gewonnen werden; eine Anreicherungsanlage ist nicht nötig. Beim Plutonium ist die für eine Bombe nötige Mindestmenge, die Kritische Masse, im Vergleich zu Uran geringer. Der Betrieb von Kernkraftwerken erhöht grundsätzlich das Risiko der Weiterverbreitung von Kernwaffen. Um dieses zu minimieren, wurden verschiedene internationale Verträge geschlossen. Der wichtigste dieser Verträge ist der Atomwaffensperrvertrag.

**Krankheitsfälle im Zusammenhang mit Kernkraftwerken**

Möglicherweise hat auch der Normalbetrieb von Kernkraftwerken Auswirkungen auf die menschliche Gesundheit. Eine epidemiologische Studie im Auftrag des Bundesamtes für Strahlenschutz im Jahr 2007 zeigte eine signifikant erhöhte Leukämie-Rate bei Kindern in der Nähe von Kernkraftwerken. Danach erkrankten von 1980 bis 2003 im 5-km-Umkreis um die Kernkraftwerke in Deutschland 37 Kinder neu an Leukämie – im statistischen Mittel wären es 17 Kinder gewesen. Im betrachteten Zeitraum erkrankten in Deutschland demzufolge aus obigem Grund durchschnittlich etwa 0,8 Kinder pro Jahr mehr an Leukämie, nimmt man andere Krebsarten hinzu, sind es 1,2 Kinder pro Jahr.

Über die Interpretation dieses Befundes herrscht keine Einigkeit. Die Autoren der Studie sind der Auffassung, dass die von deutschen Kernkraftwerken im Normalbetrieb emittierte ionisierende Strahlung wegen der um ein Vielfaches höheren natürlichen Strahlenbelastung nicht als Ursache in Betracht kommt. Das externe Expertengremium des BfS zur KiKK-Studie kommt hingegen zur Überzeugung, dass aufgrund des besonders hohen Strahlenrisikos für Kleinkinder sowie der unzureichenden Daten zu Emissionen von Leistungsreaktoren dieser Zusammenhang keinesfalls ausgeschlossen werden kann. Andere Studien dagegen fanden nur geringen oder gar keinen Zusammenhang zwischen dem Wohnen in der Nähe eines Kernkraftwerkes und dem Auftreten von Krebsfällen.

**Terrorangriffe**

Viele deutsche Atomkraftwerke sind auf einen Einschlag einer McDonnell F-4 mit 20 Tonnen Gewicht ausgelegt. Zivile Flugzeuge mit einer viel größeren Masse und Treibstoffmenge wurden in den Genehmigungsverfahren nicht beachtet. Die hohe Wucht und Rotation der Triebwerke sowie das freigesetzte Kerosin eines vollgetankten Jets könnte zu verheerenden Explosionen, Bränden und somit im Kraftwerk zu Kühlmittelverlusten, der Freilegung von Brennelementen bis hin zu einer Kernschmelze führen. Die Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) kommt hingegen zu dem Schluss, dass selbst bei einem gezielten Absturz eines großen Verkehrsflugzeugs auf eine noch in Betrieb befindliche Konvoi-Anlage die Kühlung der Brennelemente (BE) im Reaktor und BE-Lagerbecken erhalten bleibt, sodass Freisetzungen radioaktiver Stoffe aus BE-Schäden nicht zu erwarten sind.

Gegen einen terroristischen Angriff aus der Luft werden vorwiegend Betonschilde unterschiedlicher Dicke je nach Baujahr der Anlage eingesetzt. Um einem absichtlichen Absturz eines Großraumflugzeuges zu vereiteln, können Nebelwerfer, Abspannseile oder Ablenkplatten installiert werden, damit im Falle eines Aufpralls kein radioaktives Material austritt. Die Vernebelung wird wegen geringer Schutzwirkung wenig eingesetzt. Alternativ wird die großräumige Störung der GPS-Navigation überlegt. Ein Abschuss eines Flugzeugs mit Unbeteiligten durch Abfangjäger des Militärs untersagte in Deutschland das Bundesverfassungsgericht.

### Cyberangriff

Am 10. Oktober 2016 berichtet Yukiya Amano, Chef der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEA), dass Angriffe via Internet, die Abläufe in Kernkraftwerken stören, längst Realität sind und erwähnte einen konkreten Fall einer Cyberattacke vor zwei bis drei Jahren.

In einem Kraftwerk der Korea Hydro & Nuclear Power Co Ltd in Südkorea ist es 2014 zu einem Diebstahl unkritischer Daten gekommen.

Ein Team von Kaspersky Lab entdeckte bei einer Studie schwerste Sicherheitslücken in den Steueranlagen für Dampfturbinen von Siemens und anderen Herstellern.

