Mögliche Kernreaktionen zur Energiegewinnung

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1 Mögliche Kernreaktionen zur Energiegewinnung Spaltung von 233 U, 235 U, 239 Pu Aufgrund der kleineren Lebensdauer von gu/uu-kernen, ist der Anteil gegenüber gg-kernen inzwischen sehr klein Brutreaktionen 22 min 27 d 23 min 2.3 d H. Podlech 1

2 Moderierung von Neutronen Kritikalität erfordert hohe Spaltquerschnitte 235 U, 233 U, 239 Pu Abbremsen der Neutronen auf thermische Energien Von ~MeV auf 1/40 ev Moderieren: Verwendung von leichten Kernen warum? H. Podlech 2

3 Moderierung von Neutronen Energieverlust der Neutronen durch elastische Stöße mit ruhenden Kernen Masse Energieübertrag Zentraler Stoß Zahl der Stöße (zentral) 2.2 MeV ev Zahl der Stöße (real) 2.2 MeV ev H. Podlech 3

4 Moderatoren Möglichst leichte Kerne Geringer Neutroneneinfangsquerschnitt Kohlenstoff Graphitmoderierte Reaktoren Wasser Leichtwasserreakoren Schweres Wasser Natururanreaktoren H. Podlech 4

5 Kritikalität Die Kritikalität k eines Reaktors gibt den Vermehrungsfaktor der Neutronen bzw. das Verhältnis der Neutronenzahl von der m-ten zur (m+1)-ten Generation an. Kettenreaktion ABER: sonst H. Podlech 5

6 Kritikalität Kettenreaktion bei einer Kritikalität k>1 H. Podlech 6

7 Kritikalität Wir betrachten einen unendlich ausgedehnten Reaktorkern, der aus Uran-235/238 besteht. Frage: Was bestimmt die Kritikalität? Pro Spaltung entstehen η sp =2.34 Neutronen k=2.34? H. Podlech 7

8 Kritikalität Resonanzabsorption ohne Spaltung an U-235 Effektive n-zahl Schnellvermehrungsfaktor durch U-238-Spaltung Moderationseffizienz durch Absorption an U-238, Moderator Thermische Nutzung: Anteil der n, die von U-235 absorbiert werden H. Podlech 8

9 Kritikalität Vier-Faktoren-Formel H. Podlech 9

10 Kritikalität Für ein Volumenverhältnis ergibt sich eine Kritikalität: H. Podlech 10

11 Kritikalität Zahl der Neutronen nach der m-ten Generation Zahl der Neutronen nach der Zeit t Generationenzykluszeit H. Podlech 11

12 Kritikalität Reaktor nicht regelbar Trick Ein kleiner Teil der Neutronen werden verzögert (t=s bis min) emittiert. H. Podlech 12

13 Kritikalität # Reaktivität τ G =Lebensdauer einer Generation Reaktorperiode H. Podlech 13

14 Kritikalität Bezüglich der prompten Neutronen muss der Reaktor zwingend unterkritisch sein!!! Behauptung: H. Podlech 14

15 Kritikalität 1 # H. Podlech 15

16 Temperatur-Koeffizient Temperaturkoeffizient Selbstregelnder Reaktor H. Podlech 16

17 Temperatur-Koeffizient P steigt T steigt ρ sinkt ρ steigt T sinkt P sinkt Der Temperaturkoeffizient ist negativ (meist), weil: Die Moderatordichte mit der Temperatur abnimmt (HTR) Spaltquerschnitte sind i.d.r. umgekehrt proportional zu T H. Podlech 17

18 Voidkoeffizient Der Voidkoeffizient beschreibt das Verhalten der Reaktivität bei Dampfbildung. α v sollte negativ sein, damit bei Dampfbildung die Leistung zurückregelt. Dampfbildung geringere Neutronenabsorption (positiv) geringere Moderationswirkung (negativ) Summe sollte für alle Leistungen negativ sein!! H. Podlech 18

