Diskussion:Druckwasserreaktor/Archiv

Diese Seite ist ein Archiv abgeschlossener Diskussionen. Ihr Inhalt sollte daher nicht mehr verändert werden. Benutze bitte die aktuelle Diskussionsseite, auch um eine archivierte Diskussion weiterzuführen.

Um einen Abschnitt dieser Seite zu verlinken, klicke im Inhaltsverzeichnis auf den Abschnitt und kopiere dann Seitenname und Abschnittsüberschrift aus der Adresszeile deines Browsers, beispielsweise

[[Diskussion:Druckwasserreaktor/Archiv#Thema 1]]

oder als Weblink zur Verlinkung auVorlage:SSerhalb der Wikipedia

https://de.wikiup.org/wiki/Diskussion:Druckwasserreaktor/Archiv#Thema_1

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.

Zu 1.: möchte ich da widersprechen. In dem Buch wird nicht detailiert auf den Ablauf des Unfalls eingegangen. Theoretisch ist eine Kernschmelze auch in deutschen AKW möglich (siehe auch Film "Todeszone - Nach dem Super-GAU in Biblis"

Zu 2.: Allerdings auch nur davon ausgehend, dass der Druck die Sicherheitsventile nicht zum Bersten bringt und das Containment auch ansonsten unbeschädigt bleibt. Joe blast 00:09, 25. Apr. 2008 (CEST)

Zu 1.: Eine Kernschmelze ist in deutschen KKW's theoretisch möglich! Trotzdem explodiert der Reaktor nicht! In »Die Wolke« von Gudrun Pausewang wird das Ganze wie eine A-Bombe beschrieben.

Zu 2.: Auch bei einer Kernschmelze muss das Containment nicht beschädigt werden, siehe Unfall von Harrisburg. Gruss --E-Zwerg 12:40, 25. Apr. 2008 (CEST)

Das Wasser im Primärkreislauf enthält im Wesentlichen nur Nuklide mit Halbwertzeiten von einigen Sekunden bis wenige Minuten durch die teilweise Aktivierung des Sauerstoffs. --Transiente 21:11, 17. Mai 2008 (CEST)

Sorry, Transiente ;-) : Das Primärwasser enthält auch Radionuklide in den Korrosionsprodukten vom Stahlbehälter. Als Dickenabtrag ist diese minimale Korrosion fast vernachlässigbar, als Radioaktivität (nach Abklingen der kurzlebigen leichten Radionuklide) aber nicht. Es handelt sich vor allem um Mangan-56 (HWZ = 2,6 Std), Nickel-65 (2,5 Std), Chrom-51 (28 Tage). Und ein wenig Tritium (12,6 Jahre, keine Gammastrahlung) aus dem Wasserstoff des Wassers ist auch drin.--UvM 19:01, 18. Mai 2008 (CEST)

Soweit ich das aus Fukushima 03/2011 verstanden habe, kann ein Kraftwerk auch dadurch explodieren, dass die Kernschmelze zur Elektrolyse des Kühlwassers führt, und dieses wieder (chemisch) verbrennt, also explodiert. Dabei können (an der Explosion eigentlich unbeteiligte) radioaktive Partikel in die Luft geschleudert und verteilt werden. --arilou 15:44, 15. Mär. 2011 (CET)

Nicht ganz: Die Aufspaltung von Wasser in Wasserstoff und Sauerstoff geschieht nicht durch Elektrolyse, sondern durch Hydrolyse (strahlungsinduziert, nur bei Reaktor im Leistungsbetrieb). Die bei Störfällen und Unfällen relevanten Wasserstoffentstehungsarten beruhen auf der Zirkon-Wasser-Reaktion (Brennelementhüllrohre reagieren bei hohen Temperaturen mit dem Wasser, exotherme Reaktion) oder der Interaktion der Brennstoffschmelze mit dem vorhandenen Beton. Um zu verhindern, dass sich ein zündfähiges Wasserstoff-Luft-Gemisch bildet, werden in deutschen KKW passive und/oder aktive Rekombinatoren (katalytische Verbrennung zu Wasser) eingesetzt.--98mb2 (Diskussion) 22:48, 2. Sep. 2012 (CEST)