## Wirtschaftlichkeit

Die Gestehungskosten für eine Megawattstunde Strom sind aufgrund der sehr hohen Anfangsinvestitionen, der enormen Rückbaukosten und der vergleichsweise geringen laufenden Kosten stark abhängig von der Laufzeit eines Reaktors. Ein Vergleich der Erzeugerpreise zu Braunkohle, Steinkohle, Wasserkraft, Erdgas, Windenergie und Photovoltaik findet sich unter Stromgestehungskosten.

Nach einer Studie von Moody’s liegen 2012 die Investitionskosten neuer Kernkraftwerke bei bis zu 4.900 €/kW, das Angebot für zwei neue Reaktoren im Kernkraftwerk Darlington zwischen 4.650 €/kW (EPR) und 6.850 €/kW (Advanced CANDU Reactor). Die Bereitschaft zum Bau neuer Kernkraftwerke ohne staatliche Unterstützung ist daher gering. Die CitiBank untersuchte 2009 die Finanzierbarkeit neuer Kernkraftwerke und anderer Großprojekte unter marktwirtschaftlichen Bedingungen und überschrieb die Studie: „New Nuclear – The Economics Say No“. Um die zukünftige Wirtschaftlichkeit von Kernkraftwerken für die Betreiber zu sichern, werden verschiedene Subventionsmaßnahmen erwogen.

Die Investitionen des seit 2003 im Bau befindlichen EPR im Kernkraftwerk Olkiluoto mit einer Leistung von 1600 MW gab Areva-Präsident Luc Oursel im Dezember 2012 mit 8,5 Milliarden Euro an. Die Investitionskosten des parallel in Bau befindlichen Kernkraftwerkes Flamanville 3 betragen ebenfalls 8,5 Mrd. Euro. Bei beiden Projekten kam es während des Baus zu erheblichen Kostensteigerungen.

In Großbritannien sind für den im März 2013 genehmigten Doppelblock Hinkley Point C Baukosten in Höhe von 16 Mrd. Pfund (ca. 19 Mrd. Euro) veranschlagt. Um das Projekt rentabel zu machen, sagte die britische Regierung für 35 Jahre nach der für 2022 vorgesehenen Inbetriebnahme eine garantierte Einspeisevergütung in Höhe von 92,5 Pfund/MWh (ca. 11,2 Cent/kWh) plus einem jährlichen Inflationsausgleich auf Preisbasis 2012 zu. Dies ist etwa das Doppelte des derzeitigen englischen Börsenstrompreises und liegt unterhalb der Einspeisevergütung für große Photovoltaik- und Offshore-Windkraftanlagen und oberhalb von Onshore-Windkraftanlagen. Bei allen 4 Reaktorblöcken handelt es sich um Reaktoren des Typs EPR, der den aktuellen Stand der Kerntechnik in Europa repräsentiert. Im Oktober 2014 genehmigte die EU-Kommission die Subvention der Reaktorneubauten als vereinbar mit dem EU-Wettbewerbsrecht. Die EU-Kommission geht dabei von Baukosten von 31 Mrd. Euro aus, während Herstellerfirma und britische Regierung von nur ca. 19 Mrd. Euro sprechen.

Die Baukosten des zwischen 1994 und 1995 betriebenen Brutreaktors Monju in Japan beliefen sich auf etwa 4 Milliarden Euro.

Eine 2003 veröffentlichte Studie vom Massachusetts Institute of Technology hat für neue Kernkraftwerke Kosten von etwa 4,6 Cent für eine Kilowattstunde ermittelt. 2009 aktualisierten die Autoren die Studie und kamen zu dem Schluss, dass die Kosten auf 5,8 Cent/kWh gestiegen waren. Damit ergebe sich für Kernkraftwerke im Vergleich zu Kohlekraft- und Gaskraftwerken unter den heutigen Randbedingungen auch weiterhin kein Kostenvorteil. Seitdem kam es zu einer enormen Verteuerung der Investitionskosten. Ging man 2003 bei neu zu bauenden Kernkraftwerken noch von etwa 700 Euro pro kW Leistung aus, lagen die Kosten im Jahr 2013 bei ca. 5.000 Euro pro kW.

Die Kosten für den Rückbau von Kernkraftwerken sind wegen der kontaminierten und aktivierten Anlagenteile hoch, dafür haben die Energieversorgungsunternehmen entsprechende Rückstellungen gebildet. Die prognostizierten Kosten bei derzeit im Rückbau befindlichen Kernkraftwerken betragen für das Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich 750 Millionen Euro (1302 MW), Stade 500 Millionen (672 MW), Obrigheim 500 Millionen Euro (357 MW) und Greifswald 3,2 Milliarden Euro (1760 MW).

