Diskussion:Druckwasserreaktor

Kühlsysteme und GAU

Ist es bei den Leichtwasserreaktoren eigentlich nicht so, dass das Wasser, welches zur Kühlung benutzt wird, auch als Moderator fungiert und wenn das Wasser nicht mehr vorhanden ist, auch keine Kernreaktion mehr erfolgen kann und somit eine Kernschmelze verhindert wird? RobbyBer 20:33, 26. Jul 2004 (CEST)

Antwort: Wenn der Moderator (das Kühlwasser) abhanden kommt, hört die nukleare Kettenreaktion auf. Aber: Durch die sog. Nachzerfallswärme in den Brennstäben (Zerfall der Spaltprodukte) wird weiterhin eine Menge Wärme produziert, die abgeführt werden muß. Würde der Reaktorkern trocken fallen, kommt es zur Kernschmelze (siehe Harrisburg-Unfall 1979). Daher ist ein Ziel der sicherheitstechnischen Auslegung, in jedem Falle die Nachwärme abzuführen und die Kühlung des Reaktorkerns sicherzustellen.
Hinzufügung: Desweiteren gibt es zusätzliche Wassertanks (in Grafenrheinfeld 4), die bei Wasserverlust zusätzlich in den Reaktor gepumpt werden können. Die Notspeißepumpen laufen über die Notdiesel, falls keine andere Stromversorgung mehr zur Verfügung steht. MoLa 13:30, 16. Aug 2006 (CEST)

Explosion des Reaktors

Mal angenommen der Reaktor explodiert – wie in »Die Wolke« von Gudrun Pausewang angenommen, entweicht das Wasser des Primärkreiskreislaufes. Weiß jemand, welche radioaktiven Nuklide dieses Wasser enhält ?

Versuch einer (technischen) Antwort (sie wird möglicherweise nicht befriedigen): 1. Ein Kernreaktor, wie bei uns (in D) vorhanden, kann nicht explodieren. (Das zitierte Buch setzt im Prinzip das Tschernobyl-Szenario 1:1 nach Deutschland um, ohne sich um die technischen Details (Unterschiede in den Reaktorbauweisen etc. etc.) zu kümmern.) 2. Wenn der Primärkreislauf ein Leck kriegt, entweicht Kühlmittel ins Containment (Sicherheitsbehälter). Keine Freisetzung in die Umwelt. 3. Das Kühlwasser wird kontinuierlich gereinigt. Insbesondere, um die Strahlenbelastung für das Personal (bei Wartungs- und Kontrollarbeiten) zu vermindern.

Ist die Graphik zum Druckwasserreaktor nicht falsch??

Sind im Druckwasserreaktor die Steuerstäbe und die Steuerstabantriebe nicht oben? Ich hab mir schon mehrere Seiten angeschaut und auf allen sind die Teile oben bzw. wird gesagt, dass sie oben sind. Der DWR sei sicherer, da, wenn irgendwas ausfällt, die Steuerstäbe mit der Schwerkraft in den Kern fallen und somit die Kettenreaktion sofort beendet wird. Nur in dieser Graphik sind die Steuerstäbe unten. Ich frag mich jetzt, was richtig ist.

Nee, stimmt schon. Die Steuerstäbe sind oben. Hab' ich schon vor 'nem halben Jahr oder so angemerkt... ;-) Sebastian 17:49, 3. Mär 2005 (CET)

Die Kühlung versagt

Ich habe "Versagen sowohl die Kühl- als auch die Notfallsysteme so werden durch die Nachzerfallswärme zwar die Brennelemente zerstört, das radioaktive Inventar jedoch vom Containment weiterhin von der Umwelt isoliert." wegen mißverständlichkeit rausgenommen.