Die enthaltenen radioaktiven Nuklide ähneln die vom Siedewasserreaktor, auf der zugehörigen Seite aufgelistet. Ich bestätige, wie oben mehrmals beschrieben, dass eine Explosion von Tschernobyl-Art beim DWR unmöglich ist. Die Explosion kann nur Stunden nach dem Ausfahren des Reaktors stattfinden, wenn die elektrische Stromversorgung und alle Notstromaggregate ausfallen, nachdem die Reaktion mit dem Zirkonoxid stattfindet, wie in Fukushima passiert. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

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)

eigentlich sind auch die Begriffe Sekundärwasserpumpe und Kühlwasserpumpe unüblich und müssten Speisewasser- bzw. Frischwasserpumpe heißen. -- Trex2001 15:08, 30. Sep. 2010 (CEST)

Beim DWR von oben nach unten, beim SWR von unten nach oben. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

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?

Ein großes Loch kann (wenn überhaupt) nur im Endstadium einer Kernschmelze entstehen, wenn das Corium die untere RDB_Kalotte soweit erhitzt, dass sie sich vom Schacht löst.

Die Wahrscheinlichkeit für sowas liegt vielleicht etwa so hoch, wie die, dass man 4 Wochen in Folge einen 6er im Lotto hat. ;-) --Transiente 21:11, 17. Mai 2008 (CEST)

..und die Wasserstoffbildung mit folgender Verpuffung ist spätestens seit den Unfällen in den Blöcken von Fukushima ein ernsthaftes Problem. Dass die Nachzerfallswärme bombastisch ist, zeigt derselbe Unfall. Oder warum müsste man wohl direkt Meerwasser durchpumpen, um die Schmelze zu verhindern. (nicht signierter Beitrag von 89.204.137.244 (Diskussion) 17:38, 14. Mär. 2011 (CET))

In Fukushima handelt es sich aber um Siedewasserreaktoren, das ist ein gravierender Unterschied der den meisten Menschen leider nicht bewusst ist 84.17.98.206 12:19, 1. Apr. 2011 (CEST)

Zum ersten Beitrag: Wenn der Moderator ausfällt, hört die Reaktion auf. Die Nachzerfallswärme beträgt etwa 7% der ursprünglichen Leistung, fällt schnell auf 1-2%, und kann unter ungünstigen Umständen (Ausfall alles Kühlsysteme) zur Kernschmelze führen. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

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

Dem möchte ich wiedersprechen. Eine grundsätzliche Aussage das der DWR gegenüber dem SWR sicherheitstechnisch besser ist kann man sicher nicht treffen. Jedoch sehe ich persönlich den DWR in einigen Bereichen leicht im Vorteil. Allein die Tatsache, dass der DWR einen Kühlkreislauf mehr hat, sehe ich den DWR sicherheitstechnisch im Vorteil. Bei einem Leck im Dampferzeuger könnten kurzlebige Nuklide in den Sekundärkreislauf gespült werden. Weiterhin befinden sich die Steuerstäbe beim DWR oberhalb des RDB und fallen im Notfall durch die Schwerkraft hinen. Beim SWR müssen sie von unten gegen die Schwerkraft hydraulisch eingeschossen werden. Das die Schwerkraft ausfällt halte ich für geringfügig unwahrscheinlicher als einen Defekt der hydraulischen Anlage. Außerdem ist der überwachungspflichtige Sicherheitsbereich größer, da die Turbine im SB liegt. Das größte Sicherheitsplus des DWR sehe ich jedoch im Volldruckcontainment. Der SWR besitzt nur ein druckentlastetes Containement, welches im Notfall in einen Abblasebehälter entlastet wird. Wieder eine Fehlerquelle mehr gegenüber dem DWR. (just my two cents) --Transiente 21:11, 17. Mai 2008 (CEST)

Der DWR hat einen weiteren, relativ unbekannten Vorteil bezüglich der Sicherheit: Die sogenannte Selbstaufopferung. Im Falle des Ausfalls aller Kühlsysteme besteht die Möglichkeit den gesamten Sicherheitbehälter zu fluten. In diesem Fall wird die Oberfläche de SB als Kühlfläche genutzt, die aufgrund ihrer Größe ausreicht und keiner weiteren aktiven Kühlung bedarf. Bei einem SWR benötigt man für eine RESA nicht zwangsläufig die Steuerstäbe - es gibt zusätzlich eine Boreinspritzung die den Reaktor gezielt vergiftet. Dies ist jedoch auch beim DWR möglich. 80.129.209.67 06:40, 14. Dez. 2009 (CET)

