Der Druckschwerwasserreaktor ist neben dem Siedeschwerwasserreaktor ein Reaktortyp der Schwerwasserreaktoren in dem hauptsächlich natürliches Uran als Brennstoff genutzt wird und dabei schweres Wasser als Kühmittel und gleichzeitig als Moderator dient. Das schwere Wasser, das als Kühlmitten dient wird dabei ständig unter Druck gehalten um dessen Siedepunkt zu erhöhen. Dadurch wird es möglich den Reaktor bei einer hohen Temperatur zu betreiben ohne das dies das schwere Wasser zum verdampfen bringt.
Geschichte
BearbeitenMerkmale
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Der Unterschied von den Druckschwerwassereaktoren zu den herkömmlichen Leichwasserreaktoren besteht darin das anstatt leichtem Wasser das als Moderator verwerdendet wird, in den Druckwasserreaktoren schweres Wasser gleichzeitig als Kühlmittel und als Moderator genutzt wird. Das moderierende Schwerwasser befindet sich in dem Moderatortank der Calandria genannt wird, dieser wurde für die nutzung unter praktisch Druckfreien bedingungen konstruiert. Durch die Calandria verlaufen horizontale Druckröhren in denen sich aus natürlichem oder leicht angereichertem Uran(2%) bestehende Pellets befinden. Diese werden mit unter hohem Druck strömendem schwerwasser gekühlt, das erwärmte Kühlmittel gibt dann die Wärme im Dampferzeuger an ein mit leichtem Wasser gefülltes Sekundärsystem ab. Durch den hohen Druck(ca.92 Bar) in den Druckröhren kann sich das schwere Wasser auf eine hohe Temperatur erwärmen(ca.270 C) ohne zu Sieden.[1] Die Brennelemente sind etwa 1m lang, es sind jeweils mehrere hintereinander in den horizontalen Kühlkanälen angeordnet. Die konstruktion des Reaktors erlaubt es das diese während des Betriebes gewechselt werden können.[2]
Anwendung von schwerem Wasser
BearbeitenDie nutzung von schwerem Wasser als Moderator gilt als eine der wichtigsten Anwendungen in BHWR Systemen. Weiterhin hat schweres Wasser einen niedrigeren Absorptionsquerschnitt für Neutronen als herkömliches Wasser wodurch die Neutronen weniger stark absorbiert werden. Dadurch wird eine höhere Effizient bei gleichzeitig niedrigeren Temperaturen(etwa 70 °C) und niedrigerem Druck als in herkömmlichen Reaktoren erreicht. Natürliches Uran besteht aus verschiedenen Isotopen am häufigstens aus uran 238 und 0,72% nach gewicht aus spaltbarem uran 235. In einem Reaktor soll eine permanente kritikalität erreicht werden bei der die neutronen die durch die spaltung entstehen genauso viele neue Spaltungen auslösen wie neutronen entstanden sind. Die enstandenen Neutronen sind sehr energiereich and müssen deswegen abgebremst werden, am idealsten auf die selbe Energie wie die Atome selbst. Bei diesem prozess hilt es wenn die neutronen und uran getrennt werden weil das uran 238 eine hohe aufnahmefähigkeit für mittel energetische neutronen hat (resonanz) aber nur durch hohe energetische neutronen über 1,5-2 MeV. DIe meisten Reaktoren dieser Art sind so konstruiert das sie schmale Brennstäbe die im inneren zwischenräume haben in dene sich das moderierende schwere wasser befindet somit passieren die neutronen immer zuerst den moderator und werden dadurch abgebremst. Selbst durch diese Konstruktionsart werden stoffe gebildet die mehr neutronen absorbieren als uran 238 und damit die reaktion zum stillstand bringen. Herkömmliches Wasser ist durch seinen hohen Absorptionsgrad eine sehr effektiver Moderator, die leichten Wasserstoff Atome haben eine ähnliche Masser wie der eines Neutrons und können eine Menge Energie absorbieren. Durch die hohe Absorption sind aber am Ende zuwenig Neutronen vorhanden um den Reaktor kritisch zu halten, um diese Problem zu umgehen müsste der anteil von U235 to einem ausreichenden mass angereichert werden. In leichtwasserreaktoren wird der Brennstoff normalerweise auf 2-5% U235 angreichert. Verfahren und Fabriken zur anreicherung sind aber sehr teuer und aufwendig und haben bedenken wegen der Proliferation, weil diese U235 weit aus mehr anreichern können, auf