Aufbau und Funktionsprinzip von AKW s
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1 Aufbau und Funktionsprinzip von AKW s Kernreaktoren Die ersten großen Kernreaktoren wurden 1944 in den USA zur Gewinnung von Plutonium für den Bau von Atombomben errichtet. Auch hier war der Brennstoff natürliches Uran, der Moderator (die Bremssubstanz) Graphit. In diesen Anlagen wurde durch die Vereinigung von Neutronen mit Uran 238 das Element Plutonium hergestellt. Die dabei entstehende Wärme wurde nicht genutzt. Reaktortypen Eine Vielfalt von Reaktortypen, die durch die Art des verwendeten Brennstoffs, Moderators und Kühlmittels charakterisiert werden können, hat man im Lauf der Entwicklung dieser Technik weltweit für die Erzeugung von elektrischem Strom gebaut. In Deutschland sind Siedewasser-, Druckwasser- und Hochtemperaturreaktoren in Betrieb. Man unterscheidet ferner nach dem Zweck Leistungsreaktoren zur Energieerzeugung, Produktionsreaktoren zur Gewinnung von waffenfähigem Plutonium oder Uran sowie Forschungsreaktoren. Meist wird als Kernbrennstoff Uranoxid verwendet, das auf etwa drei Prozent Uran 235 angereichert ist. Als Moderator und Kühlmittel zugleich kann dann Wasser (mit gewöhnlichem Wasserstoff) eingesetzt werden. Reaktoren dieses Typs werden als Leichtwasserreaktoren bezeichnet. Reaktoren, die nicht angereichertes Natururan "verbrennen", können kein gewöhnliches Wasser als Moderator verwenden. In diesem Fall würden zu viele Neutronen durch das normale Wasser absorbiert werden und so die Kettenreaktion abbrechen. In diesen Reaktortypen wird mit reinem Graphit oder so genanntem Schwerem Wasser (Deuteriumoxid) D 2 O also mit dem Isotop Deuterium anstelle von Wasserstoff moderiert. Aufgrund dessen bezeichnet man sie auch als Schwerwasserreaktoren. Der Druckwasserreaktor (DWR) Der Druckwasserreaktor, der vor fast 40 Jahren entwickelt wurde, wurde zuerst für den Antrieb von Kriegsschiffen benutzt. Die erste Anlage zur Stromerzeugung wurde 1957 in Shippingsport, USA fertiggestellt. (Die Leistung betrug 136 MW). Der Druckwasserreaktor ist ähnlich wie der Siedewasserreaktor aufgebaut. Er besitzt aber, im Gegensatz zum Siedewasserreaktor, einen zweiten Kühlkreislauf. Das Wasser im Primärkreislauf wird nicht verdampft, sondern mit Hilfe eines Druckhalters, der das Wasser unter konstant hohem Druck hält, flüssig gehalten. (Hier ist der Druck 150 bar und die Temperatur 300 C.) Das heiße Wasser aus dem Primärkreislauf wird in einen Wärmeaustauscher geführt, wodurch dann in einem zweiten, vom Primärkreislauf getrennten Sekundärkreislauf schließlich Dampf erzeugt wird. Dies bringt den Vorteil, daß kein radioaktives Material an die Turbinen gelangt, wie beim SWR. In diesem Wärmeaustauscher (Dampferzeuger), wird Dampf mit ca. 50 bar und 270 C erzeugt. Es kann aber wegen der hohen Druckunterschiede zu Undichtigkeiten Seite 1 von 8
2 kommen, was bedeutet, daß sich Wasser aus Primär- und Sekundärkreislauf dann vermischen können. Deshalb wird auch die Aktivität des Wassers im Sekundärkreislauf streng überwacht. Die Brennelemente eines DWRs haben ähnliche Abmessungen wie die in einem SWR. Im KKW Biblis A, zum Beispiel, gibt es 193 Brennelemente bestehend aus je 236 Brennstäben [7,S.507]. Die Leistungsdichte im Reaktorkern eines DWR ist außerdem höher als der in einem SWR (Verhältnis 3:2). Ein weiterer Unterschied zwischen DWR und SWR ist die Anordnung der Steuerstäbe. Während die Steuerstäbe beim SWR von unten nach oben gefahren werden, können