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)

Antwort: Ein Druckwasserreaktor in Deutschland hat bei einer Leistung von etwa 1.400 MW(el) einen Frischdampfdurchsatz von ca. 2.100 Kilogramm pro Sekunde, dies entspricht 7.560 Tonnen pro Stunde. [Straatmann, 28.01.2008]

Anwendungsbereich

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)

Temperaturen im Kühlwasserkreislauf

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)

Anmerkung: Die Antwort ist irreführend. Der Verfasser der Antwort bezieht sich auf die Temperaturen des Kühlwassers im Sekundärkreislauf. Da die Kernkraftwerke in Deutschland eine unterschiedliche Philosopie der Sekundärkühlung aufweisen (Kühlturm, Flusswasser oder beides) und die Temperaturen stark von der Jahreszeit abhängen, sind absoulte Werte nicht zu nennen. Der Massendurchsatz von 60 m^3 pro Sekunde ist korrekt. Die Temperaturen des Primärkreises für deutsche Druckwasserreaktoren sind in etwa vergleichbar: Bei einer Reaktoreintrittstemperatur von ca. 289 °C und einer Aufwärmspanne von ca. 32 Kelvin ergibt sich eine mittlere Kühlmitteltemperatur von 305 °C bei einem Druck von ca. 155 bar. [Straatmann, 28.01.2008].

Warum stimmen die Werte 305 °C/155 bar nicht mit den Dampftabellen und dem Mollier-Diagramm überein? Bei einer Temperatur von 305 °C beträgt der Druck 92 bar. Und warum sind hier in der Diskussion nicht die gleichen Angaben wie im Artikel? 87.176.30.73 10:51, 15. Apr. 2011 (CEST)

15°C ist, wenn überhaupt, die Temperatur vom Kühlkreislauf des Sekundärkreislaufes. Im Primärkreislauf ist das Wasser bei 155 bar, um mit Sicherheit unterhalb vom Siedepunkt zu sein. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

Plutonium

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)

Die Strömung in den Wärmetauschern ist wie Mozillo schon schrieb weitestgehend laminar, Kavitation kommt außerhalb der Pumpengehäuse praktisch nicht vor. Wo dies nicht möglich ist, sorgen Prallkörper/Gatter und Strömungsberuhiger für ein wiedererreichen dieses Zustandes. Ein Erdodieren der Leitungen ist daher ein zu berücksichtigender aber sehr langsamer Prozess, dessen Auftreten die Lebensdauer der gesamten Anlage zeitlich bei weitem übertrifft. Eine Leckage zwischen dem primären und sekundären Kühlwasserkreis würde binnen weniger Sekunden bemerkt, da sich die Eigenschaften des Krimärkühlwassers (Aqua Demin) ändern würden und auch die Drücke eng überwacht werden. Den Reaktor langfristig mit einem Kühlungsleck zu betreiben würde zu schweren Schäden an der Anlage führen und ist in jedem Fall zu vermeiden. Um den Reaktor sicher herunterzufahren und im herunter gefahrenen Zustand zu temperieren, ist der Kühlwasserwärmetauscher mehrfach ausgeführt und segmentweise abschaltbar. Gebrauchte Leitungen kommen niemals zum Einsatz, da sie erst dekontaminiert werden müssen, bevor eine Verschrottung eingeleitet werden kann. Dies schließt das "Ausätzen" mit Phosphorsäure ein, bei dem bis zu einem Millimeter des Innenmaterials der Leitungen abgeätzt wird um den eventuell über Jahre erfolgten Eintrag radioaktiven Materials zu entfernen und nach elektrolytische Abscheidung aus der Säurelösung als radioaktiven Sondermüll weiter verarbeiten zu können. --Slashatdot 14:41, 19. Aug. 2007 (CEST)

Kleine Korrektur: Die Strömung in den Wärmetauschern soll nicht laminar, sondern turbulent sein, weil sonst kein ausreichender Wärmetransport stattfindet. Bis dadurch aber nennenswert Material abgetragen wird, vergehen Jahrhunderte! --Herbertweidner 11:28, 22. Nov. 2008 (CET)

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)

• 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)

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)

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)

Urheberrecht ungeklärt

siehe Portal_Diskussion:Elektrotechnik#URV_aus_B.C3.BCchern -- Schnulli00 ^Huhu! 08:41, 30. Jul. 2007 (CEST)

radioaktivität im wasser?

