Diskussion:Siedewasserreaktor/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:Siedewasserreaktor/Archiv#Thema 1]]

oder als Weblink zur Verlinkung auVorlage:SSerhalb der Wikipedia

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

Wortwahl: Kontaminiert / Aktivierungsfähigkeit

"Jedoch werden die Rohrleitungen und Teile der Turbinen durch den permanenten Kontakt mit diesen Stoffen im Laufe der Zeit ebenfalls radioaktiv."

Das stimmt so nicht. Aktivieren kann man nur etwas durch Neutroneneinwirkung. Im Bereich der Turbine sind so gut wie keine Neutronen mehr vorhanden. Das richtige Wort ist wohl kontaminiert

"Nur die im Kühlmittel vorhandenen gasförmigen Aktivitäten kommen mit dem Dampf in den Turbinenkondensator, soweit sie nicht auf dem Wege dorthin abgeklungen sind. Dort werden sie zusammen mit der Einbruchsluft kontinuierlich einer Abgasanlage zugeführt, wo sie solange zurückgehalten werden, bis ihre Aktivität auf zulässige Werte abgeklungen ist. Erst dann verlassen sie über den Abluftkamin die Anlage." Quelle: Siemens Prospekt; Best.Nr.: A19100-U51-A231-V3

Das im Frischdampf mitgeführte N-16 ist ein Aktivierungprodukt (entsteht aus dem O-16 im Moderator durch (n;p)-Reaktion), kann aber als Betastrahler selber nichts aktivieren. Die Strukturmaterialien im Maschinenhaus sind also normalerweise nicht aktiviert. Allerdings führt der Frischdampf noch eine ganze Reihe anderer radioaktiver Gase (v.a. Jod-, Xenon- und Krypton-Isotope) und Aerosole mit sich, die sich teilweise in verschiedenen toten Winkeln des Rohrleitungssystems wiederfinden und nur mühsam dort herauszubekommen sind. --Ironclad 16:30, 21. Feb. 2008 (CET)

Urheberrecht ungeklärt

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

Weiterer Standort?

Fehlt unter "Standorte in Deutschland:" nicht Würgassen? Oder wurde das rausgelassen, weil es außer Betrieb ist? (nicht signierter Beitrag von 84.139.40.16 (Diskussion | Beiträge) 10:29, 17. Sep. 2005 (CEST))

Wortwahl: verfahren

"Die Steuerstäbe werden im Betrieb durch elektrische Antriebe verfahren"

"Verfahren" heißt soviel wie "vorgehen/handeln", was hier wohl nicht gemeint ist. Was wollte uns der Autor wohl sagen? --84.144.61.236 17:12, 28. Aug 2006 (CEST)

Man spricht bei den Steuerstäben tatsächlich von "verfahren", denn betrieblich werden sie mit einer Kugelumlaufmutter auf einer drehbaren Spindel rauf- und runtergefahren. --Sanya 16:30, 21. Feb. 2008 (CET)

auf einem Güterbahnhof werden Loks und Wagen auch verfahren. Das Bewegen auf einer Achse/Schiene ist gemeint. Im Maschinenbau würd ichs als gängig bezeichnen. Man unterscheide auch die Gross-Klein-Schreibung - Hauptwort gegen Tätigkeitswort (verb). --Alexander.stohr 12:46, 12. Mär. 2011 (CET)

Quellen

Hallo, es sind nirgends im Artikel wirkliche Quellen! Das mit den Baureihen ist nicht nachgewiesen etc! Bitte das nachtragen! Grüße TZV ✉^{Sprich mich an!} 05:24, 30. Mai 2008 (CEST)

Auftrag ausgeführt :) --Holger 23:03, 10. Jun. 2008 (CEST)

Dann ist OK! Kommst Quellen-bapperl wieder weg ;-)! Grüße TZV ✉^{Sprich mich an!} 08:18, 11. Jun. 2008 (CEST)

Einige der Anmerkungen zur Baureihe 69 stammten von mir, aber als Quelle könnte ich mich höchstens selber zitieren: Ich bin Ausbilder für diesen Reaktortyp am Simulatorzentrum in Essen [1] und habe Zugriff auf so ziemlich jede technische Unterlage die es dafür gibt. Allerdings darf ich die natürlich aus rechtlichen Gründen nicht veröffentlichen. Wie gehe ich in diesem Falle Wiki-konform vor? --Ironclad 21:45, 4. Jul. 2008 (CEST)

Naja, das mit den Quellen ist dann ein Problem. Ich kann ja auch mal Norman fragen. Der Arbeitet bei Areva und kommt an die Daten von der KWU. Er könnte höchstens noch Dokumente heraus kramen. In dem Fall helfen nicht belegte Angaben, die du nicht veröffentlichen willst nicht weiter :-(. Grüße TZV ✉^{Sprich mich an!} 21:50, 4. Jul. 2008 (CEST)

Wie gesagt, Dokumente rauskramen und zitieren ist nicht das Problem. Nur sowas veröffentlichen wird auch er nicht können, denn ich vermute er unterliegt in dieser Hinsicht der gleichen Verschwiegenheitspflicht wie ich. Dumm das... :-( --Ironclad 23:12, 4. Jul. 2008 (CEST)

Naja, Schweigepflicht besteht. Auch wenn ich schon mehr weis als er das mitbekommt und es Öffentlich ist XD! Nein er kann aber alte Publikationen dazu mir Schicken und diverse andere Dokumente. Das ist nicht das Problem. Auch andere diverse Daten die nicht öffentlich kann ich Auftreiben. Zwar nicht von Norman, aber ich habe diverse andere Quellen ;-)! grüße TZV ✉^{Sprich mich an!} 23:21, 4. Jul. 2008 (CEST)

Hallo, ich habe auch die selbe Frage: Ich kenne den SWR69 wie meine Westentasche, habe aber Schwierigkeiten mit Quellenangaben. Außerdem reagiere ich erstmal emotional, wenn mein Wort mit über 30 Jahren Erfahrung nichts gilt. Das mit der Schweigepflicht ist eigentlich das falsche Wort. Es ist mehr Lizenz- und Konstruktionsschutz. Man darf ja auch über alles reden, braucht also nicht im Sinn des Wortes zu schweigen; aber schriftlich ist halt doch was anderes. Und Quellen, das wären ja eingescannte Unterlagen oder so ähnlich.

"Über alles Reden" - ja und nein. Über die Konzeption, Grandlagen der Systeme und alles, was irgendwie auch in öffentlichen Dokumenten vorkommt, kein Problem. Aber bei solchen Dingen wie Fahrweisen, BHB-Inhalte, technische Details oder gar Ereignisabläufe und -ursachen wird es schwierig. Da bekäme ich sowohl mit meinem Arbeitgeber, als auch mit dem von mir betreuten Kraftwerk gründlich Ärger. --Ironclad 14:40, 25. Mär. 2009 (CET)

Kann man hier nicht einfach aus Klassifizierungsnormen zitieren? In anderen technischen Bereichen gibt es für sowas ja DIN, ISO oder IETF-Normen. Aus solchen Normen zu zitieren verstößt auch gegen kein Betriebsgeheimnis. --85.178.12.71 10:26, 13. Mär. 2011 (CET)

Borsäure?

Im Artikel steht: Die Steuerstäbe werden bei Siedewasserreaktoren von unten in den Reaktor eingefahren. [...] Bei einem unterstellten Ausfall der Steuerung der Steuerelemente kann die Kernreaktion auch durch Borsäureeinspeisung unterbrochen werden (sogenanntes Vergiftungssystem). Bei einem Druckwasserreaktor hingegen fallen die Steuerstäbe bei einer Schnellabschaltung durch ihre Schwerkraft in den Kern und unterbrechen so die nukleare Kettenreaktion.

Wird Borsäure nicht ausschließlich beim Druckwasserreaktor eingesetzt? So wie das jetzt geschrieben ist, klingt es als würde beim Siedewasserreaktor neben den Regelstäben auch Börsäure zur Leistungssteuerung benutzt. -- 79.252.128.90 11:30, 22. Aug. 2010 (CEST)

Das steht doch recht eindeutig da. Das zusätzliche Einspeisesystem ist ein reines Reservesystem. Wenn Bor eingespeist wird, dann muss es ja auch wieder herausfiltriert werden. Das dauert. Damit würde der SWR eine seiner Stärken, die hohe Regelgeschwindigkeit, verlieren. (nicht signierter Beitrag von 193.26.47.77 (Diskussion) 12:53, 20. Jan. 2011 (CET))

Beim DWR ist die Borsäurekonzentration des Kühlmittels das wichtigste Regelglied der Leistungsregelung. Steuerstäbe werden dort nur für schnelle Leistungsänderungen (v.a. -absenkungen!) und für die Schnellabschaltung verwendet. Bei einer RESA wird der Reaktor aber auch immer als redundante Maßnahme zum Stabeinwurf noch aufboriert.

Im SWR ist das Boreinspeisungssystem - im Deutsch als TW abgekürzt, im amerikanischen als SLCS (Standby Liquid Control System) - dagegen ein Notfallsystem, das für den unwahrscheinlichen Fall des Versagens der RESA und des Sammeleinfahrens der Steuerstäbe gedacht (also der eigentlichen Sicherheitssysteme zur Abschaltung) ist. Es speist auch keine Borsäure (ein Boratom pro Molekül), sondern wesentlich wirksameres Natrium-Pentaborat (fünf Bor-Atome pro Molekül!) ein, das binnen weniger Minuten die Unterkritikalität bewirkt. Wegen der hohen Borkonzentration ist es für eine Regelung allerdings ungeeignet.