sie beim DWR von oben nach unten eingelassen werden und somit bei einer Schnellabschaltung in den Kern fallen, was besser für die Reaktorsicherheit ist. Da sie durch Elektromagnete in Position gehalten werden, fallen sie bei Stromausfall automatisch nach unten. Im KKW Biblis A sind je 20 Steuerstäbe in insgesamt 69 Steuerelementen zusammengefaßt. Als Absorbermaterial wird Ag15In5Cd verwendet. Brennelemente und Steuerelemente werden beim Brennelementwechsel als Einheit gehandhabt. Außerdem kann der Reaktor auch durch die Einspeisung von Bor ins Wasser des Primärkreislaufes längere Zeit ohne Hilfe der Steuerstäbe (bei eventuellem Ausfall) unterkritisch gehalten werden. Bei DWR und SWR liegt der Wirkungsgrad bei ca. 33%. Der Siedewasserreaktor (SWR) Bei einem Siedewasserreaktor, wird das Kühlmittel direkt verdampft und zu den Turbinen geleitet. Das Kühlmittel, leichtes Wasser, dient auch gleichzeitig als Moderator. Man bezeichnet den Reaktor als heterogen, da Moderator und Brennstäbe voneinander getrennt sind. Die einzelnen Brennelemente bestehen aus Brennstäben, die aus Brennstofftabletten zusammengesetzt sind. Die Brennstofftabletten bestehen aus um ca. 3% angereichertem Uranoxid. Das Kernkraftwerk Brunsbüttel, zum Beispiel, ist aus 532 Brennelementen aufgebaut, wobei jedes Element 49 Brennstäbe enthält. Jeder dieser Stäbe ist 14 mm dick und 3,6 m lang. Beim ersten Start des Reaktors wird eine Neutronenquelle in den Kern eingesenkt, um die Kettenreaktion auszulösen. Die Brennelemente werden jährlich gewechselt. Die alten Brennelemente werden wiederaufbereitet, wobei ein Teil später wieder verwendet werden kann. Der Rest wird als radioaktiver Müll zwischen-, bzw. endgelagert. Die Steuerstäbe des Siedewasserreaktors bestehen aus Bor und Cadmium (das sind Neutronenabsorber) und können von unten in den Reaktor eingefahren werden. In Brunsbüttel z.b. gibt es 129 Steuerstäbe (einen Steuerstab für vier Brennelemente), die eine Verstellgeschwindigkeit von 3 cm/s haben. Eine weitere Besonderheit ist auch die interne, sich im Reaktor befindende, Kühlmittelumwälzpumpe, die einen Zwangsumlauf des Kühlmittels erzeugt. Der Siedewasser-Druckröhrenreaktor Bei Leichtwasserreaktoren wie DWR und SWR wird im allgemeinen Wasser als Moderator benutzt. Nun gibt es aber auch noch eine andere Methode einen SWR zu moderieren. Man moderiert den Reaktor mit Graphit und benutzt Wasser nur als Kühlmittel. So sind zum Beispiel die Siedewasser-Druckröhrenreaktoren RBMK 1000/ Tschernobyl konstruiert worden. Die vier Reaktoren in Tschernobyl besitzen einen Nettowirkungsgrad von ca. 31%. Daß sie nicht sehr sicher ausgelegt sind, merkte man, am Unfall im Block 4 im April Dies liegt auf der einen Seite 2 von 8
3 Seite am Bedienungsverfahren, das sich weniger auf ein automatisches Schutzsystem, sondern auf das meist schlechter (als in Deutschland) ausgebildete Bedienungspersonal, das in kritischen Situationen schlimme Fehler machen kann, verläßt. Außerdem wird bei deutschen Kernkraftwerken nicht experimentiert, wie damals in Tschernobyl (was zu dem Störfall führte). Es gibt dafür spezielle Forschungsanlagen, bei denen kein radioaktives Material verwendet wird. Neben dem Bedienungsverfahren hängt die Reaktorsicherheit aber auch noch von baulich bedingten Faktoren ab. Da wäre zum einen das Moderieren durch Graphit. Bei wassermoderierten Reaktoren ergibt sich durch die Teperaturabhängigkeit des Moderators Wasser ein zusätzlicher, sich auf die Reaktorsicherheit positiv