19 Naturreaktor in Oklo/Gabun Entdeckt 1972 in Oklo/Gabun Ungewöhnliche Isotopenzusammensetzung Entspricht der von abgebrannten alten Brennelementen Uranlagerstätte mit hohem Urangehalt Vor ca 2 Mrd Jahren Anteil 235 U ca 3% Wasser als Moderator drang in das Gestein ein Kettenreaktion mit negativen Koeffizienten i Thermische Leistung ca 100 kw Dampfbildung Reduktion der Leistung.. Brenndauer: Jahre H. Podlech 19

20 Naturreaktor in Oklo/Gabun H. Podlech 20

21 Kernreaktoren H. Podlech 21

22 Reaktortypen Brennstoffe 233 U, 235 U, 239+n Pu Brutstoffe t 232 Th, 238 U Moderatoren Kühlmittel Absorber H 2 O, D 2 O, Be, C H 2 O, D 2 O, Na, He B, Cd Thermische h Reaktoren Schnelle Reaktoren (Brüter) Hochtemperatur-Reaktoren H. Podlech 22

23 Reaktortypen Thermische Reaktoren Hochtemp.-Reaktoren Brut-Reaktoren Natururan Schwerwasser- Reaktor SWR Angereichertes Uran Leichtwasser- Reaktor DWR Graphitmod. Reaktor Gasgekühlter Reaktor Wassergekühlter Reaktor H. Podlech 23

24 Druckwasserreaktor Biblis-A 2 Wasserkreisläufe Kein radioaktives Wasser im Maschinenhaus Anreicherung: 3% Erstausstattung: 100 t Uran Jährliche h Zuladung: 30 t U Leistungsdichte: 90 MW/m 3 Kühlmittel: leichtes Wasser Kühlmitteldurchsatz: 200 kt/h Druck: 155 bar Druck Dampf: 66 bar Wassertemperatur: 320 C Dampftemperatur: 285 C Wirkungsgrad: 36% H. Podlech 24

25 Siedewasserreaktor Krümmel 1 Wasserkreislauf Radioaktives Wasser im Maschinenhaus Anreicherung: 3% Erstausstattung: 100 t Uran Jährliche Zuladung: 30 t U Leistungsdichte: 50 MW/m 3 Kühlmittel: leichtes Wasser Druck: 70 bar Wassertemperatur: 285 C Dampftemperatur: 285 C Wirkungsgrad: 34% H. Podlech 25

26 Graphitmoderierte thermische Reaktoren Tschernobyl Kein Reaktordruckbehälter Anreicherung: 2% Erstausstattung: 190 t Uran Jährliche Zuladung: 30 t U Leistungsdichte: 90 MW/m 3 Moderator: Graphit Masser C: 1700 t Kühlmittel: leichtes Wasser Kühlmitteldurchsatz: 38 kt/h Druck Dampf: 70 bar Wassertemperatur: 284 C Dampftemperatur: 284 C Wirkungsgrad: 31% H. Podlech 26

27 Brut-Reaktoren Kalkar Anreicherung: ---- Moderator: ---- Brennstoff: Pu Brutstoff: MOX, 238 U Leistungsdichte: 375 MW/m 3 Kühlmittel: Na flüssig Druck Primär: 10 bar Druck Dampf: 66 bar Kühlmittel l Natrium wegen hoher h Wärmeleitfähigkeit Natriumtemperatur: 575 C 3 mal geringere Reaktorperiode Dampftemperatur: 400 C (Nach Risikostudien gefährlichster Reaktor) Wirkungsgrad: 40% Produziert waffenfähiges Plutonium H. Podlech 27

28 Th-Hochtemperatur-Reaktoren Hamm-Uentrop Anreicherung: 10% 235 U Moderator: Graphit/He Brutstoff: 232 Th Kugeln: je 10 g Th Leistungsdichte: 6 MW/m 3 Kühlmittel: Helium Reaktor ist inhärent sicher bis ca 300 MW el Druck He: 40 bar Maximale Temperatur bei Kühlmittelverlust 1600 C Sublimationstemperatur von Graphit: 3500 C Thermischer Brutreaktor Heliumtemperatur: 750 C Wirkungsgrad: 40.5% H. Podlech 28