Details zu Aufbau und Einsatz des SLCS beim Advanced Boiling Reactor findet man in dieser Präsentation von GE auf den Seiten 49-52. --Ironclad 17:51, 26. Jan. 2011 (CET)

Hallo. Ich hab noch nie vorher was von Borsäure als Notfallsystem gehört. Aber als ich das hier gelesen habe, stellte sich mir die Frage, ob man das nicht jetzt in Fukushima nutzen könnte, um die Kettenreaktionen dort zu stoppen und eine Katastrophe zu verhindern? Ist doch jetzt auch egal, ob damit der Reaktor beschädigt wird oder nicht, das ist er ja sowieso schon. Wieso wird das nicht verwendet? (nicht signierter Beitrag von EinZweifler (Diskussion | Beiträge) 07:50, 15. Mär. 2011 (CET))

Hallo, zum Thema Borsäureeinsatz als Notfallsystem, die Boratome unterbrechen die Kettenreaktion, wenn deren Konzentration hoch genug ist, die Steuerstäbe aber auch. Das Problem in den japanischen Unglücksreaktoren ist aber die Nachwärme. Soweit ich die Situation verstanden habe, ist die Kettenreaktion längst unterbrochen. Die Brennstäbe enthalten, da sie bereits eine gewisse Zeit im Reaktor gewesen sind, unterschiedlichste kurzlebige Zerfallsprodukte, also Stoffe (Isotope) mit kurzer Halbwertszeit. Der Zerfall dieser Stoffe erzeugt die Nachwärme (das ist keinesfalls die Nachwärme eines Tauchsieders der wegen Trockenlauf durchgebrannt ist aber immer noch glüht!) , die jetzt die Probleme bereitet. Von Tag zu Tag wird die Zerfallswärme geringer. Man kann nur hoffen, daß die Betreiber und ihre "Helden" den Druckbehälter solange vor den Bersten schützen können, bis die Zerfallswärme gering genug ist, um kritische Temperaturen zu erzeugen. Ich hoffe, das trägt zum Verständnis bei.... --Inschenör Willi 22:32, 16. Mär. 2011 (CET)

Das Meerwasser, welches zur Kühlung genutzt werden soll ist mit Borsäure versetzt. Es wird also schon versucht Neutronengifte einzusetzen. [2] (nicht signierter Beitrag von 188.192.88.245 (Diskussion) 09:35, 15. Mär. 2011 (CET))

Regelverhalten

Im Artikel steht "Durch Bildung von Dampfblasen direkt auf den Brennstäben erfolgt eine lokal ungleichmäßige Benetzung der Brennelementestäbe und im Ergebnis an der Oberfläche der Brennstäbe eine dynamisch wechselnde Wärmeverteilung .... Diese dynamische Wärmeverteilung bietet ein gutes Regelverhalten für die Kontrolle der Kernspaltung bei hoher Ausnutzung der freiwerdenden Energien."

Im Artikel über den Druckwasserreaktor wird genau das gegenteilige Argument zur selben Schlussfolgerung herangezogen: "Dadurch erfolgt eine gleichmäßige Benetzung der Brennstäbe und im Ergebnis an der Oberfläche der Brennstäbe eine ausgeglichene Wärmeverteilung .... Diese gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein gutmütiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie."

Zusammengefasst würde das bedeuten, dass das Regelverhalten und die Ausnutzung der freiwerdenden Energie von der Wärmeverteilung gar nicht abhängt und diese also auch nicht als Ursache/Bedingung für die Performance angeführt werden kann. 13:23, 13. Mär. 2011 (CET)~ (ohne Benutzername signierter Beitrag von 213.55.131.108 (Diskussion) )

Artikel durch copy und paste aufblähen

Wer andere Artikel aus der Themengruppe Nukleartechnik kennt sieht schnell, dass dieser Artikel durch sinnloses copy und paste aufgebläht wird! Dies ist in meinen Augen nicht sinnvoll - Wikipedia ist ein Lexikon und kein Nachrichtenmagazin! Von daher haben technische Details zur Reaktortechnik hier nichts zu suchen - statt dessen gehören diese auf die Seiten der entsprechenden Fachartikel. (nicht signierter Beitrag von 192.176.5.6 (Diskussion) 22:45, 14. Mär. 2011 (CET))

Einheitenfehler im Abschnitt "Versagen der inneren Kühlung"

"...dass sich eine ca. 1000° heiße radioaktive Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters ansammelt..."

° (Grad) ist keine Einheit der Temperatur. Handelt es sich um °C (Grad- Celsius) oder °F (Grad- Fahrenheit)? Bitte nachbessern. Gruß -- Berliner82 22:42, 15. Mär. 2011 (CET)

Graphik und Text

Es wäre schön, wenn die im Text genannten Details auch auf der Graphik zu sehen wären. Was ist der Druckbehälter zum Beispiel? Den kann man in der Graphik so nicht finden! (nicht signierter Beitrag von 84.56.173.9 (Diskussion) 15:09, 16. Mär. 2011 (CET))

ich habs mal geändert, passt es so? --Dalmas 15:28, 16. Mär. 2011 (CET)

Funktion der Steuerstäbe

"Bei einem Ausfall der Steuerung der Brennelemente kann die Reaktorleistung im Siedewasserreaktor nicht mehr reguliert werden, während im Druckwasserreaktor durch Herunterfallen der Brennstäbe die nukleare Kettenreaktion unterbrochen wird." - sind es beim Druckwasserreaktor nicht die Steuerstäbe, die im Notfall herunterfallen? --Juesch 10:11, 23. Dez 2004 (CET)

Ja.--van Flamm 10:27, 23. Dez 2004 (CET)

Sicherheitsproblem Steuerstäbe unter Reaktor ist keins: Die Stäbe müssen aktiv unten gehalten werden, Gasdruck würde sie nach oben in den Reaktor drücken. --Elwe 19:02, 13. Jan 2005 (CET)

Nicht ganz richtig: Die Ventile der Schnellabschalttanks werden durch Pressluft zugehalten. Fällt entweder der Strom oder die Pressluft aus, gehen sie auf und sämtliche Steuerstäbe werden hydraulisch binnen ca. 3s in den Kern geschossen. --Ironclad 16:30, 21. Feb. 2008 (CET)

Und was ist bitte, wenn die Hydraulik aus fällt (Ach jah, ich vergass, die darf ja gar nicht aus fallen... weil sie in der Fehleranalyse nicht erwähnt wurde...) --Alexander.stohr 12:48, 12. Mär. 2011 (CET)

Die Hydraulik ist keine Motorhydraulik sondern es sind Tanks mit Stickstoffdruck (Bernhard117) (18:50, 11. Apr. 2011 (CEST), Datum/Uhrzeit nachträglich eingefügt, siehe Hilfe:Signatur)

Bor. 188.174.11.144 20:20, 12. Mär. 2011 (CET)

Das ist ein zusätzliches System mit Pumpen und braucht (Not)Strom (Bernhard117) (18:50, 11. Apr. 2011 (CEST), Datum/Uhrzeit nachträglich eingefügt, siehe Hilfe:Signatur)

Notstromversorgung

Sicherheit: „Damit ist der Siedewasserreaktor nicht von der Notstromversorgung aus den Dieselaggregaten abhängig.“ Das verstehe ich nicht: Genau das war doch beim KKW Forsmark das Problem, siehe Wiki-Artikel zum KKW Forsmark. Kann man den zititerten Satz so uneingeschränkt stehen lassen? H. König

Mittlerweile hat jemand diesen Satz ja umformuliert, aber vielleicht zur Erklärung den technischen Hintergrund: Alle 69er-Anlagen besitzen das sogenannte Einspeisesystem TJ - also eben diese kleine Dampfturbine, die selbst bei einem Ausfall jeglicher Stromversorgung incl. der Diesel noch 2-3 Stunden batteriegepuffert zur Verfügung steht. Die Batterien werden dabei für die Steuerventile und zwei kleine Ölpumpen benötigt. Damit lassen sich fast 1000 t Wasser pro Stunde in den Reaktor fördern, solange dieser noch mindestens etwa 10 bar Druck hat.

Das TJ-System existiert lediglich bei den 69er-Anlagen von KWU und bei den BWR-6 von General Electric, was diese Anlagen als einzige SWRs auf der Welt in die Lage versetzt, einen Station Blackout ohne Probleme zu überstehen. Forsmark dagegen ist eine ABB-Anlage und in seiner Notbespeisung zwingend auf Energieversorgung durch Fremdnetz oder mindestens zwei der vier Diesel angewiesen! --Ironclad 16:30, 21. Feb. 2008 (CET)

Schön und gut, aber "2-3 Stunden" Kühlung scheinen mir äußerst wenig zu sein - wie man gerade in Japan leider beobachten kann - also warum hängt man dann an die "kleine Dampfturbine" - die offenbar eine Kühlwasserpumpe direkt antreibt(?) - nicht einfach noch einen kleinen Generator, der das bisschen Strom für "die Steuerventile und zwei kleine Ölpumpen" erzeugt? Oder liegt die zeitliche Begrenzung nicht in den Batterien sondern im Reaktordruck?--93.129.111.101 15:07, 13. Mär. 2011 (CET)

Es liegt tatsächlich eine Überschreitung der Auslegung vor. Grundsätzlich ging man nicht von einem so langen Blackout aus. (Bernhard117) (18:50, 11. Apr. 2011 (CEST), Datum/Uhrzeit nachträglich eingefügt, siehe Hilfe:Signatur)

Moderator, überkritisch (Abgrenzung zu Tschernobyl)

Aus gegebenem Anlass will ich, wie viele Menschen, etwas über Siedewasserreaktoren lernen. Der Wikipedia-Artikel sollte helfen, was die allgemeinverständliche Abgrenzung des Siedewasserreaktors zu anderen Typen angeht, z.B. zum RBMK (Tschernobyl). Das ist unglücklich in Tagen, in denen Fukushima in einem Atemzug mit Tschernobyl genannt wird. Wenn ich's richtig verstehe, war letzterer eine ungewollte Atombombe (prompt überkritisch). Bei ersterem (also SWR Fukushima) besteht diese Gefahr nicht, sondern wegen Nachzerfallswärme "nur" der GAU der Kernschmelze. Letztere ist keine Atombombe, pustet aber vermutlich ohne Core-Catcher nach Kontakt mit Grund- oder Meerwasser auch Radioaktivität in die Umwelt und Atmosphäre. Natürlich auch eine Knallgasexplosion = "nur" Explosion mit Wasserstoff).
Nun musste ich erst mal alles mögliche durchlesen (Xenonvergiftung)... Zusätzlich zu obigen Links auch positiver Dampfblasen- bzw. Void-Koeffizient, der bei graphitmoderierten Typen vorkommt, jedoch nicht bei SWR (nicht überkritisch wg. negativem Dampfblasen-Koeffizient). Einen Graphitbrand gibt's beim SWR auch nicht. Der aktuelle Artikel enthält momentan nicht mal das Stichwort "Moderator" (beim SWR das Wasser; Graphit, gibt's hier nicht) und erlaubt dem Leser keine einfache Abgrenzung zu den Problemen der anderen Reaktor-Typen.