auswirkender Effekt, nämlich, daß bei höherer Reaktortemperatur zwar weniger Neutronen absorbiert werden, aber auch weniger Neutronen für Kernspaltungen abgebremst werden. Man sagt, daß der Dampfblasenkoeffizient negativ ist. Das heißt, wenn die Kühlmittelpumpen ausfallen würden, würde die Temperatur zwar kurzzeitig ansteigen, aber die Reaktorleistung würde sich dadurch verringern, was schließlich zur Stabilisierung des Systems führen würde. Beim graphitmoderierten Siedewasser- Druckröhrenreaktor tritt dieser Effekt nicht ein. Er besitzt einen positiven Dampfblasenkoeffizienten. Bei Ausfall der Kühlmittelzufuhr steigt die Temperatur an, so daß es zur Kernschmelze kommen kann. Das Druckröhrensystem ist sehr umständlich, da jede Druckröhre ihren eigenen Kühlmittelkreislauf hat, was eine Vielzahl von Rohrleitungen und Schweißverbindungen bedingt. Außerdem werden die Regelsysteme dadurch sehr schwerfällig. Fällt bei diesem System nur eine der für die über 1600 Druckröhren, die aus zwei Brennelementen zu je 18 Brennstäben zusammengesetzt sind, bestimmten Kühlwasserzufuhren aus, so werden zwei Brennelemente nicht mehr gekühlt, die sich schließlich überhitzen und zerstören. Der Reaktor erweist sich außerdem bei sehr geringer Leistung als sehr instabil. Bei diesem Reaktortyp ist der Graphitblock zwar mit einer massiven Betonabschirmung umgeben; es gibt aber keinen zusätzlichen Sicherheitsbehälter. Beim Unfall von Tschernobyl am spielten oben genannte Sicherheitsnachteile eine tragende Rolle. Am 25. April, kurz nach der jährlichen Revision, wurde ein Versuch geplant: man wollte das Verhalten eines Turbogenerators, der die Speisewasserpumpen bei einem Kühlmittelverlust mit Energie versorgen soll, unter veränderten Bedingungen testen. Da dem Betriebspersonal am 26. April um 0:28 Uhr ein Fehler bei der Leistungsregelung im Reaktor unterlief, fiel die Reaktorleistung auf ca. 1%. Da sie den Versuch unbedingt durchführen wollten, erhöhten sie die Leistung und nahmen keine Rücksicht auf das instabile Verhalten und die schlechte Regelbarkeit des Reaktors. Als der Versuch um 1.23 Uhr eingeleitet wurde, führte das zu einem enormen Anstieg der Reaktorleistung, da für den Versuch vier der acht Kühlmittelpumpen ausliefen. Die Notabschaltung wurde zu spät eingeleitet. Reaktorkern und -gebäude wurden zerstört. Ein zusätzlicher Reaktorsicherheitsbehälter hätte vielleicht das Ausschleudern radioaktiven Materials verhindert. Da diese Anlagen ein erhöhtes Sicherheitsrisiko darstellen, haben die Betreiber inzwischen die Reaktorsicherheit verbessert, indem sie veranlaßten, daß die Steuerstäbe grundsätzlich bis zu einem bestimmten Grad in den Reaktor eingetaucht sein müssen. Es sollen jetzt außerdem zusätzliche Neutronenabsorberstäbe in diese Reaktoren eingebaut werden. Der Hochtemperaturreaktor (HTR) Mit einem Hochtemperaturreaktor können, wie der Name schon sagt, sehr hohe Temperaturen erreicht werden (bis zu 1000 C). Darum kann dieser Reaktor nicht nur Strom erzeugen; der Dampf kann nämlich auch in der Industrie zu chemischen Prozessen wie Kohlevergasung benutzt werden. Das in Hamm zwischen 1986 und 1989 erprobte Modell eines Seite 3 von 8