Hallo kurz eine frage.. wie sieht es aus wird da auch radioaktivität (minimal) ausgeschieden oder ist das sicher genug? kann eine noob frage sein.. wäre dankbar mfg mitch.

Antwort: Radioaktivität bleibt vollständig im Primär-Kreislauf und wird nicht auf den Sekundärkreislauf übertragen. Gruss --E-Zwerg 17:20, 1. Okt. 2007 (CEST)

Quellen Hier ist nichts mit Quellen belegt! Bitte nachliefern! Grüße TZV ✉^{Sprich mich an!} 05:25, 30. Mai 2008 (CEST)

Abluftkamin

Wozu benötigt ein Kernreaktor einen Abluftkamin? Da dieser bildlich und namentlich in der Abbildung erwähnt wird, sollte er auch im Text erklärt werden. Geht es um Not-Entlüftungen wie derzeit in Fukushima?--SiriusB 17:23, 13. Mär. 2011 (CET)

Sieht so aus, siehe Wallmann-Ventil --Nils ole tippenhauer 16:59, 14. Mär. 2011 (CET)

Nein, der Kamin wird auch im Normalbetrieb gebraucht, um die kleinen Mengen radioaktiver Gase abzuführen und in der Atmosphäre zu verdünnen. Z. B. entsteht durch die Neutronenstrahlung im Reaktorgebäude (innerhalb der Strahlungsabschirmung) aus dem 0,4%-Anteil N-15 des Stickstoffs der Luft N-16, ein Beta- und Gamma-Strahler mit 7 s Halbwertszeit. Den möchte man schon nicht im Gebäude haben und einatmen. --UvM 17:46, 14. Mär. 2011 (CET)

Mit 7s ist N-16 aber irrelevant. Um dessen Konzentration auch nur um ein Viertel zu senken, müßte man die Luft im Containment ja innerhalb von weniger als einer halben Minute komplett austauschen. --129.13.72.197 16:18, 22. Jan. 2015 (CET)

Im Reaktorgebäude herrscht immer ein leichter Unterdruck, damit jede Leckage Luft nach innen bringt. Die Abgepumpte Luft wird gefiltert nach außen gepumpt. Die Radioaktivität wird beim Kamin gemessen und kann unterhalb der Werte der äußerden Luft, da radioaktive Aerosole und Staub (wie z.B. aus Kohlekraftwerken) herausgefiltert werden. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

DWR unterirdisch

Kernkraftwerke in das Erdinnere und zwar in ca 1ooo m Tiefe verlegen. Druckwasserreaktoren in der Erde ,der Rest kann an Oberfläche bleiben.Bei Gau kann sofort der Sarkophag abgeschottet werden. Ein Problem wären die langen Dampfleitungen zur Oberfläche. Sind diese (Wärmedehnung) beherrschbar?(Im niedrigeren Druckbereich bei Fernwärmeversorgung sind mir diesbezüglich keine Probleme bekannt) Nach Lösung dieses störenden Momentes sollte diese Bauweise internationales Gesetz werden.!WilhelmLeonh.Schuster@Googlemail.com

Bitte bem neuem Thema wenigstens eine Zwischenüberschrift. Einfach nachmachen, wie es die Anderen machen.