Wer (mit Überblick über dieses sensible Thema) kann hier mit Änderungen helfen?
--PG64 12:48, 13. Mär. 2011 (CET)

Im Prinzip hast Du die wichtigsten Fakten schon selber dargestellt: Ein RBMK (wie Tschernobyl) benutzt einen riesigen Graphitblock als Moderator, durch den zahlreiche stählerne Druckröhren führen, in denen sich der Brennstoff befindet und durch den eine - im Vergleich zum SWR geringe - Menge Wasser geleitet wird, um zu verdampfen und dann die Turbine anzutreiben.

Ein SWR (wie die Blöcke in Fukushima) ist im Prizip ein großer Stahlbehälter voll Wasser, in dem die Brennelemente stehen. Wasser dient dabei als Moderator und Kühlmittel gleichermaßen. Da es aber stärker Neutronen absorbiert, kann ein SWR im Gegensatz zum RBMK nur mit angereichertem Uran betrieben werden. Außerdem verfügen alle modernen Reaktortypen außer dem RBMK über einen Sicherheitsbehälter, der den Reaktor als zweite druckfeste Hülle umschließt.

In Tschernobyl ist 1986 stark vereinfacht dreierlei passiert: Durch eine unkontrollierte Leistungserhöhung in Verbindung mit teilweiser absichtlicher Deaktivierung von Sicherheitssystemen für einen Test ist der Reaktor so heiß geworden, daß zum einen die Druckröhren barsten, wodurch große Mengen Wasserstoff freigesetzt worden (entsteht durch eine chemische Reaktion bei Brennstoffaußentemperaturen über 800 °C). Zum zweiten wurde der so freigesetzte Wasserstoff durch die Hitze gezündet und sprengte in das Dach des Reaktorgebäudes ab. Drittens schließlich fing das Graphit durch die Hitze Feuer, so daß von der Hitze große Mengen radioaktiver Stoffe durch das zerstörte Dach in die Hochatmosphäre getragen wurden, von wo sie sich dann mit den Winden über die halbe Erde verteilten.

In Fukushima gab es dagegen wurden die Reaktoren anfangs sicher abgeschaltet, bevor die Tsunamiwelle eine Stunde später die komplette Notstromversorgung und damit die Nachkühlsysteme zerstörte. Damit begann der Brennstoff sich im Verlauf von Stunden langsam durch die Nachzerfallswärme zu erhitzen und schließlich nach mehreren Stunden teilweise zu schmelzen. Dieser Schmelzprozess wurde erst durch die Bespeisung mit Meerwasser gestoppt. Dazu mußte vorher jedoch der Druck in den Reaktoren abgesenkt werden, was durch "Venting" - gefiltertes Abblasen von Dampf - in die Atmosphäre geschah. Die auf diesem Wege abgegebene Aktivität ist somit deutlich geringer, als in Tschernobyl. Gleichzeitig wurden durch die Kühlungsversuche große Mengen Meerwasser kontaminiert und sind unkontrolliert in das Meer oder ins Grundwasser geflossen. Über deren Auswirkungen ist man sich im Moment noch unklar, zumal die Notfallkühlung und damit die Abgabe von kontaminiertem Wasser weiter fortdauert.

Ich hoffe, daß hat die wichtigsten Fragen geklärt. Andernfall bitte nochmal an dieser Stelle nachhaken! Gruß, --Ironclad 20:13, 18. Apr. 2011 (CEST)

Hallo Ironclad, danke für die Antwort. Inzwischen hatte ich selber ein bisschen weiter gelesen und auch einige Änderungen am Tschernobyl-Artikel gemacht. Du schreibst: ... freigesetzte Wasserstoff durch die Hitze gezündet und sprengte in das Dach des Reaktorgebäudes ab. Es gibt einige Quellen, die letzteres anzweifeln und statt Knallgas eine 2. Leistungsexkursion als Alternativ-Grund für die Sprengung des Dachs angeben, zB en:Chernobyl_disaster oder Tschernobyl, GRS, weswegen ich einen "Belege"-Baustein im Tschernobyl-Artikel gesetzt habe. Vielleicht hast Du neuere Quellen, die die Knallgasexplosion besser belegen: es wäre gut, wenn sie zitiert werden könnten.

Aber es ging mir damals nicht so sehr um die Fragen selbst: schon zum damaligen Zeitpunktwaren waren mir die Unterschiede einigemaßen klar. Daswegen hatte ich ja vorgeschlagen, die Mängel des SWR-Artikels zu verbesssern. Wie ich sagte, im ganzen Artikel findet sich nicht das Wort "Moderator". Ich finde immer noch, dass ein Artikel über einen Kernreaktor erläutern sollte, wie ein Reaktor funktioniert. Da fehlt zum Beispiel im Abschnitt Siedewasserreaktor#Wirkungsweise das Grundgerüst: Was ist ein Moderator allgemein? Was ist speziell beim SWR der Moderator (Wasser)? Was ist ein Neutronenabsorber/Steuerstab allgemein? Steuerstäbe sind erst im Abschnitt "Sicherheit" kurz erwähnt, nicht in "Wirkusngsweise" oder "Aufbau". Warum fährt (speziell beim SWR) der Steuerstab von unten ein? (Ich glaube, damit die Leistung homogener verteilt ist: im oberen Teil ist wegen der Damfblasen die Leistung tendenziell geringer) etc etc. Eventuell waren die mit dem Thema vertrauten Autoren ein bisschen betriebsblind und sehen das Fehlen dieses Grundgerüsts (, das den Artikel einer WP:Oma zugänglich machen könnte,) nicht mehr.

Eine Experten-Überarbeitung mit Blick für die momentan fehlenden SWR-Grundlagen fände ich immer noch gut.

--PG64 08:11, 20. Apr. 2011 (CEST)

Sicherheitskonzepte

Zitat: "Die Baulinie 72 ist eine technische Weiterentwicklung der 69er-Baulinie, mit überarbeitetem Sicherheitskonzept und neuer Gebäudekonzeption und -auslegung".

Wie sehen Sicherheitskonzept, Gebäudekonzeption und -auslegung den nun konkret aus?-- Nemissimo RSX 10:23, 14. Mär. 2011 (CET)

Einige grundlegende Unterschiede von Typ 72 zu Typ 69:

+ Reaktorgebäude gegen Absturz von Militärmaschinen bis zur Größe einer Phantom ausgelegt (statt nur bis Starfighter).

+ Drei 100%-Nachkühlstränge mit Nieder- und Hochdruckpumpen und strikt von einander getrennten Kompartments (statt 4x 50% Niederdruck und 1x 100% für Hochdruck, wobei je zwei Niederdrucksysteme von der gleichen elektrischen Redundanz versorgt werden

+ Notstromsystem in drei strikt getrennten Strängen, statt zwei Strängen mit Vernetzungsmöglichkeiten (die eine "Verschleppung" von elektrischen Schäden begünstigen)

+ Kondensationskammer am Reaktorgebäudeboden, um bei Schäden ein Auslaufen zu verhindern.

+ 6 über das gesamte Gelände verstreute Notstromdiesel (statt 4 Diesel im gleichen Gebäude).

+/- kein dampfbetriebenes Notbespeisungssystem mehr (geringerer Wartungsaufwand, aber auch Nachteile im Station-Blackout)

- zwei separate Notsteuerstellen im Reaktorgebäude (sind anders als die üblichen gebunkerten externen Notsteuerstellen bei Schäden im RG schwer erreichbar)

+ Allgemein war auch die gesamte Leittechnik ursprünglich moderner ausgelegt, da hier Prozessortechnik genutzt wurde, während die 69er ursprünglich noch mit Relaistechnik gebaut wuurden. Durch zahlreiche Umbauten in allen Anlagen hat sich das aber inzwischen relativiert.

+ Von vornherein auf 1375 MWel ausgelegt (die 69 waren auf ca. 900 MWel ausgelegt und wurden für die 1400 MW-Anlage Krümmel nur hochskaliert)

--Ironclad 19:41, 18. Apr. 2011 (CEST)

Diametrale Überarbeitung - Was stimmt denn nun?

Vgl. Änderung vom 12.03.2011. Welche Darstellung ist korrekt? Gibt es dazu Quellen? Bin gerade zugegebenerweise etwas irritiert...-- Nemissimo RSX 13:18, 14. Mär. 2011 (CET)

Der Abschnitt oben und die dort genannte Präsentation scheint die Frage zu beantworten: Bor als Notfallsystem. Auch ganz oben steht ganz knapp "Bor". Die erste Bearbeitung vor 12.3. scheint besser zu passen (und ist auch knapper). Der zweite Bearbeitung am 12.3. hebt anscheinend drauf ab, dass Borverbindungen im Kreislauf zur Neutronen-Moderation im Normalbetrieb nicht geeignet sind (wegen Schäden). Aber das hat der gelöschte Beitrag nicht behauptet (weil Notfallmaßnahme). So verstehe ich das bisher Gesagte. --PG64 23:26, 14. Mär. 2011 (CET)

Bei Normalbetrieb wird kein Bor eingespeist. Das mit den Ablagerungen auf der Turbine ist falsch. Vermutlich hat jemand mal Kenntnisstufe 3 absolviert und was von Kieselsäureablagerungen auf der Turbine gehört, aber nicht verstanden und nun mit dem Bor durcheinandergebracht. (Bernhard117, 19. April 2011 19:08)

Du hast Hintergrundwissen. ("Kenntnisstufe 3" ist zB in WP nicht zu finden, sondern nur hier). Deswegen wäre eine kurze Darstellung Deinerseits für alle interessant.

Zitat: Das mit den Ablagerungen auf der Turbine ist falsch.. Welche Probleme entstehen denn im Reaktor und im Kühlkreislauf bis zu den Turbinen, wenn man für eine Notfallabschaltung eine Borvergiftung in Kauf genommen hat? Kannst Du dazu genaueres sagen?