4 Hochtemperaturreaktors ist der THTR-300 (Thorium-Hochtemperaturreaktor mit 300 MW elektrischer Leistung). Die Brennelemente sind hierbei Kugeln mit einem Durchmesser von 6 cm, die dem Reaktor laufend zugegeben bzw. entnommen werden können. Man nennt diesen Reaktortyp deshalb auch Kugelhaufenreaktor. Die Kugeln bestehen beim THTR-300 aus einer Graphitschale (gepreßter Kohlenstoff) zur Moderation und vielen tausend Brennstoffpartikeln die einen Durchmesser von ca. 0,6 mm haben. Diese Teilchen enthalten Uran-235 als Spaltstoff (1g) und Thorium-232 als Brutstoff (10g). Durch das Thorium, das an sich nicht spaltbar ist, kann durch die Kettenreaktion das spaltbare Isotop Uran-233 erbrütet werden. Thorium kommt auf der Welt fünf Mal so oft vor und muß nicht angereichert werden, was die Wirtschaftlichkeit eines solchen Reaktors steigert. Die Herstellung dieser Kugelbrennelemente ist aber dafür ziemlich teuer. Sie haben aber den entscheidenden Vorteil, daß sie fortlaufend aus dem Reaktor genommen werden können und somit eine Revision des Reaktors mit Austausch der Brennelemente entfallen könnte. Wie schon erwähnt muß die Reaktion durch Graphit moderiert werden, da die Spaltung der Uranisotope U-233 und U-235 nur bei langsamen Neutronen erfolgt. Als Kühlmittel wird Helium verwendet, da es sehr hohe Temperaturen aufnehmen kann und durch Neutronenstrahlung nicht verunreinigt wird. Das Helium wird nachdem es die Wärme im Reaktorkern aufgenommen hat über Kühlgasgebläse zu den Wärmeaustauschern geleitet. Hier wird wie beim DWR auch Wasser verdampft, das schließlich eine Turbine antreiben kann. Unter den Kugeln im Reaktor waren bei der Erstbeladung nur ca Brennelementkugeln. Es waren außerdem ca Graphitkugeln zur Moderation und ca borhaltige Kugeln als Neutronenabsorber vorhanden. Die Kugeln liegen beim THTR-300 in einem Behälter aus Graphitblöcken, der als Reflektor wirkt, sprich die Neutronen wieder in den Reaktorkern befördert. Dieser Graphitblock ist zusätzlich noch von einem eisernen Schild umgeben, um die auftretende Gammastrahlung abzuschirmen. Um den nuklearen Teil des Kraftwerks ist ein Spannbetonbehälter gebaut. Die Kugeln werden durch eine Beschickungsanlage in den Reaktor hinein und wieder heraus befördert. Es gibt hierbei verschiedene Beschickungssysteme. Auf der einen Seite gibt es das Mehrfachdurchlauf- Konzept (MEDUL), wobei die Kugeln ständig abgezogen, überprüft und gegebenenfalls wieder mit frischen Kugeln zusammen durchlaufen gelassen werden. Da dieses Prinzip sehr umständlich ist und zusätzlicher Anlagen zur Untersuchung der Kugeln bedarf, nimmt man die einfachere, wirtschaftlichere Lösung, das OTTO-Konzept (Once Through Then Out), was bedeutet, daß die Kugeln beim ersten Durchlauf ihre volle Leistung abbrennen. Der Nachteil dieses Systems besteht darin, daß defekte Brennelemente schlecht herausgenommen werden können. Im HTR sind auch wie in anderen Kernkraftwerken Steuerstäbe mit Neutronenabsorbern vorhanden. Der THTR-300 besitzt insgesamt 42 Steuerstäbe. Sie können von oben in den Reaktor eingefahren werden und enthalten B4C. Das Helium im Primärkreislauf hat beim Eintritt in den Reaktorkern eine Temperatur von ca. 250 C und erwärmt sich dort auf bis zu 750 C (bei einem Druck von 39,2 bar). Im Wärmeaustauscher wird Wasserdampf mit einer Temperatur von 530 C und einem Druck von 177,5 bar erzeugt, mit dem die Turbinen angetrieben werden. Im Kondensator wird der Dampf bis auf 180 C herunter gekühlt und durchläuft den Kreislauf erneut. Der Kondensator wird nicht wie bei anderen Kernkraftwerken durch Flußwasser gespeist. Er benutzt einen geschlossenen Kühlkreislauf dessen Wasser beim Durchlaufen eines Trockenkühlturms, der mit Hilfe von Luftströmungen funktioniert, abgekühlt wird. Das heißt, daß die Wärme nur an die Luft, statt an einen