Was ist mit "Versagen sowohl die Kühl- als auch die Notfallsysteme" gemeint. Ich habe ein Werbeprospekt der Atomindustrie gelesen in dem Stand das bei DRW das Wasser auch der Moderator ist und bei einem Versagen der Kühlung das Wasser verdampft, und deshalb die Kettenreaktion aufhört. Bezüglich dieser Aussage habe ich mal den WDR (in einer Fragestunde an eine Sendung über Kernenergie) gefragt, dort wurde gesagt, dass die Nachzerfallswärme erheblich ist und es auch darauf ankommt wie schnell die Kühlung versagt z.B 100% Leistung und auf einen Schlag gar kein Wasser dem Reaktor zugeführt wird und der Reaktor unten ein großes Loch hat. Ob auch dann die Nachzerfallswärme nicht ausreicht Teile des Kerns zu schmelzen ist nicht erwiesen. Tests in diesem Bereich fanden nicht in der Größenordnung eines herkömmlichen DRW statt.--Dirk33 16:11, 30. Mär 2005 (CEST) Und zweitens wie schaut, dass mit Wasserstaffbildung und einer eventuell folgenden Explosion aus?--16:11, 30. Mär 2005 (CEST)

Zur Wasserstoffbildung: Es gibt sog. katalytische Rekombinatoren im Inneren des Reaktorgebäudes, die im Falle des Falles den Wasserstoff zu Wasser oxidieren sollen.
Zum "großen Loch" im "Reaktor unten": Klingt bedrohlich. Auf welche Weise könnte ein solches denn überhaupt entstehen?

Bildfarben

Also irgendwie schauen die Farben bei dem Bild komisch aus. 141.89.194.110 7. Jul 2005 11:25 (CEST)

Definition von Moderator

hallo, der Moderator in einem Atomreaktor dient der Bremsung der Spaltneutronen auf thermische Energien. Im Fall des DWR ist Wasser Kühlmittel und gleichzeitig Moderator. Aussagen wie: "Das Kühlwasser kommt somit nie in direkten Kontakt mit dem Moderator" können also nicht richtig sein.

Unterschiede DWR zum SWR

"Dadurch ist der DWR sicherer, weil das Maschinenhaus keinerlei Strahlung ausgesetzt ist." -- Der Satz ist mißverständlich. Beim SWR ist das Maschinenhaus sicherheitstechnisch entsprechend ausgelegt. Beim DWR ist dies wegen der getrennten Kreisläufe nicht nötig, dafür muß man für diesen Vorteil an anderer Stelle technischen Aufwand betreiben.
"Der Druckwasserreaktor ist insofern sicherer als der Siedewasserreaktor, da bei einer erhöhten Temperatur des Kühlmittels die Reaktivität abnimmt." -- Die Folgerung, daß der SWR prinzipiell weniger sicher als der DWR sei, ist nicht richtig. Durch verstärktes Sieden im SWR (mehr Dampfblasen, weniger Moderator) nimmt die Reaktivität auch ab.=> Der Dampfblasenkoeffizient ist vom DWR und SWR negativ, d.h. kein Sicherheitsvorteil

Dampfmenge

Im Artikel steht: "Die dabei entstehende Dampfmenge beträgt für alle Dampferzeuger zusammen etwa 7000 Tonnen pro Stunde." Für welche Reaktorgröße, also Leistung in MW(el), gilt diese Zahl? So für sich sagt sie niemandem etwas... UvM 16:43, 19. Jun 2006 (CEST)

Anwendungsbereich

Letzter Kommentar: vor 18 Jahren1 Kommentar1 Person ist an der Diskussion beteiligt

Hallo, wäre es nicht sinnvoll, wie bei Siedewasserreaktor, nicht die einzelnen DWR-Standorte aufzulisten? Eins weiß ich bereits:

Kernkraftwerk Grafenrheinfeld

Bitte um Mithilfe!

Wäre nicht vielleicht eine Zusammenführung sogar sinnvoll, da der grobe Aufbau ähnlich ist? --MoLa 14:54, 16. Aug 2006 (CEST)

Die Liste findest du passenderweise im Artikel Liste_der_Kernreaktoren_in_Deutschland

Druck- und Siedewasserreaktor sind - obwohl beide Leichtwasserreaktoren sind - in Aufbau, Funktionsprinzip und Sicherheitseinrichtungen sehr unterschiedlich - auch wenn letztlich sowohl Sicherheit als auch Wirkungsgrad und Investitionskosten sehr ähnlich sind (mit bestenfalls minimalen Vorteilen für den DWR). Die unterschiedlichen Artikel sind daher IHMO gerechtfertigt --Mozillo 22:49, 29. Mär. 2007 (CEST)Beantworten

Temperaturen im Kühlwasserkreislauf

Letzter Kommentar: vor 17 Jahren1 Kommentar1 Person ist an der Diskussion beteiligt

Kennt jemand vielleicht noch die Temperaturen und Wassermengen des Kühlwasserkreislaufs eines typischen Druckwasserreaktors?