--PG64 09:18, 20. Apr. 2011 (CEST)

Grundsätzlich wird bei Problemen eine Schnellabschaltung des Reaktors (RESA) ausgelöst. Bitte wortwörtlich nehmen. Für die Turbine gibt es ebenfalls eine Schnellabschaltung (TUSA). Die beiden Schellabschaltungen lösen sich gegenseitig aus. Bereits die Auslösung einer RESA bewirkt die TUSA. Falls nun die RESA fehlerhaft ist, also nicht alle Steuerstäbe mit der gesamten Länge im Kern, kann beim Siedewasserreaktor Bor eingespeist werden. Zu diesem Zeitpunkt sind die Dampfventile vor der Turbine schon einige Zeit zu. Zweite Betrachtung: Das eingespeiste Bor liegt im Reaktorwasser gelöst vor. Dampf der den Reaktor auf dem regulären Weg verlässt (Turbine ist regulärer Weg) geht über die Kombination Wasserabscheider/Dampftrockner. Die Konzentration an Bor ist im Dampf daher wesentlich niedriger als im Reaktorwasser. Es gibt sicher keine Überlegung ob und in welcher Weise daraus ein Problem für die Turbine entstehen soll. Falls doch, dann würde ich die doch gern mal sehen. Borsalze sind grundsätzlich wasserlöslich und würden gegebenenfalls von der Turbine oder anderen Bauteilen auch wieder runter gehen. Das Ganze ist einfach nur Blödsinn. Die Anlage hat eine versemmelte RESA vor sich. Da gibt es doch wirklich wichtigere Fragen, als die Sauberkeit von Turbinenschaufeln. Bis die RESA-Geschichte geklärt ist, kann man die ganze Anlage x-mal vom eingespeisten Bor reinigen. 20.April 2011 Bernhard117 (13:13, 20. Apr. 2011 (CEST), Datum/Uhrzeit nachträglich eingefügt, siehe Hilfe:Signatur)

Kontamination

Im Abschnitt "Sicherheit und Kontamination" steht "Durch Abrieb im Stoffstrom, Korrosion an den Brennstäben und durch Kontamination des Kühlwassers wird die Radioaktivität auf ein großes Materialvolumen verteilt ...".
Ist es nicht eher so, dass das Kühlwasser einfach dadurch kontaminiert wird, dass die Brennstäbe aufgrund Korrosion undicht werden?
"Abrieb im Stoffstrom" verstehe ich nicht. Was ist der "Stoffstrom" und wer reibt hier wen ab? Reibt das strömende Wasser? Woran?
Kann man die Kontamination des Kühlmittels quantifizieren (à la "Die Reinheit des Kühlwassers beträgt 99,99 Volumenprozent, der Rest besteht aus x,xx  ‰ Iod, y,yy  ‰ Cäsium ...")?
Ich halte das für wichtig, weil die bei Störfällen freigesetzten Radionuklide ja in vielen denkbaren Fällen (z.B. Öffnen des Wallmann-Ventils, Platzen der Frischdampfabführleitung, ...) dem Dampf zu entspringen scheinen. --Patagonier 12:00, 19. Mär. 2011 (CET)

Ich habe mal angefangen die Radionuklide im Dampf in Gruppen einzuteilen, die man dann einzeln betrachten kann. Ich könnte da viel schreiben. Das Problem sind, wie so oft, die zitierfähigen Quellen.

Und natürlich, die Gesamtlänge des Artikels. Wallmann-Filter sollte man wegen Fukushima unbedingt reinnehmen. Das W-Filter ist in Deutschland für Siede- und Druckwasser eigentlich gleich, die Freisetzungen sind aber verschieden. Auch sind die Filter weltweit nicht gleich, noch nicht mal ähnlich. Auch hier wieder das Problem mit zitierfähig.--Bernhard117„“ 14:29, 25. Apr. 2011 (CEST)

Danke für das Aufnehmen meiner Fragen und die daraus resultierende Artikel-Überarbeitung! --Patagonier 22:06, 29. Apr. 2011 (CEST)

Wieviel Uran befindet sich in einem Reaktor?

Frage eines interessierten Laien: Wieviel Uran befindet sich eigentlich in einem heute üblichen Kernreaktor? Falls diese Frage schon beantwortet wurde: In der Menge der Informationen habe ich diese Angabe nicht gefunden. Irgendjemand muss doch wissen, ob es eher 5 kg oder 1 Tonne sind. MichaelL2008 16:02, 6. Apr. 2011 (CEST)

Ich nehme bewusst mal eine Zahl, die ich weiß und selbst belegen kann: In Brokdorf sind es beispielsweise 103 Tonnen. Natürlich variiert die Brennstoffmenge, aber die Größenordnung ist, nach deinem Beispiel gesehen, definitiv größer als 5 kg und eine Tonne. Grüße, -- Felix König ✉ BW 18:03, 6. Apr. 2011 (CEST)

Danke für die schnelle Antwort. Unter dem Link gibt es sehr gute Zahlen. Die 100 Tonnen sind Kernbrennstoffmenge, nicht nur Uran, und damit habe ich endlich eine Vorstellung von den Dimensionen, verteilt auf knapp 200 Brennelemente, die wiederum ca. 230 Brennstäbe enthalten. MichaelL2008 08:02, 7. Apr. 2011 (CEST)

"Die 100 Tonnen sind Kernbrennstoffmenge, nicht nur Uran" - ähm, was soll es denn sonst noch sein? Klar, Plutonium oder Thorium eignet sich auch als Kernbrennstoff, aber nicht mit Uran zusammen. -- Felix König ✉ BW 18:54, 7. Apr. 2011 (CEST)

Hier die Zahlen für einen deutschen SWR mit 900 MWel:

- 590 Brennelemente mit ja ca. 90 Brennstäben (10x10 mit einigen Wasserkanälen) - SWR-Brennelemente sind kleiner als die beim DWR!

- Gesamte Uranmasse im Kern ca. 100 t, davon knapp unter 4 t U-235 (spaltbar), der Rest U-238 (nicht spaltbar). Ein Teil des U-238 wir im Betrieb zu PU-239 gebrütet.

- Abmessungen des aktiven Kerns: etwa 4,4 m Durchmesser, 3,66 m Höhe

- Weitere Kerneinbauten: ca. 140 Steuerstäbe, 4 einfahrbare Neutronenflußdetektoren für An- und Abfahren sowie 33 festmontierte Neutronenflußmeßlanzen mit je 4 Detektoren auf verschiedenen Höhen. --Ironclad 14:04, 19. Apr. 2011 (CEST)

Neutralität des Abschnitts Sicherheit und Kontamination

Nach Lesen des Artikel im Eindruck der Japan-Katastrophe scheint mir dieser Abschnitt doch sehr Pro-Kernenergie geschönt. Risikobewertungen, Restrisiken, Folgenabschätzungen fehlen. Dass z.B. auch nach der Notabschaltung weiterhin eine Kühlung notwendig ist fehlt. Da sollte man nochmal nacharbeiten. -- 78.35.157.251 10:40, 12. Mär. 2011 (CET)

Steht doch da "Nach dem Abschalten des Reaktors muss bei jedem Reaktortyp die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Beim Siedewasserreaktor kann das durch..." --Jackson 11:30, 12. Mär. 2011 (CET)

Ja, der wichtige Hinweis der Nachzerfallswärme-Problematik ist zwar vorhanden, aber das Vorhandensein des (Rest-) Risikos ist nur zwischen den Zeilen lesbar; z.B. daß offenbar ganz entscheidend ist, dass die Batterien lang genug halten müssen, um die Wärmeleistung gemäß dieser Formel ausreichend abzuführen. ("Die Regelung dieses Aggregats kann aus Batterien erfolgen, so dass für begrenzte Zeit eine Kernkühlung auch ohne Diesel-Notstromgeneratoren möglich ist.") Genau dies scheint nun in Fukushima das katastrophale Problem zu sein, dass diese Batterien eben nicht lang genug halten. Laut den Angaben in Kernkraftwerk Fukushima I-1: P0=460MW, T0=8Jahre und t=24h, d.h. 24h nach dem Abschalten am 11.3. ergäben sich ca 2,34MW an abzuführender Nachwärmeleistung, falls ich mich nicht verrechnet habe.

Anmerkung: P0 ist nicht die elektrische Leistung, sondern die thermische Reaktorleistung, d.h. ca. 3mal soviel: P0 = ca. 1400 MW ! SRSchmidt

Bin allerdings kein KKW-Experte, kann also keine hierfür notwendige el.(Batterie-) Leistung berechnen, auch weil dazu viele Infos unbekannt sind. Aber: Noch nach 24 Stunden 2,3MW an thermischer Leistung NUR per Batterien abführen zu wollen, kommt mit schon höchst abenteuerlich vor, zumal die Batterien da ja schon 24 h lang belastet wurden! Zebaba 11:58, 12. Mär. 2011 (CET)

>>dazwischenquetsch<< Man muss kein Experte sein, bißchen Schulphysik reicht. Man muss 14000 kW Wärme abführen, das Kühlwasser lässt man sich um beispielsweise 20 Kelvin aufwärmen. Dann braucht man 14000/(20*4,168)=168 Liter pro Sekunde. Angenommen man muss das 30 Meter raufpumpen, dann braucht man 168*30*9,81= 49442 Watt, mit Verlusten also irgendwas zwischen 75 und 100 kW. Nur so als Beispiel. --Bernhard117„“ 10:00, 5. Mai 2011 (CEST)