Fluß abgegeben wird. Der Wirkungsgrad dieses Reaktors beträgt ungefähr 40 %. Der Reaktor ist an sich ziemlich sicher. Die Kugeln können bei einem Störfall einfach aus dem Reaktor entfernt werden. Einer der möglichen Störfälle könnte das Eindringen von Wasser aus dem Sekundärkreislauf in den Primärkreislauf sein. Der THTR-300 in Hamm mußte 1988 abgeschaltet werden, weil während einer Revision schadhafte Bolzenteile entdeckt wurden. Da es zu einem Streit um die Finanzierung dieses Projektes zwischen Bund, dem Land Nordrhein-Westfalen und den Betreibern kam, wurde der Reaktor schließlich 1989 stillgelegt. Seite 4 von 8
5 Andere Reaktorkonzepte Indem man verschiedene Elemente der Reaktoren, wie z.b. den Brennstoff, den Moderator, das Kühlmittel variiert, stößt man auf andere mögliche Reaktorkonzepte. Weitere Reaktorkonzepte werden heute zuerst durch den Bau von Forschungsreaktoren erprobt. Sie werden dann beurteilt und mit anderen schon vorhandenen Reaktorsystemen verglichen. Tatsächlich gibt es nur zwei (noch nicht erwähnte) Reaktortypen, welche die reine Forschungsphase hinter sich haben und nun als Stromerzeuger dienen. Das sind erstens Schwerwasserreaktoren und zweitens Kohlendioxid/Graphit-Reaktoren. Schwerwasserreaktoren Bei Schwerwasserreaktoren wird mit D 2 O (Schwerem Wasser) moderiert. Der Reaktor ist aber so ähnlich wie ein Druckwasserreaktor aufgebaut. Nur die Kühlung wird durch andere Kühlmittel übernommen, da schweres Wasser nur bei relativ geringen Temperaturen (bis ca. 300 C) gut moderiert. Im Primärkreislauf wird schweres Wasser verwendet, aber im Sekundärkreislauf wird leichtes Wasser verdampft. Ein Schwerwasserreaktor benötigt für die Aufrechterhaltung der Kettenreaktion kein angereichertes Uran wie ein Leichtwasserreaktor, da die Moderation durch das schwere Wasser viel besser ist und die Neutronen mehr Kerne spalten können, weil sie besser gebremst werden. Auf der einen Seite ist die Herstellung schweren Wassers noch ziemlich teuer, nicht aber so teuer wie der Bau einer Anlage zur Urananreicherung. Im Endeffekt ist der Schwerwasserreaktor effizienter als andere Leichtwasserreaktoren, da er einen geringeren Uranbedarf bei gleicher Leistungsfähigkeit hat. Bleibt nur zu untersuchen, ob sich bei diesem Reaktor sicherheitstechnische Nachteile gegenüber anderen Reaktoren ergeben. Probleme bei der von der Kühlung getrennten Moderation sind nicht zu erwarten, da bei einem Kühlmittelverlust der Moderator so aufgeheizt wird, daß eine Moderation nicht mehr im selben Maße möglich ist und die Kettenreaktion zum Erliegen kommt. Schwerwasserreaktoren sind also trotz ihrer etwas umständlichen Bauweise beachtlich konkurrenzfähig gegenüber anderen Reaktortypen. Kohlendioxid/Graphit-Reaktoren Hier können wir erneut zwei Reaktortypen unterscheiden: Der Magnox-Reaktor, (Typ Calder- Hall), der durch Graphit moderiert und durch CO 2 gekühlt wird, und bei dem Natururan als Brennstoff einsetzt wird. Aufgrund von technologischen Eigenschaften der Magnoxbrennelemente muß die Temperatur unter 450 C gehalten werden, was bewirkt, daß der Nettowirkungsgrad des Reaktors nicht sehr hoch ist. Aus wirtschaftlichen Gründen wurde dieses aus England stammenden Reaktorkonzept inzwischen durch ein besseres ersetzt. Dieser zweite Reaktortyp, Advanced Gascooled Reactor genannt, benutzt als Brennstoff mit um etwa 2% an U-235 angereichertes Uran. Die Brennelementhüllen sind hier aus Stahl gefertigt (nicht wie beim Vorgängermodell, wo Magnesiumlegierungen benutzt wurden). Außerdem konnten Korrosionsprobleme wegen hohen Temperaturen durch Verwendung von Helium als Kühlgas beseitigt werden. Die Bedienung dieses Reaktors ist ähnlich wie die von Seite 5 von 8