Zur Sache: Anlage bauen (u. a. den großen Druckbehälter hinunterbringen), neue Brennelemente alle 1 - 2 Jahre hinunter, alte herauf, Wartung an Pumpen, Steuerstabantrieben, Dampferzeuger, .... in 1000 m Tiefe. Wer soll das bezahlen? --UvM 16:05, 1. Jun. 2011 (CEST)

Damit das im Artikel behandelt werden könnte, müssten belastbare Belege geliefert werden. Dann müsste man, neben den Kosten, wohl auch untersuchen, ob solche Anlagen und ihre Zuleitungen nicht schon von der kleinsten seismischen Aktivität einfach "zerrieben" würden. Alexpl (Diskussion) 10:32, 12. Okt. 2012 (CEST)

Quelle unbrauchbar

Quelle 4 (der Artikel auf Deutsche Welle) ist absolut nicht ausreichend fundiert für dieses heikle Thema, einige Passagen sind schlicht falsch.

Zitat: "Es gibt nur einen Wasserkreislauf zwischen dem Reaktor und der Turbine. Und einen zweiten, um den Dampf wieder abzukühlen. Das Wasser ist quasi ein Vermittler, ein sogenannter Moderator, zwischen Reaktor und Turbine. Da es im Wasserdampf viel weniger Wassermoleküle gibt, verschlechtert sich diese Vermittlerrolle je heißer es wird: Der Reaktor bremst sich quasi selbst aus - was aus Sicherheitsgründen ein großer Vorteil ist."

Ein negativer Dampfblasenkoeffizient hilft sicherheitstechnisch, aber wie das versucht wurde zu erklären ist einfach abenteuerlich. Und die gemachte Aussage "inkl berücksichtigung der Anreicherung" ist in keiner weise im Artikel erwähnt. Habe daher die Quelle entfernt. --129.132.247.63 18:07, 5. Nov. 2012 (CET)

Sind solche noch in Betrieb?

"Ältere KKW besitzen lediglich ein Betriebsgebäude, das Wettereinwirkung auf die Anlage verhindert, haben aber keinen Abschluss gegen Dampfaustritt, keine Schutzfunktion bei explosionsartig erhöhtem Druck und keine Schutzfunktion bei Aufprall eines Flugkörpers."

Ich glaub das sollte ins Präteritum. --129.13.72.197 16:13, 22. Jan. 2015 (CET)

Alle deutschen KKW haben ein Containment. Ich konnte keine Beispiele von DWR-Reaktoren in Betrieb und ohne Containment weltweit finden. Es gibt aber noch eine Handvoll andere Reaktoren, die keins haben, z.B. die russischen RBMK. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

Automatische Archivierung?

Ich schlage vor eine automatische Archivierung unter dem Modell von Diskussion:Siedewasserreaktor. --Eio (Diskussion) 15:43, 10. Jul. 2015 (CEST)

Zustimmung. Erledigt.--UvM (Diskussion) 11:37, 29. Apr. 2016 (CEST)

Bildfarben

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

Siehe Moderator (Physik). --UvM (Diskussion) 11:50, 29. Apr. 2016 (CEST)

Geschichte

Zur Geschichte der Entwicklung steht leider noch gar nichts im Artikel. In welchen Ländern wurden welche Typen zu welcher Zeit konstruiert? --BjKa (Diskussion) 10:17, 29. Apr. 2016 (CEST)

Der allererste, jedenfalls das erste Kraftwerk mit einem DWR, war laut engl. WP die Shippingport Atomic Power Station in USA, erstmals kritisch 1957. Schreibe ich als stub mal in den Artikel. --UvM (Diskussion) 19:02, 1. Mai 2016 (CEST)

Mein Bild der Genealogie sieht momentan folgendermaßen aus:

1. 1. en:ORNL erfindet den wassergekühlten, wassermoderierten Reaktor, der wahrscheinlich auch schon ein PWR war.
   2. Bettis Labs unter Führung von Westinghouse entwickelt daraus die en:nuclear marine propulsion. Siehe Atom-U-Boot. Das sind primär keine Elektrizitätswerke, sondern die mechanische Wellenleistung der Dampfturbine wird zum Schiffsantrieb verwendet. (Nebenbei: Soweit ich das sehen kann, die erste praktische Anwendung von Kernergie *überhaupt*, nach den Bomben.)
   3. Westinghouse entwickelt daraus die ersten PWR KKW. Shippingport wird im Rückblick allgemein eher noch als Experimentierlabor gesehen.
   4. en:Yankee Rowe ist das erste privat kommerzielle rein friedliche PWR KKW von vernünftiger Größe.
   5. Siemens-KWU lizensiert die Pläne von Westinghouse und entwickelt fortan eigene Reaktoren auf der Basis.
   6. Framatome lizensiert Feb.'59 die Pläne von Westinghouse und entwickelt fortan eigene Reaktoren auf der Basis. (fr:Centrale nucléaire de Chooz)