Die Rechnung mag richtig oder falsch sein - es bleibt fürs Erste egal. Fakt ist, dass die Batterien in elektrischen Anlagen nur als Notstrom in Sinne von Mess- und Steuer-Aufgaben gesehen werden, die dafür sorgen, dass auch bei Total-Ausfall aller anderen System (Energie-Erzeugung usw.) das System kontrolliert werden kann. Das kann einfach nur die Messdaten-Aufzeichnung samt Diagnose sein, die Durchführung einer Notabschaltung oder auch ein Wiederanlauf sein. Wie im Artikel zu lesen haben manche Reaktoren einen Neben-Generator mit kleinerer Leistung, der wenn er mal angefahren ist für ausreichende Kühlung sorgt. Wenn der Generator läuft dann sollte aller Voraussicht nach der Akku-Satz nicht mehr entladen sondern wieder geladen werden. Das System versorgt sich selbst. So die Theorie. Was jetzt aber wenn neben dem gezielten Abschalten ab Eintreffen der Erdbebenwarnung z.B. das Hydraulik-System, das Dampf-System, die Hilfsturbine, der Hilfsgenerator oder das Akku-Ladesystem beschädigt wurde? Oder gar mehrere dieser Systeme? Dann kann man nur mal grob schätzen was dabei raus kommt. Die nächsten 3 Kraftwerksblöcke stehen nur ein paar Meter daneben, die haben auch noch etwas Strom übrig. Händisch Kabel legen um das Desaster hinaus zu zögern oder ganz zu verhindern wäre ein Option, oder das Herankarren von Diesel-Generatoren, selbst mit Helikoptern wenn es sein muss. Das würde in fast allen Fällen funktionieren, nur dann nicht wenn der Dampfkreislauf gar nicht mehr kreiselt sondern das Ding ab dampft. Mehr als einen Tag Durchhalte müsste man von Akkus nicht fordern, wenn man voraussetzt dass Aktivitäten entfaltet werden die das Problem entweder in Wieder-Anlauf oder Komplett-Abschaltung auflöst. Klar gibts super-reines Reaktorwasser, aber wenn das eben zur Neige geht muss man nachfüllen was da ist. Natürlich lieber Süsswasser statt Salzwasser - alles her was an Tanktransportern oder Leitungswasser da ist. Und wenns direkte Beregnung mit Löschflugzeugen ist (obwohl die evtl. auch knapp sein dürften nach einem Erdbeben). Der Akkusatz wird nicht das Problem gewesen sein, sondern ein Totalausfall der Haupt- und Hilfs-Turbine/Generator samt Energie, vielleicht verursacht durch eine stark eingeschränkten oder komplett ausgefallenen Dampfkreislauf. Der Sonderflieger der USA mit Reaktor-Spezialwasser scheint jedenfalls nicht mehr das bewirkt zu haben was nötig gewesen wäre. Von anderen akkuten Massnahmen die versucht wurden berichten die Medien leider im Augenblick nichts. --Alexander.stohr 12:39, 12. Mär. 2011 (CET)

Die Batterien führen die Leistung nicht ab. Der Reaktor hat eine dampfbetriebene Turbine, die Kühlwasser nachliefern kann. Zum Betrieb dieser Turbine und der restlichen Elektronik hat man Batterien, die in Fukushima für 8h ausgelegt waren. Ich nehm mal an, daß das für ein tertiäres Notfallsystem (Netz->Dieselgeneratoren->Batterie) als ausreichend angesehen wurde. Da nicht viel Strom benötigt wird, muß die Batterie nur so lange halten, bis man einen Dieselgenerator rankarren kann. 188.174.11.144 20:17, 12. Mär. 2011 (CET)

Die Ölversorgung dieses Turbinenaggragats braucht etwa 7kW. (Muss ich das belegen, schwierig - glaubt es mir einfach mal fürs erste) Dafür alleine würden die Batterien lange reichen, aber es hängt ja viel mehr daran. Zumindest in Fukushima 1 scheinen die Batterien überflutet worden zu sein oder eventuell ausgelaufen. Bei NISA steht was von "soaked". Schwierig mit übersetzten Texten. Bernhard117 19:17 19. April 2011

Da es alleine in Deutschland mind. vier Grund-Typen des SDWs gibt mag selbst diese Aussage nicht für alle Typen gleich zutreffend sein. Nennen wir es ein "Feature" von bestimmten Baureihen. Wer dazu genau Infos hat möge sie bitte bei steuern bzw. der Artikel würde es ohnehin gestatten die Grundkonzepte von den Sonderformen zu trennen. Er sollte davon profitieren.
Der Artikel dürfte sich im übrigen primär auf die vorhandenen Kerntechnik-Anlagen in Deutschland beziehen (und das Konzept solcher Anlagen eigentlich nur noch am Rande beinhalten wobei eigentlich das wieso/weshalb/warum der techn. Folgekette die zu dieser Art geführt hat ziemlich zu kurz kommt, meinem Gefühl nach - sieht gemäss Artikel zumindest für mich recht beliebig aus wie so was gebaut werden kann). Bapperl/Disclaimer/Vorlage "Situation in Deutschland" dringend erforderlich!
Dass man das gleiche andern Orts auf der Welt in mancherlei abgewandelter, reduzierter Form wieder finden kann dürfte wohl ausser Frage stehen, insbesondere dann wenn man akzeptieren kann dass Deutschland technologisch die Spitzenposition bei Atomkraft inne hatte oder noch immer hat - sonst wäre ja auch nicht zu erklären wie es kommen kann dass Deutschland mit der halben Welt und speziell mit dem gefallenen Ostblock immer wieder neue Verträge über Kraftwerkes-Modernisierungen in quasi Entwicklungshilfeform aushandeln konnte. --Alexander.stohr 12:00, 12. Mär. 2011 (CET)

Die Fukushima-Katastophe ist ja schon in dem Artikel Kernkraftwerk Fukushima I bearbeitet worden (superfix, wird die Wiki doch noch zur Breaking-news-Seite?;-), d.h. in diesen Artikel gehört ein allgemeiner Hinweis auf (Rest-) Risiko, also höchstens ein Link auf Kernkraftwerk Fukushima I. Zebaba 12:10, 12. Mär. 2011 (CET)

• Die Formulierung "einfachere Störfallbeherrschung" finde ich nach den Ereignissen in Fukushima unerträglich, in der unkommentierten Form im Text. Das ist "Tech-Sprech", dessen vermeintliche Neutralität mit Technologieoptimismus von der offenbaren Unbeherrschbarkeit dieser Technik in der realen Welt widerlegt ist, wohlbemerkt in dem Hochtechnologieland Japan, das höhere Sicherheitsanforderungen (z.B. beim Containment) stellt als wir. Die Sprache wirkt nach den Ereignissen für mich sogar menschenfeindlich. (nicht signierter Beitrag von 93.210.216.44 (Diskussion) 14:54, 13. Mär. 2011 (CET))

Also ich finde der Abschnitt ist sehr bescheiden geschrieben versucht sich nicht mal an einer neutralen Darstellung und Quellen sind auch nicht vorhanden, meldet sich wer freiwillig zur Verbesserung? Sonst fliegt der Absatz mit "nicht überprüfbar, keine Quellen" raus. --FischX 15:52, 13. Mär. 2011 (CET)

Na, dann formulieren Sie ihn eben theatralisch, emotional, hyperventilierend-gutmenschelnd um, damit er dann sicher nicht mehr "menschenfeindlich" ist. Zwar sowohl technisch als auch logisch unbrauchbar-aber eben "linksgut-menschenfreundlich". Im Übrigen ist die Tatsache, dass ein bestimmter Reaktortyp nach einem gigantischen Erdbeben und nachfolgender Überflutung durch einen Tsunami durchgeht kein Beweis für eine "offenbare Unbeherrschbarkeit", sondern lediglich für eine offenbare Falschdimensionierung. Wenn wir in D solche Erdbeben hätten und von einer Tsunami überflutet werden könnten, dann müssten wir in der Tat unsere KKWe entsprechend dimensionieren. MV --79.199.161.41 09:35, 14. Mär. 2011 (CET)

Zunächst mal sollten Sie über den Gebrauch des Wortes "Gutmenschentum" nochmal nachdenken und sich über dessen Herkunft erkundigen (siehe dazu z.B http://sz-magazin.sueddeutsche.de/texte/anzeigen/35287). Zu Ihrer Einschätzung des fehlenden Beweises der "offenbaren Unbeherrschbarkeit" der Kernenergie. Die Falschdimensionierung des KKWs in Japan ist genau dieser Beweis. Er zeigt nämlich, dass man niemals alle möglichen Bedingungen vorhersagen kann. Auch die KKW in Japan sind wie die in Deutschland auf die zur Entwurfszeit angenommenen maximalen Umweltkatastrophen ausgelegt. Diese können, wie man nun in Japan sehen kann, jeder Zeit übertroffen werden, auch in Deutschland ist das ohne weiteres möglich. So haben z.B. die Geowissenschaften ihre Vorhersagen für Erdbeben in bestimmten Gebieten Deutschlands seit Ende der 70er-Jahre nach oben korrigiert. Alle davor gebauten KKW sind demnach nicht auf die zu erwarteten Erdbebenstärken ausgelegt. Auch sind viele (alle?) KKW an Flüssen gelegen, sodass auch Überflutungen nie ausgeschlossen werden können. Dann gibts auch noch das Problem mit den Flugzeugabstürzen oder Terroranschlägen, was mMn das Hauptproblem ist, welches man durch keine Maßnahme in den Griff bekommen kann. -- Cm Ha 19:25, 14. Mär. 2011 (CET)

Siehe Quelle Wikipedia: Artikel Gutmensch -- Uwe

Die bekanntermassen grössere Neigung von SWR (im Vgl. zum DWR) zu nuklearen Instabilitäten fehlt im Artikel bzw. wird ins Positive gedreht. Auch das spricht eher gegen eine hinreichende Neutralität. Ebenso sind die umfangreichen Arbeiten an Notkondensatoren für SWR seit 1985 nur ganz am Rande erwähnt. Diese Notkondensatoren sollen doch wohl die SWR-Defizite bei Kernkühlungsproblemen (wie in Fukushima) mildern. Wenn man den gegenwärtigen Artikel liest, hat man den Eindruck, der SWR bräuchte so etwas nicht. --Rarian 14:39, 14. Mär. 2011 (CET)

Der Abschnitt ist genau so, wie er aktuell da steht, fachlich-sachlich-technisch korrekt und richtig - logischerweise im Rahmen eines Lexikoneintrags unvollständig, sonst wäre der Artikel ein paar Tausend Seiten lang. Ihm fehlt in der Tat das theatralische, emotionale Bedrohungsgeschwurbel (bsp: "offenbare Unbeherrschbarkeit"), was für die Pamphlete der "Gutmenschen" (wie es einer meiner Vorredner nannte) bezeichnend sind. Diese wären aber eine sachliche (aus Neutralitätsgesichtspunkten) Verschlechterung des Artikels, da sich ohnehin schon zu viele Menschen zu dem Thema auslassen, die alles, was ihnen an Sachkenntnis fehlt, mit Überzeugung ausgleichen... Weltuntergangsphantasien gibt es tausendfach im Internet, da tut gerade diese neutral geschriebene Ansatz sehr gut --Dispatcher 13:09, 16. Mär. 2011 (CET)

Ich habe mich mal hingesetzt und den Abschnitt neu aufgesetzt. Dabei habe ich versucht einigermaßen nah am Vorgängertext zu bleiben. Es ist das eine oder andere dazugekommen, bitte um Nachsicht wenn für einen alten Spezialisten vieles einfach selbstverständlich ist. Bitte um kritische Rückmeldung wo Belege zwingend erforderlich sind. Wo wir die dann herbekommen, müssen wir sehen. Einiges habe ich gekürzt. Nach meinem Verständniss soll der Artikel den SWR beschreiben, die Eigenschaften, Gefahren usw. der Kernenergie allgemein, sollten nicht bei jedem Reaktortyp aufgeführt sein. --Bernhard117„“ 14:19, 23. Apr. 2011 (CEST)

Fehlt da nicht der Überhitzer ?