6 Hochtemperaturreaktoren. Da dieser Reaktor aber keine neuen Verbesserungsvorschläge aufzeigen kann hinsichtlich Wirtschaftlichkeit und Reaktorsicherheit, halte ich dieses Prinzip für überflüssig. Schneller Brutreaktor: Die Notwendigkeit des Baus von AKW s in Bezug auf die Weltbevölkerung Da die Weltbevölkerung von Jahr zu Jahr zunimmt, ist die Notwendigkeit gegeben immer mehr Strom zu erzeugen. Doch läßt sich nicht der gesamte Strombedarf durch kalorische - bzw. Wasserkraftwerke, Sonnen- oder Windenergie decken. Einerseits sind die für den Betrieb von konventionellen Kraftwerken erforderlichen natürlichen Rohstoffe nicht mehr in ausreichendem Mass vorhanden, beziehungsweise kann abgesehen werden, wann diese erschöpft sind. Auch muss davon ausgegangen werden, daß die alternative Stromenergieerzeugung zum gegenwärtigen Zeitpunkt noch ausgereift ist, und daher vorerst zu teuer wäre. Somit ist die Notwendigkeit gegeben, kurzfristige Lösungen für die Energieerzeugung zu finden, um den Energiebedarf der immer weiter wachsenden Bevölkerung sicherzustellen. Die Erzeugung von Atomenergie steht nach derzeitigen Stand der Wissenschaft unmittelbar und ohne großen wissenschaftlichen Aufwand zur Verfügung, sodass durch den Bau und Betrieb von Atomkraftwerken dem steigenden Energiebedarf der anwachsenden Weltbevölkerung Rechnung getragen werden kann. Doch auf lange Sicht sind AKW s nicht besonders wirtschaftlich. Die ausgebrannten Brennstäbe können teilweise wieder aufgearbeitet werden doch der Hauptteil der Stäbe muß in unterirdischen Endlagerstätten für sehr lange Zeit sicher deponiert werden. Sicherheitssysteme eines AKW s 1. Gasdichte Metallhüllröhren der Brennstäbe 2. Reaktordruckbehälter aus bis zu 25cm Spezialstahl 3. 2m dicker Stahlbetonmantel (biologischer Schild) schirmt die direkte Strahlung ab. 4. Reaktorsicherheitsbehälter. Erstellt bei Druckwasserreaktoren eine Stahlkugel von bis zu 4cm Wandstärke u. 60m Durchmesser dar. Er nimmt im Notfall das gesamte durch ein Leck austretende Wasser und Dampfmenge auf 5. Ein 2m Dicker Stahlbetonhülle schützt den Reaktor vor äußeren Einwirkungen, z. B. Flugzeugabsturz 6. Unlösliche Keramiktabletten (schließen den Großteil der Spaltprodukte ein). Seite 6 von 8
7 Standorte von AKW s Schweiz Kernkrafwerk Beznau 6 km Kernkraftwerk Mühleberg 70 km Kernkraftwerk Gösgen-Däniken 20 km Kernkraftwerk Leibstadt 0,5 km Frankreich Kernkraftwerk Fessenheim 1,5 km Kernkraftwerk Cattenom 12 km Begriffserklärung Moderator: Zur Spaltung werden Neutronen mittlerer Energie benötigt. Bei der Spaltung werden jedoch energiereiche Neutronen frei. Moderatoren sind die Stoffe die Neutronen herunterbremsen. Manche Moderatoren nehmen n 1 auf, sind daher nur für Reaktoren mit vielen Neutronen geeignet. Beispiele f. Moderatoren: Bor, Wasser, Graphit und Cadmium. Brennstoff: Brennstäbe sind in der Regel aus Uranoxid-Tabletten in Legierung mit Zirkonium 1Brennelement = 49 Brennstäbe; in der Regel 750 Brennelemente in einem Reaktor; jedes Jahr werden 190 Brennelemente (93110 Brennstäbe pro Jahr) ausgetauscht. Informationsquellen: Physik im Altag Das Greenpeace-Handbuch des Atomzeitalters Schreiner Physik 2 Physik heute Seite 7 von 8
8 Internet (Atomarchiv) Seite 8 von 8
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