Für den Rückbau der Schweizer Kernkraftwerke wird ein Fonds geöffnet; nach Laufzeiten der Schweizer Kraftwerke von 27, 31, 38 und 41 Jahren ist der Fonds erst mit 1,3 Milliarden von den 2,2 Milliarden Franken dotiert, welche für die Stilllegung einst berechnet wurden. Gemäß Handelszeitung zerstreut die Atombranche Bedenken über eine Finanzierungslücke wegen zu tiefer angenommener Kosten und trotz des absehbaren Fehlens der nötigen Fachkräfte. Die Möglichkeit einer Abschaltung vor der theoretisch maximal möglichen Betriebszeit der Werke wurde bei der Berechnung des Fonds nicht in Betracht gezogen.

Im Mai 2014 wurden Pläne der drei deutschen Kernkraftwerksbetreiber E.ON, EnBW und RWE publik, ihre Kernkraftwerke in eine neu zu gründende und in Staatsbesitz befindliche Stiftung abzugeben. Diese soll die Kernkraftwerke bis zu ihrem Laufzeitende betreiben und anschließend als sog. Bad Bank fungieren und für den Rückbau, die Endlagerung und alle sonstigen Risiken aufkommen. Hierfür wollen die Betreiber Rücklagen in Höhe von ca. 30 Mrd. Euro einbringen, zudem steht im Raum eventuell Schadensersatzklagen wegen des Atomausstieges in Milliardenhöhe fallen zu lassen.

## Haftung der Betreiber von Kernkraftwerken

### Europäische Union

Die Haftung in EU-Staaten jeweils in unterschiedlicher Höhe begrenzt. Die folgenden Haftungssummen nannte die deutsche Bundesregierung auf eine Anfrage im Juli 2008 als Antwort: Spanien 700 Millionen Euro, in Belgien, Lettland, Rumänien und Schweden auf etwa 330 Millionen Euro, Niederlande 313 Millionen Euro. In Tschechien rund 250 Millionen Euro, in Finnland rund 194 Millionen Euro, in Großbritannien, Polen und Slowenien etwa 165 Millionen Euro und in Ungarn etwa 100 Millionen Euro. Die Haftungssumme für Frankreich gibt die deutsche Bundesregierung mit etwa 84 Millionen Euro, für die Slowakei mit etwa 82,5 Millionen Euro, für Dänemark mit rund 66 Millionen Euro und für Bulgarien mit 16,5 Millionen Euro an. Die Haftungssumme Italiens beläuft sich den Angaben zufolge auf 5,5 Millionen Euro, die Litauens auf 3,3 Millionen Euro. In den übrigen EU-Staaten gab es Mitte 2008 es keine gesetzlichen Regelungen, zum Teil, weil es dort keine Kernkraftwerke gibt.

Die EU-Kommission startete am 30. Juli 2013 die öffentliche Konsultation zur Haftungsfrage von Atomkraftwerken. EU-Energiekommissar Günther Oettinger forderte im Oktober 2013 in einem Interview eine generelle Haftpflichtversicherung für Kernkraftwerke in Europa und kündigte an, Anfang 2014 dazu einen Vorschlag zu machen. Die Versicherungssumme müsse „so hoch wie möglich“ ausfallen und werde „sicher bei einer Milliarde Euro oder höher“ liegen. Ihm sei „ein realistischer Beitrag lieber als gar keiner.“ Die Versicherungspflicht für Atomkraftwerke werde „automatisch zu höheren Kosten führen.“

### Deutschland

Die Schäden im Fall eines nuklearen Super-GAUs in Deutschland werden höchst unterschiedlich beziffert. Eine Studie, die das Prognos-Institut 1992 im Auftrag des Bundesministeriums für Wirtschaft erstellt hat, nannte eine Schadenssumme von etwa 2,5 bis 5,5 Billionen Euro. Im Jahr 2013 nahm eine Studie der Universität Stuttgart die maximalen ökonomischen Auswirkungen mit 14,1 Billionen Euro an. Die Wahrscheinlichkeit für einen Schadensfall dieser Größenordnung wurde dabei auf lediglich einen Vorfall pro 10 Millionen Betriebsjahren eines Reaktors geschätzt.

In der Praxis kann die Haftungssumme nicht höher ausfallen als das Vermögen der Betreibergesellschaften. Das Atomgesetz in Deutschland (§ 13) legt eine Deckungsvorsorge von 2,5 Mrd. Euro fest, wobei die Haftung der Betreiber durch § 26 des gleichen Gesetzes bei schweren Naturkatastrophen außergewöhnlicher Art, bewaffneten Konflikten und ähnlichen Vorkommnissen auf eben nur diese Summe begrenzt ist. Für einen Teilbereich der Deckungsvorsorge kann der Betreiber des Kernkraftwerkes beim Atompool eine Haftpflichtversicherung abschließen, die für max. 256 Mio. EUR einsteht.