Im <Schema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor> ist kein Überhitzer/Dampftrockner eingezeichnet. Soweit ich weiß ist normalerweise einer vorhanden - oder gehts mit Nassdampf auch? -- Pistnor 21:50, 19. Mär. 2011 (CET)

Nein, natürlich nicht. Wasserabscheider (für Grobtrocknung) und Dampftrockner (für Feintrocknung) sind im oberen Teil des Reaktors eingebaut. Zusätzlich befindet sich zwischen Hochdruck- und Niederdruckteil der Turbine ein Zwischenüberhitzer, der mit Frischdampf beheizt wird.

Wie in allen Wärmekraftwerken wäre Feuchtigkeit in der Turbine fatal für die Turbinenschaufeln, auch wenn die Drehzahl üblicherweise nur 1500 U/min beträgt. --Ironclad 20:42, 18. Apr. 2011 (CEST)

Bei den Links ist ein (leider englisches) Buch über "radiochemistry" dabei. Auf Seite 47 ist eine Zeichnung in der die Anordnung von Wasserabscheider und Dampftrockner zu erkennen sind.--Bernhard117„“ 09:38, 5. Mai 2011 (CEST)

Reaktorkern durch Dampf kühlbar?

"Falls der Füllstand des Reaktorwassers unter die Oberkante des Reaktorkerns fallen sollte, so reicht die Wärmeableitung mit dem nach oben abströmenden Dampf immer noch aus um die Brennstäbe soweit zu kühlen, dass kein unmittelbarer Schaden eintritt."

Eine effektive Kühlung kann ich mir nur mit flüssigem Wasser vorstellen. Nur durch den Prozeß des Verdampfens wird nennenswert Energie entzogen. Die Kühlwirkung von "nicht ganz so heißem Dampf" überhaupt zu erwähnen, erinnert mich an die 4 Hubschraubereinsätze 2011 in Fukoshima, bei denen je 6 m³ Wasser abgekippt worden sein sollen. Wie sollte das in die unter Druck stehenden Reaktorkessel gelangen können? --Cloudwalk69 14:52, 17. Jun. 2011 (CEST)

Mit meinem geringen Laienwissen kommt mir das reichlich spanisch vor. Kühlung von Kernbrennstäben nur mit Dampf ist demnach unzureichend. Gibt es Quellen, in denen das belegt ist?

In Kürze: Wenn die Dampf-Temeratur geringer ist als die Oberflächen-Temperatur der Brennelemente, dann tritt eine Kühlung ein. Natürlich muss der Dampf-Strom eine gewisse Masse aufweisen und die Brennelemnte müssen für diese thermische Belastung ausgelegt sein. Gruss

Mein Hr. Hausverstand sagt mir: Das geht solange man genug Wasser hat und eine Pumpe und Strom und Leitungen dafür, dann kann man den (~leicht) radioaktiven Dampf in die Umwelt ablassen, wenn einem die Würschtl vor dem KKW wurscht sind. -- Pistnor 14:24, 17. Mär. 2011 (CET)

Über den Daumen gepeilt sagt man, daß es im Notfall reicht, wenn etwa ein Drittel des Kerns noch mit Wasser bedeckt ist, um die Kühlung der restlichen zwei Drittel durch den aufsteigenden Dampf sicherzustellen. Meine Quelle dafür ist ein Arbeitsbericht für KKP 1 von Siemens KWU von 1993 (sogenannter "Colmano-Bericht") --Ironclad 14:46, 25. Mär. 2009 (CET)

Blödsinn! Vielleicht in der Theorie. Fukushima beweist gerade auf dramatische Weise das Gegenteil! Wenn ich schon höre "sagt man", könnte ich kotzen! Löscht diesen Dreck; das ist eine unglaubliche und verantwortungslose Verharmlosung! (nicht signierter Beitrag von 84.132.145.127 (Diskussion) 22:12, 13. Mär. 2011 (CET))

Das wird man erst noch sehen, ob das falsch ist. Im Moment ist ja fast keine Information über den jeweiligen Kernschaden verfügbar. Soweit Gammaspektren zu finden sind, deutet es auf einen Schadensverlauf mit nicht allzu hohen Temperaturen hin. Konkret: es ist z.B. nicht oft Ru-103/106 in den Spektren. (Bernhard117) (18:50, 11. Apr. 2011 (CEST), Datum/Uhrzeit nachträglich eingefügt, siehe Hilfe:Signatur)

(dazwischen quetsch) Das ist eine Aussage bezogen auf einen KWU-Reaktortyp, und hat mit Fukushima zunächst nichts zu tun. Wenn du im Bezug auf diesen Punkt belegbare Informationen hast, dann raus damit. Ich gehe aber davon aus, das du nur anonym rumstänkern willst... --Dispatcher 10:06, 14. Mär. 2011 (CET)

Bitte dran denken das nicht nur der Wärmetransport durch Konvektion vorhanden ist, durch Wärmedifferenzen innerhalb der Brennelementen findet innerhalb auch eine Wärmeleitung statt (eventuell auch ne Wärmebertragung durch Wärmestrahlung)-- Podlaski87 14:48, 14. Mär. 2011 (CET)

Wärmeleitung entlang der Brennstäbe und Wärmestrahlung sind doch eher von theoretischem Interesse, denn das macht den Bock nicht fett. Durch axiale Wärmeleitung kann man vielleicht 30cm freistehende Brennstäbe unter der Schmelztemperatur halten (müsste man jetzt nachrechnen). Wenn da mehr frei steht, nutzt das nichts mehr. Und Wärmestrahlung hilft nur bei den äußeren Brennstäben was. Wenn der Nachbar genauso heiß ist, nutzt das nichts. --Dispatcher 00:08, 15. Mär. 2011 (CET)

Ob ein Reaktorkern ausreichend gekühlt wird, hängt nicht nur davon ab, ob der Reaktorkern vollständig mit Wasser bedeckt ist, sondern hauptsächlich davon, ob das Wasser auch umgewälzt und selbst gekühlt wird. Selbst wenn der Reaktorkern ganz mit Wasser benetzt ist, wird er nicht gekühlt, solange das Wasser nicht mit Hilfe von Kühltürmen oder Flusswasser in Wärmetauschern seine Eigenwärme abgeben kann. Das ist der Fall in Fukushima, da die Umwälzpumpen dort ausgefallen sind. Das hat nichts damit zu tun, ob der Kern zu 70 oder 71 Prozent mit Wasser benetzt ist. Fukushima zeigt aber, dass die Notstromaggregate, welche den Kühlkreislauf im Notfall eines Energieblackouts antreiben, weit besser geschützt werden müssten und z.B. besser unter der Erde in "Bunkern" aufgestellt werden könnten, anstatt an der Oberfläche, damit sie nicht so einfach beschädigt werden können. (nicht signierter Beitrag von 88.153.184.191 (Diskussion) 23:09, 13. Mär. 2011 (CET))

Was du schreibst gilt im Wesentlichen nicht für Siedewasserreaktoren (wie Fukushima), die auch allein durch verdampfung des Kühlmittels OHNE Umwälzung Wärme abführen können.--Dispatcher 10:09, 14. Mär. 2011 (CET)

Durch Verdampfung kann nur Energie aufgenommen werden, abgeführt muss dies dann immernoch durch Energieentzug (im Normalbetrieb durch Turbinen & kondesator) oder Massenaustausch (Dampf gegen Wasser) geschehen. Wenn man nur darauf wartet das alles verdampft ist die Energie zwar aufgenommen, aber sie nicht abführt und wird sich auch irgendwann selbständig "abführen". -- Podlaski87 14:48, 14. Mär. 2011 (CET)

Oder nicht ganz so schön (wie in dem aktuellen Fall) durch ablassen des Dampfes. Das war auf den Unfall bezogen. --Dispatcher 00:08, 15. Mär. 2011 (CET)

HM, Kühlung mit Dampf: theoretisch ja, wenn, wie schon gesagt, ausreichend Masse vorhanden ist. Und wenn genug Dampf an den Brennstäben vorbeigeführt wird, also die Renoldzahl der Umströmung mindestens ausreichend ist. Funktioniert prinzipiel genau so wie die Heizkörper in der Wohnung. Aber das dürfte ohne Pumpe in Fukushima nicht funktionieren, weil zumindest Speisewasser nachgeführt werden muss. Und der Abdampf muss ja auch irgendwo hin, weil sonst klappt das nicht mit der Renoldszahl. Die Turbine benutzt ja im Moment scheinbar keinen Dampf. Und Abblasen geht auch nicht wegen der radiaktiven Belastung. Ob die Notstromaggregate unbedingt verbunkert sein müssen, das halte ich für nicht erforderlich. Bautechnisch ist ein Bunker nicht unbedingt erdbebensicher, nicht flexibel genug. Aber sie müssen gewartet sein und regeläßige Probleläufe machen, denn wer rastet, der rostet. Die elektrischen Anschlüsse müssen halt auch so sein, dass das stärkste denkbare Erdbeben die Zuleitungen zu den Pumpen micht unterbrechen kann.--M715KaiseR 01:55, 14. Mär. 2011 (CET)