Parallel dazu entwickeln die Russen mehr oder weniger unabhängig??? den WWER, der als Produktives KKW zum ersten mal 1964 im KKW Novovoronezh kritisch wird, und mit seinen späteren, Varianten der weltweit am häufigsten gebaute Reaktortyp ist. (ru:Водо-водяной энергетический реактор)

Diese Infos sind alle aus WP-Artikeln zusammengeklaubt. Wer die Zeit hat, könnte die Quellen nachprüfen, und alles hier in den Artikel schreiben. Viel Spaß dabei.

Aber nicht zu vergessen: Argonne Labs steckte auch noch tief mit drin. Insbesondere als Betreiber der Prototypteststände in Idaho (siehe en:S1W reactor). Diese Quelle behauptet sogar, Argonne wäre maßgeblich an der Konstruktion beteiligt gewesen. Wie hier die Zusammenarbeit mit Bettis aussah ist mir noch nicht klar.

--BjKa (Diskussion) 01:36, 12. Jul. 2016 (CEST)

Steuerstäbe

"werden elektromagnetisch [...] gehalten. [...] fallen [...] durch die Schwerkraft in den Kern ein."
Hmm. Wie oft überprüft man das eigentlich? Weil wenn ich ein Stück Eisen jahrelang an einem Magneten festhalte ist es irgendwann so aufmagnetisiert, daß es sich vielleicht gar nicht mehr vom abgeschalteten Elektromagneten lösen will? --BjKa (Diskussion) 10:17, 29. Apr. 2016 (CEST)

Das kommt auf die Eisensorte und auf das Gewicht des Steuerstabs an, aber kaum auf die Dauer des Hängens am Magneten. Und selbstverständlich gibt es – für alles Sicherheitsrelevante in Reaktoranlagen − regelmäßige Wiederholungsprüfungen durch den TÜV. --UvM (Diskussion) 11:29, 29. Apr. 2016 (CEST)

Ein abgeschalteter Elektromagnet ist kein Magnet mehr. Das bischen Restmagnetfeld seines Eisenkerns ist vernachlässigbar.

Der Steuerstab mag selbst etwas permanent-magnetisiert sein, aber auch das sind nur schwache Magnetfelder.

Nene, solange da niemand Superkleber dazwischengeschmiert hat, fällt dat. Und damit's nicht zusammenrostet noch ein Fettfilm dazwischen, oder eine Plastikfolie, fertig.

--arilou (Diskussion) 11:40, 13. Mai 2016 (CEST)

Temperatur- und Druckangaben Primärkreislauf

Die kürzlich eingefügte Temperatur am Primärkreislauf trifft nur auf einen kleinen Teil der DWRs zu.

Quelle: [1]

• N4: 292.2/329.6 °C (155 bar)
• AEP5: 291/323 °C (170 bar)
• ATP3: 290.6/325.0 °C
• ABWR: 215.5/287.4 °C (71.6 bar)
• AC-600: 327/293 °C
• EPR: 291/326 °C (155 bar)
• Areva EPR 296/328 °C

Habe hier nicht alle rausgesucht. --Tukado (Diskussion) 09:32, 29. Okt. 2018 (CET)

Für welchen max. Druck ist der RDB ausgelegt?

Photograph of a water-cooled reactor vessel model that was deliberately flawed and then put under pressure to the point of failure to obtain data.

Im Artikel Abschnitt Primärkreislauf steht: Das Kühlmittel wird im Primärkreislauf unter erhöhtem Druck von bis zu 160 bar durch den Reaktorkern geleitet. Frage: Für welchen max. Druck ist der Reaktordruckbehälter eines DWR eigentlich ausgelegt? Laut der Bildbeschreibung wurden Versuche bis zum Versagen des RDB gemacht. Gibt es dazu Info zu den deutschen DWR? --Agentjoerg (Diskussion) 10:40, 4. Mär. 2020 (CET)