Das Deutsche Institut für Wirtschaftsforschung sieht in der begrenzten Deckungsvorsorge eine implizite Subvention. Da die möglichen Schadenssummen um ein Vielfaches höher sind, muss der Staat für darüber hinausgehende Schäden aufkommen (wenn er das nicht tut, erhalten die Geschädigten nur einen Bruchteil dessen, was ihnen zustünde). Müssten die Kraftwerksbetreiber allerdings mögliche Schäden vollständig versichern, wären deren Versicherungsbeiträge erhöht, was sich direkt auf die Wirtschaftlichkeit auswirken würde. Laut einer Greenpeace-Studie (2010) wäre Atomstrom um bis zu 2,70 Euro pro kWh teurer, falls bei Kernkraftwerken die gleichen Haftungsregeln gelten würden wie in allen anderen Wirtschaftsbereichen. Nach Berechnungen von Finanzmathematikern würde eine Haftpflichtpolice für ein Atomkraftwerk 72 Mrd. Euro jährlich kosten. Der Strompreis eines Atomkraftwerks könnte damit auf mehr als das Vierzigfache steigen.

### Österreich

In Österreich sieht das Atomhaftungsgesetz 1999 (AtomHG) eine verschuldensunabhängige Haftung des Betreibers einer Kernanlage für Schäden durch ionisierende Strahlung ohne Beschränkung der Haftungssumme vor. (Anm.: in Österreich gibt es keine kommerziellen KKW, siehe Kernenergie nach Ländern#Österreich)

## Hersteller

International bedeutende Hersteller von Kernkraftwerken sind oder waren beispielsweise Framatome, General Electric, Toshiba oder Westinghouse.

In Deutschland war die Kraftwerk Union AG (KWU) Hersteller von Atomkraftwerken. Die KWU entstand 1968/69 als Tochterunternehmen von Siemens und AEG. 1977 übernahm Siemens die Anteile der AEG. Zunächst errichtete die KWU fünf nahezu baugleiche Kernkraftwerke mit Siedewasserreaktoren („Baulinie 69“), dazu drei weitere. In den 1980er Jahren entstand die sogenannte Konvoi-Reaktorlinie der KWU. Seit der Jahrtausendwende hat sich Siemens nach und nach vollständig aus dem Kernenergiegeschäft zurückgezogen, die KWU ist inzwischen Teil der französischen Framatome.

## Kritik

Die Kernenergie ruft seit Ihrer Einführung Kritiker auf den Plan, die sowohl die Gefahren für Menschen und Umwelt als auch die Kosten als nicht hinnehmbar betrachten. Die weltweite Anti-Atomkraft-Bewegung umfasst eine breite Bevölkerung aus allen Schichten und politischen Orientierungen. In Österreich sorgte sie schon 1976 dafür, dass keine Kernkraftwerke mehr gebaut wurden. In der Schweiz hatte die Bewegung mit ihren Aktionen in Kaiseraugst (1970) und in Deutschland in Wyhl (1973–1994) und Grohnde (1976) weltweit Aufmerksamkeit erregt. Die ungelöste Endlager-Problematik mit den Protesten gegen die Castor-Transporte und das Endlager Gorleben und dem Gorleben-Treck 1979 mit 100.000 Teilnehmern und die Proteste gegen die Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf (1980–1989), sowie die Katastrophen in Tschernobyl 1986 und Fukushima 2011 führten in vielen Ländern zur Abkehr von Kerntechnik zur Stromerzeugung. In Deutschland wurde 2011 der Atomausstieg beschlossen, 2023 wurden die letzten KKWs abgeschaltet.

## Leistungs- und Altersrekorde

Das aktuell theoretisch leistungsstärkste Kernkraftwerk der Welt ist seit 2003 mit einer in sieben Reaktorblöcken installierten Gesamtleistung von 8212 MW das zwischen 2007 und 2012 sukzessiv in Langzeitstillstand gegangene Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa in Japan.

Nach über 46 Jahren ging am 31. März 2003 mit Calder Hall-1 das KKW mit den bisher meisten britischen Betriebsjahren vom Netz. Nach der Abschaltung der Kernkraftanlage Oldbury in England nach 44 Betriebsjahren ist das Kernkraftwerk Beznau (CH) nahe der schweizerisch-deutschen Grenze am Hochrhein mit im Juli 2022 53 Betriebsjahren das dienstälteste der Welt. Bugey 3 ist mit bisher 42 Jahren das KKW mit den bisher meisten französischen Betriebsjahren. Der nur kurz nach Beznau ans Netz gegangene Nine Mile Point 1 ist der älteste noch in Betrieb befindliche US-Reaktor und mit 53 Jahren bisher der mit den meisten Betriebsjahren in den USA.