Die ReYnoldszahl gibt nur an ob eine Strömung laminar oder turbulent( Re> 2350). Das hat mit dem Massestrom nichts zu tun. Ob die Kühlung nun mit Dampf oder Wasser stattfindet - wichtig ist, dass ein Massestrom stattfindet und dieser Massestrom sich in einem Wärmetauscher (Kühlturm / Flusswasser) abkühlen kann. Daher ist es auch auf Grund der Wärmeleitung innerhalb der Brennstäbe nicht nur sehr wichtig, dass die Brennstäbe im Wasser sind, sondern das wie oben gesagt, dieses auch gekühlt wird. Gleiches gilt für Dampf. (nicht signierter Beitrag von 88.153.184.191 (Diskussion) 08:12, 14. Mär. 2011 (CET))

Wiederum nicht wirklich richtig. Der von dir genannte Schwellenwert Re>2350 gilt ausschließlich für kreisrunde Rohrquerschnitte und ist daher für die Reaktorkernkühlung nicht anwendbar. 2. Definition der Reynoldszahl: Re = rho*v*d/eta = v*d/ny. Wie zu erkennen ist, steckt da die Strömungsgeschwindigkeit, und damit auch ein zugeordneter Massenstrom drin. 3. ist auch gerade der Strömungszustand (laminar/turbulent) von immenser Bedeutung, was den Wärmeübergang zwischen Oberflächen angeht. --Dispatcher 10:17, 14. Mär. 2011 (CET)

Grundsätzlich richtig, hier aber nicht anwendbar

1. an den Kernen entstehen Dampfblasen:

• Die Dichte ist stark zeitlich verändert
• Durch Expansion des Dampfes verändert sich die Geschwindigkeit lokal ebenfalls stark

1. [unsure] ist die Strömungsgeschwindigkeit und damit die Dicke der Grenzschicht im Dampfbereich nicht auch von der Wärmezufuhr abhängig? Das wird in der Reynoldszahl nicht berücksichtigt!

-- Podlaski87 14:32, 14. Mär. 2011 (CET)

Das sind weitere Unzulänglichkeiten der Betrachtung über die Reynoldszahl. War auch nicht meine Idee^^

Und natürlich ändert sich die Strömungsgeschwindigkeit, wenn der Dampf weiter erhitzt wird. Konti und Stoffwerte gelten weiterhin... --Dispatcher 00:08, 15. Mär. 2011 (CET)

"Blödsinn! Vielleicht in der Theorie. Fukushima beweist gerade auf dramatische Weise das Gegenteil! Wenn ich schon höre "sagt man", könnte ich kotzen! Löscht diesen Dreck; das ist eine unglaubliche und verantwortungslose Verharmlosung!" Als verantwortungslos wuerde ich lediglich deine Denkens- und Handelsweise bezeichnen - meilenweit von Professionalitaet entfernt. Wir muessen hier zwichen Umwaeltzpumpen im Primaerkreislauf und den Kuehlwasserpumpen unterscheiden. Bei Ausfall der Umwaeltzpumpe im Primaerkreislauf ist die Sicherheit gewaehrleistet sofern die Kuehlwasserpumpen arbeiten. In Fukushima sind alle ausgefallen. Was ein jemand von diesem Unfall ableitet, der dem Technologiezeitalter bezueglich seiner fehlender Ausbildung nicht gerecht wird: Atomkraftwerke sind gefaehrlich. Eine logische Schlussfolgerung: Sicherheitssysteme muessen verbessert werden. Notstromversorgung bei Ueberschwemmungen muss gegeben sein - eine wirklich sehr einfache technische Angelegenheit. Internationale Nottruppe mit Generatoren die ueber Luftwege innerhalb von 24h an jedem erdenklichem Atomkraftwerk die Umwaeltzpumpen betreiben koennen. Notstromgeneratoren in Fukushima wurden herbeigeschafft - jedoch hat der Stecker nicht gepasst. Eine einfache Steckverbindung ist demnach also fuer die Situation verantwortlich. Wuerde sich unsere Jugend fuer Technik und nicht fuer Kannabis interessieren wuerde, so haetten wir dieses technische Problemchen schon lange geloest und zum Unfall in Fukushima waere es gar nicht gekommen. (nicht signierter Beitrag von 131.236.66.76 (Diskussion) 21:00, 14. Mär. 2011 (CET))

So einfach ist das eben nicht. Es bräuchte ein Generator der etwa 10-30 MW Leiszung zur Verfügung stellt. Gibt es überhaupt eine solch starke mobile Anlage? Das ist sehr viel Holz! --Re probst 17:31, 17. Mär. 2011 (CET)

Soviel braucht es nicht. Die Notstromdiesel in den KKW liegen im Bereich 3-8 MW, jeweils natürlich. Auf Flugfeldern gibt es auch mobile Generatoren in dieser Leistung. In Fukushima hätten schon 300 kW um die Batterien zu stützen einiges verhindert. (nicht signierter Beitrag von Bernhard117 (Diskussion | Beiträge) 18:50, 11. Apr. 2011 (CEST))

Genau das gleiche habe ich auch gedacht - es ist eine technische und organisatorische Herausforderung, im Notfall diese Kühlsysteme aufrechtzuhalten - das ist sogar mehr oder weniger unabhängig von der Kernkraft an sich. Eine primär ingenieurtechnische Anforderung und eine organisatorische/logistische. (nicht signierter Beitrag von 88.72.252.154 (Diskussion) 10:57, 15. Mär. 2011 (CET))

Als Laie stelle ich fest: Keiner der "Profis" hat anscheinend die Gefahren wirklich einschätzen können. Wenn ich die bisherigen Gefahreneinschätzungen der Experten betrachte, muss ich feststellen, dass die vorhergesagten Wahrscheinlichkeitsreserven längst aufgebraucht bzw. überschritten sind. Ich glaube deshalb auch nicht, dass sich das mit ein paar Normen und Pumpen mehr wirklich so verbessern lässt, dass keine Gefahr von diesen Kraftwerken ausgehen kann, zumal das Erkennen von Unwägbarkeiten bei den Entwicklern dieser Gerätschaften sicher nicht zu den ausgeprägtesten Eigenschaften zu zählen scheint, wie die Anzahl der Störfälle anschaulich aufzeigt. Was mir im Artikel aber fehlt, ist eine Berechnung der Wirtschaftlichkeit unter Einbeziehung aller Kosten (z.b. Bau-, Stillegungs- und Endlagerungskosten, potentielle Versicherungskosten - und wer sie trägt) auch im Vergleich zu anderen Kernreaktoren, aber auch zur konventionellen Kraftwerken und beispielsweise Solarkraftwerken. Interessant wäre bei diesen Rechnungen auch zu erfahren, wie hoch die Subventionen sind. Ohne wirtschaftliche Betrachtung ist kaum eine neutrale Betrachtung dieses Themas möglich. MfG nicht signierter Beitrag von mir. (nicht signierter Beitrag von 79.217.191.93 (Diskussion) 17:03, 16. Mär. 2011 (CET))

Das ist aber jetzt was für ein Diskussionsforum und nicht direkt für eine Enzyklopädie. Oder wenn, dann bei Kernenergie ganz allgemein und nicht bei einem einzelnen Typ. --Bernhard117„“ 19:15, 22. Apr. 2011 (CEST)

Fehler: Auf Kernschmelze ausgelegt

Der Absatz

"Das Versagen der inneren Kühlung des Reaktors führt zu einer Überhitzung und einem Schmelzen der Brennstäbe (→ Kernschmelze). Dies stellt den größten anzunehmenden Unfall (GAU) dar, der theoretisch ohne massive Verstrahlung der Umwelt noch beherrscht werden kann und auf den die Sicherheitsvorkehrungen ausgelegt sind (→ Auslegungsstörfall)."

erweckt den falschen Eindruck, eine Kernschmelze bewege sich noch im Bereich eines Auslegungsstörfalls. Dem ist leider nicht so, bitte korrigieren.--46.115.21.156 22:39, 28. Mär. 2011 (CEST)

Die Auslegung eines Kernkraftwerkes erfolgt mit unterschiedlichen Maßnahmen gegen unterschiedliche Störfälle. Alle Störfälle sind in Ereignissstufen eingeteilt, bei denen die angenommene Schwere des Störfalls umgekehrt proportional zur Eintrittswarscheinlichkeit des Störfalls geht. Somit können Kernkraftwerke durch spezielle Massnahmen auch gegen "besonders schwere Störfälle" ausgelegt sein (z.B. "Core-Catcher" gegen Kernschmelze") (nicht signierter Beitrag von 212.114.159.142 (Diskussion) 14:25, 4. Apr. 2011 (CEST))

Ich habe den Abschnitt hier etwas begradigt. Viele Grüße, --Trinitrix 22:04, 19. Apr. 2011 (CEST)

Man sollte den gesamten Abschnitt entfallen lassen. Zum einen gibt es den Begriff "innere Kühlung" im Deutschen überhaupt nicht, zum Anderen ist die Möglichkeit der Kernschmelze keine spezifische Eigenschaft des Siedewasserreaktors. Zum Thema Kernschmelze gibt es ja einen eigenen Wikipediaeintrag, so daß ein Verweis genügt.--Bernhard117„“ 08:49, 27. Jul. 2011 (CEST)

vorwärmer

welchen sinn macht es, den dampf erst abzukühlen und ihn anschließend wieder zu erwärmen?--88.74.220.141 16:39, 25. Apr. 2010 (CEST)

Einfach erklärt: Damit läßt sich die eingesetzte Wärmeenergie besser nutzen! (Suchbegriff: Carnotisierung)

Etwas komplizierter erklärt liegt der Sinn der Vorwärmung in der Tatsache begründet, daß in einem Wärmekraftwerk der Wirkungsgrad sehr stark von der Temperatur- und Druckdifferenz zwischen heißem Ende (Reaktor bzw. Kessel) und dem kalten Ende (Kondensator) abhängt. Hohe Temperaturen und Drücke im Reaktor bzw. Kessel bedeuten aber auch, daß der Siedepunkt des Wassers entsprechend hoch liegt - für einen typischen Siedewasserreaktor mit 70 bar Reaktordruck bei 287 °C, für moderne Kohlekraftwerke sogar 240 bar mit ca. 550 °C. So weit muß das Wasser nach dem Erreichen des Kondensators (üblicherweise 0,05 bar/35 °C) erstmal wieder aufgeheizt werden, bevor der eigentlich interessante Dampf erzeugt wird. Natürlich könnte man das auch im Reaktor bzw. Kessel machen. Aber in den niedrigeren Druckbereichen der Turbinenanlage wird der Wirkungsgrad ohnehin stetig geringer (die Hochdruckturbine alleine erzeugt bereits 40% der Generatorleistung), so daß es hier kaum Unterschied macht, wenn man ein paar hundert Tonnen Dampf abzweigt, um damit das Speisewasser vorzuwärmen. Tatsächlich steigt hierbei sogar die Energieausnutzung, denn so läßt sich sogar der Rest Enthalpie aus der Temperatur des Kondensates nutzen, der in einer Anlage ohne Vorwärmung im Fluß bzw. Kühlturm landen würde.