bis zu 90% von U235.Der Vorteil von schwerem Wasser als moderator anstatt leichtem Wasser ist die verwingerte absorption der Neutronen die eine Kettenreaktion aufrecht erhalten können. Das Deuterium hat bereits ein zusätzliches Neutron das leichtes Wasser absorbieren würde dies reduziert die absorptions rate. Da deuterium die zweifache Masse von leichtem Wasserstoff und einem Neutron hat bedeutet dies das durch den Unterschied der Masse mehr Kollisionen gebraucht werden um die Neutronen zu moderieren. Dies kann durch erhöhte distanz der Brennstoffe in den Brennstäben erreicht werden, dabei muss auch die größe des Reaktorkerns erhöht werden. Daher hat sich die Kalandria konstruktion als vorteilhaft erwiesen da ansonsten ein sehr großer Druckkessel benötigt worden wäre http://www.unene.ca/un802-2005/ben/BasicCANDUDesign.pdf. Die Geringe Dichte von U235 in natürlichem Uran sorgt dafür das weniger von dem Brennstoff verbraucht wird bevor die fissions rate zu niedrig wird um eine Kettenreaktion aufrechtzuerhalten weil die Anteil von 235U schon geringer als bei anderen fissions produkten ist. Die niedrige Temperatur sorg unter anderem dafür das die Neutronen eine niedrigere Energie haben und dadurch für mehr fissionen sorgen, dadurch erreicht der Reaktor eine hohe Effizienz. Der Hauptvorteil der Nutzung von schwerem Wasser und natürlichem Uran liegt also darin das nicht nur viel weniger Brennstoff gebraucht wird, sondern das dieser auch nicht aufwendig und teuer angereichert werden muss. Ein weiterer Effekt ist von schwerwasser reaktoren ist ihre große stabilität der Kettenreaktion. Dies wird durch ihre realativ geringe bindungsenergie der deuterium kerne(2,2 MeV) verlanlasst die eine energiereiche neutronen erzeugt und gamma-strahlung die die kerne spaltet und weitere neutronen erzeugt. Die gamma strahlen werden direkt bei der spaltung und durch den radioaktiven zerfall von den spaltprodukten erzeugt, diese spaltprodukte haben dabei eine halbwertszeit von sekunden bis zu jahren.
Vorteile
BearbeitenVerwendung von natürlichem Uran
BearbeitenDie Verwendung von Schwerwasser (D2O) als Moderator ermöglicht es, Natururan als Brennstoff einzusetzen. Schwerwasserreaktoren werden daher vor allem von Ländern mit eigenem ausreichenden Uranvorkommen, die sich keine teuere Anreicherungsanlage leisten können betrieben, wie etwa Kanada, Argentinien und Indien.
Verwendung von Thorium als Brennstoff
BearbeitenDa Thorium um ein vielfaches häufiger auf der Erde vorkommt als das 235U das in Kernkraftwerken zur Energiegewinnung genutzt wird, wird momentan darüber diskutiert ob Thorium das herkömmlich genutzte Uran ersetzen könnte.Thorium an sich ist nicht spaltbar, es kann aber zu 233Uran in Brutreaktoren erbrütet werden. [3]
indien http://www.physorg.com/news205141972.html
Passive Sicherheit
BearbeitenHerstellung von Tritium
BearbeitenNachteile
BearbeitenHohe Beschaffungskosten von schwerem Wasser
BearbeitenNachteile dieser Reaktorart liegen unter anderem in den hohen Kosten in der Anschaffung des schweren Wassers die im Gegensatz zu den niedrigen Kosten des natürlichen Urans stehen. Wegen des niedrigen Energiegehalts des natürlichen Urans im Vergleich zu angereichertem muss auch für eine erhöhte Versorgung des Reaktors damit gesorgt werden.
Tritium in der Umwelt
Bearbeitenhttp://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1560.pdf Produktion von Tritium und belastungen für die Umwelt rund 1 kg pro 5 GWa (Gigawattjahre) erzeugter elektrischer Energie
Strahlung des Reaktors
BearbeitenKommerzielle Druckschwerwasserreaktoren
BearbeitenCANDU
Bearbeiten...........
PHWR
BearbeitenDruckschwerwasserreaktoren Weltweit
BearbeitenSiehe auch
BearbeitenWeblinks
BearbeitenEinzelnachweise
Bearbeiten- ↑ ALTERNATE FUEL CYCLES IN THE INDIAN PHWR. Abgerufen am 11. Juli 2011.
- ↑ Überblick über Reaktortypen, die zur Stromerzeugung eingesetzt werden. Abgerufen am 11. Juli 2011.
- ↑ Thorium (updated March 2011). Abgerufen am 11. Juli 2011.