Kühlwassereintritt: 15°C, -austritt: 24°C, Massenstrom: 60 m^3 pro Sekunde - alle Angaben übern Daumen --Mozillo 23:51, 27. Jun. 2007 (CEST)Beantworten

Plutonium

Letzter Kommentar: vor 17 Jahren5 Kommentare2 Personen sind an der Diskussion beteiligt

Ich habe immer wieder mitgekriegt, deutsche Reaktoren sind die sichersten der Welt; in dem Wärmetauscher bei Siedewasserreaktoren liegen zwischen dem primären Wasser und dem Flußwasser einige Millimeter Metall. Durch das dauernde Fließen des Wassers auf beiden Seiten wird dieses Metall abgetragen. Das soll sicher sein?!? Bei einem Rohrbruch im Wärmetauscher fließt (Krümmel und Brunsbüttel) Primärwasser in die Elbe.
Die Druckwasserreaktoren sind da sicherer!?!

Theoretisch ja, in der Praxis ist der Unterschied aber aus zwei Gründen unbedeutend: 1. Der Druck im Kondensator ist geringer (0,05 bar) als der Kühlwasserdruck (2 bar), es wird also auch bei Rohrschäden kein Dampf nach draußen gehen, sondern Wasser nach innen. 2. Kondensatorlecks wären für alle thermischen Kraftwerke (auch Kohle und GuD) unangenehm, weil das eintretende Kühlwasser das sehr reine umlaufende Wasser verschmutzen würde. Daher hat man auf die Haltbarkeit der Kondensatorrohre schon sehr lange größten Wert gelegt. Solche Schäden sind daher auch inzwischen äußerst selten. --Mozillo 12:59, 30. Jun. 2007 (CEST)Beantworten

Erster Absatz: Primärkreislauf

Eine Temperaturerhöhung im Reaktor führt zu:
   * erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des nicht
     spaltbaren Uranisotops 238, Neutronen zu absorbieren.
   * erhöhte Kühlmitteltemperatur, geringere Dichte: Dadurch verringert
     sich die Moderationseigenschaft des Kühlmittels.

U238 + 1N → U239 = Plutonium, welches spaltbar ist und dabei ganz viel Wärme erzeugt.

Dieser Prozess geschieht sowieso andauernd und wird bei steigender Kühlmitteltemperatur nur minimal verstärkt. Außerdem geschieht: U239 --> NP239 --> PU239, und die letzte Reaktion hat eine Halbwertszeit von deutlich mehr als Sekunden oder Minuten. Das Plutonium entsteht daher erst deutlich später. --Mozillo 12:59, 30. Jun. 2007 (CEST)Beantworten

erhöhte Kühlmitteltemperatur = erhöhter Platzbedarf des Kühlmittels. Das Kühlrohr dehnt sich zwar auch aus, aber lange nicht genug, um dem erhöhten Platzbedarf des Wassers auszugleichen. Folge: Der Druck wird höher, die Dichte wird höher, die spezifische Wärmeaufnahme des Wassers erhöht sich.

Der Reaktordruck wird sowohl bei SWR als auch beim DWR durch eine Dampfblase an der obersten Stelle konstant gehalten. --Mozillo 12:59, 30. Jun. 2007 (CEST)Beantworten

Die zusätzliche Wärmemenge (Plutoniumspaltung) wird aber viel höher sein als die höhere Kühlleistung des Wassers. → Da ist gar keine automatische Leistungsregelung.

Naja, wahrscheinlich habe ich irgendwo einen Fehler drin. Ich bitte um Aufklärung, damit ich die Druckwasserreaktoren auch weiterhin für sicherer halten kann. --JLeng 11:25, 30. Jun. 2007 (CEST)Beantworten

Meine Unwissenheit in diesen Teilen ist behoben und ich könnte trotzdem noch die Nase nach oben stellen. Danke! --JLeng 13:45, 30. Jun. 2007 (CEST)Beantworten