Für Zahlenfreunde: Ein typisches Wärmekraftwerk zapft etwa 50% (!) seiner Dampfmenge in fünf bis sechs Druckstufen vor Erreichen des Kondensators in Richtung Vorwärmung ab und steigert damit seinen Wirkungsgrad von ca. 30% auf 36% (Kernkraftwerk mit 70 bar Frischdampfdruck) bis 45% (Steinkohlekraftwerk mit 240 bar Frischdampfdruck). --Ironclad 15:26, 27. Apr. 2010 (CEST)

Hallo, oder wenn ich das vereinfachen darf: Letzlich arbeitet nicht die Temperatur sondern der Druck - Das Erhitzen und Abkühlen ist nur ein notwendiges Übel. Oder ist das zu sehr vereinfacht?? Anderer Versuch: Das Wasser muss ja wieder in den Kessel aber Dampf kann man nicht pumpen. Daher muss man es kondensieren - auch nicht gut, aber anschaulich. Man kann es drehen wie man will, am carnotschen Prozess kommt man nicht vorbei. Auch der Versuch ein anderes Arbeitsmedium mit geringerer Kondensationsenergie zu diskutieren ändert nichts daran. (nicht signierter Beitrag von 193.26.47.75 (Diskussion) 13:51, 28. Jun. 2010 (CEST))

Im Prinzip paßt Deine Vereinfachung ganz gut: Zum einen gibt es kaum eine realisierbare Art, Druck direkt aus Primärenergie zu erzeugen (einige etwas schräge US-Ideen zur Entsorgung von Atombomben einmal außen vor gelassen...). Daher muß ich ihn auf dem Umweg über die Erwärmung verdampfbarer Stoffe erzeugen.

Zum anderen brauche ich eigentlich keinen Druck, sondern ein Druckgefälle, und das läßt sich physikalisch sehr leicht erzeugen mit einem Stoff, dessen Volumen stark von der Temperatur abhängt - idealerweise durch einen Phasenübergang während der Abkühlung. --Ironclad 18:04, 26. Jan. 2011 (CET)

Es gibt kaum eine realisierbare Art, Druck direkt aus Primärenergie zu erzeugen? Aber wie funktioniert dann eine Gasturbine? (Siehe Gasturbine: "Eine Gasturbine im engeren Sinne, auch Expander genannt, ist eine Turbine (Strömungsmaschine) in der ein unter Druck stehendes Gas expandiert." --188.96.162.137 01:19, 13. Mär. 2011 (CET)

Gasturbine: Genau, dort expandiert Gas, das unter Druck steht, und hat nachher weniger Druck. Aber wie wird der Druck am Anfang erzeugt? Durch erhitzen, d.h. verbrennen von Primärenergieträgern. Wäre schon praktischer, wenn ein Flugzeug ohne Verbrennung in den Turbinen auskommen würde, und somit auch keine Wärmeenergie mit dem Abgas verlieren würde. --Christoph 11:24, 14. Mär. 2011 (CET)

Vorwärmer werden schon lange benutzt. Siehe hierzu Anwendungen in Dampfkraftwerken mit fossieler Feuerung oder auch für den Eisenbahnliebhaber im Dampfloks. Dient allgemein zur Verbesserung des Wirkungsgrades, genau wie im fossielen Dampfkraftwerk der Überhitzer, so auch bei z.B. Dampfloks angewendet. Die höchste mir bekannte Vollendungsstufe bei Dampfloks war der RED DEVIL in Südafrika. Überhitzer sind mir in Siederwasserreaktoren allerdings nicht bekannt. Der für den Vorwärmer (auch Speisewasservorwärmer genannt) benötigte Dampf wird aber nicht nur vor der Turbine abgezweigt, sondern auch zwischen der Hochdruckturbine und dem Mitteldruckteil und auch vor dem Niederdruckteil. Das kommt ganz auf die individuelle Auslegung an. Termodynamische Grundlagen möchte ich hier nicht erörtern, weil das zwar Platz füllt, aber eine hinreichende Beschäftigung mit dem Thema leider nicht ersetzt. Wenn es denn trotzdem interessiert, möge sich z.B. die Vorleseungen in Thermodynamik I und II an einer Technischen Hochschule reinziehen. --M715KaiseR 01:32, 14. Mär. 2011 (CET)

Zum Thema "Überhitzter Dampf in KKW": Das alte KKW in Lingen (SWR mit 250 MW) hatte einen ölbefeuerten (!) Überhitzer, der alleine fast 33% der Leistung produzierte. Aber das wäre auch der einzige mir bekannte SWR mit Überhitzung. Bei DWR gibt's das gelegentlich (typisch für die DWR mit Gradrohr-Dampferzeugern von Babcock), allerdings bewegt sich da die Überhitzung nur im Bereich von ca. 20 °C. Im Gegensatz dazu sind die britischen AGR auf Überhitzung ausgelegt: Mit Frischdampfparametern von 166 bar und 540 °C produzieren sie ca. 190 K überhitzten Frischdampf, was sich dann auch in einem Wirkungsgrad von 42,6% (Wert für Heysham B und Torness) bezahlt macht.

(PS: Den niedrigen Dampfparametern entsprechend findet man in Leicht- und Schwerwasserreaktoren auch keine Mitteldruckturbinen) --Ironclad 14:14, 18. Aug. 2011 (CEST)

Moderator - Funktion und fehlen desselben?

In dem Artikel fehlt die Funktion des Moderators - und insbesondere was passiert wenn er fehlt. Man liest oft (auch hier wieder) daß bei einem SWR das Wasser als Moderator die Reaktion überhaupt erst am Leben erhält, und beim fehlen daher die Spaltung (größtenteils) aufhört. Aber im Artikel steht das nicht? Ich würde meinen daß gerade das eine wichtige Information ist (es klingt schließlich eher paradox daß die Reaktion aufhört weil der Moderator WEG ist).--Cyberman TM 16:55, 12. Aug. 2011 (CEST)

++, ja, unbedingt. Ursprünglich stand da nwenigstens noch etwas von Die Brennstabhüllen, welche oft aus Zirkonium bestehen, können mit dem stark überhitzen Wasserdampf chemisch reagieren wobei Wasserstoff abspaltet wird. Kommt dieser Wasserstoff beim Druck ablassen mit dem Sauerstoff in der Umgebungsluft in Berührung, kann es zu einer heftigen Knallgasexplosion im Reaktorgebäude kommen.

+:1 Ja unbedingt. Ursprünglich stand da wenigsten noch etwas von moderierten – Neutronen. Der Artikel wurde in der Vergangenheit schleichend verändert und unter dem Strich nicht zum Besseren. Ich stell jetzt wieder etwas in den Artikel rein, was auch so schleichend verschwunden ist. Zuerst umformuliert, dann weg, dann ersetzt durch eine "Dampfexplosion". Das letztere ist auch korrekt, allerdings gab es da auch die Knallgasexplosion,. also eine chemische Explosion. --Re probst 17:28, 12. Aug. 2011 (CEST)

ca. 1857-2875 °C

Gibts für den im Artikel erwähnten Zahlenwert von ca. 1857-2875 °C eine Quelle? --DF5GO 18:39, 23. Sep. 2011 (CEST)

Ich habe mir erlaubt das zu Ändern (mit Einzelnachweis), denn ist ist tatsächlich eine seltsame Formulierung. Ein "Range" von über 1000 Grad und dann noch ein zirka davor. --Re probst 16:13, 24. Sep. 2011 (CEST)

AEG-GE

Keines der Schweizer Kernkraftwerke hat einen AEG-GE Reaktor. Alle verfügen über 'reine' GE-Reaktoren. Der Eintrag ist irreführend. (nicht signierter Beitrag von 178.83.9.122 (Diskussion) 16:04, 10. Mär. 2012 (CET))

Fakt-Fernsehbericht

Die Erwähnung eines Fernsehberichtes ist vollständig überflüssig und trägt zum Thema nichts bei. Die österreichische Studie erkannte nicht Gefahrstellen, sondern hatte den Verdacht auf Gefahrstellen. Sie bezeichnet sich selbst als "wissenschaftlich", ihre Erwähnung hier ist aber eher das Gegenteil. In einem Artikel über den Siedewasserreaktor sind Verdächtigungen fehl am Platz. Hierher gehören Fakten wie "an den Reaktoren XY wurden am Reaktordruckbehälter 19xx Haarrissen entdeckt, die zu XY führten". (nicht signierter Beitrag von 217.224.8.151 (Diskussion) 14:07, 22. Mär. 2015 (CET))

Fehlen des AKW Würgassen

Bei der Auflistung der Reaktoren der Baulinie 69 fehlt die Auflistung des AKW Würgassen. (nicht signierter Beitrag von 94.31.99.57 (Diskussion) 19:39, 17. Jan. 2022 (CET))

Links defekt

Alle Links in der Sektion „Weblinks“ bis auf den letzten sind defekt.--80.108.231.49 08:07, 1. Apr. 2022 (CEST)