29 Th-Hochtemperatur-Reaktoren H. Podlech 29

30 Th-Hochtemperatur-Reaktor Hamm-Uentrop H. Podlech 30

31 Neue Reaktorentwicklungen European Pressurized Reactor (EPR) 3. Reaktorgeneration Anreicherung: 3% 235 U Druckwasserreaktor Moderator: Wasser leicht Kühlmittel: Wasser leicht Leistung: 1600 MW el Bauzeit: 57 (80) Monate Kosten 3.5 (8.5) Mrd Stromkosten: 40 /MWh Lebensdauer: 60 Jahre Kein Ausschluss der Schmelze H. Podlech 31

32 Sicherheit beim EPR H. Podlech 32

33 Der erste EPR (Finnland): August 2010 H. Podlech 33

34 Der erste EPR (Finnland) H. Podlech 34

35 Der erste EPR (Finnland) H. Podlech 35

36 EPR schon jetzt zu haben für H. Podlech 36

37 Nuklearunfälle Emission radioaktiver Substanzen LOst of COlant (LOCA)-Unfälle Kernschmelzen Wasserstoffexplosionen Power surge (Durchgehen des Reaktors) H. Podlech 37

38 Nuklearunfälle: Harrisburg (USA) 1979: Ausfall der Speisewasserpumpen im Sekundärkreislauf des 900 MW el DWR von Three Mile Island Notabschaltung des Reaktors Abwärme (ca 200 MW) Keine Notkühlung, weil bei Wartungsarbeiten Ventil verschlossen blieb Fehlende Redundanz Dampfdruck brachte Reaktordruckbehälter kb zum Platzen Totaler Kühlmittelverlust Teilweise Kernschmelze Katalytische Entstehung von Wasserstoff and den Hüllrohren der Brennelemente Wasserstoffexplosion Reaktorgebäude hielt der Explosion stand Ablassen von Wasserdampf H. Podlech 38

39 Nuklearunfälle: Harrisburg (USA) Freisetzung von 6x10 16 Bq radioaktive Edelgase Freisetzung von 2x10 11 Bq 131 I Extrapolierte Zahl von Schilddrüsenkrebs: <1 H. Podlech 39

40 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) Wassergekühlter graphitmoderierter Reaktor RBMK-1000 Thermische Leistung 3200 MW Reaktor nur in der Union gebaut Hauptzweck: Plutoniumgewinnung Austausch von Brennelementen während Volllast Der Unfall war nicht nur möglich, sondern wahrscheinlich aufgrund: Konstruktiver Mängel Bedienungsfehler Dummheit H. Podlech 40

41 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) Fehlendes Containment Kaum Brandbekämpfungsmöglichkeiten Instabiles Kontrollsystem Keine Redundanz Zu langsame Steuerstabgeschwindigkeit Positiver Voidkoeffizient (bes. bei kleinen Leistungen) Abschaltbare Notsicherheitssysteme H. Podlech 41

42 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) H. Podlech 42

47 Nuklearunfälle: Fukushima Japan, 2011 H. Podlech 47

48 Entsorgung von Abfällen Direkte Endlagerung Wiederaufarbeitung it Nuclear Waste Transmutation Abfall pro Kraftwerk und Betriebsjahr mit P el =1 GW U % 28.5 t U % 0.3 t Pu 0.9% 0.3 t Transurane 0.06% 0.02 t Spaltprodukte 3.3% 1t H. Podlech 48

49 Abfälle H. Podlech 49

50 Endlagerung - Anforderungen 10 Jahre Abklingen in Zwischenlagern 3.4 kw/kg 50 Jahre nach Einlagerung 50 C Temperaturerhöhung Einlagerung in Salzstöcken Gute Wärmeleitfähigkeit Faktischer Ausschluss von Wassereinbrüchen Geologisch sehr stabile Gebilde Plastizität (Selbstheilung von Rissen) H. Podlech 50

51 Brennstoffzyklus H. Podlech 51

52 Brennstoffzyklus H. Podlech 52

53 Wiederaufarbeitung H. Podlech 53

54 La Hague - WAA H. Podlech 54

55 Transport von radioaktiven Abfällen Vor dem Transport Lagerung von Brennelementen in Abklingbecken für 1 Jahr Transport in CASTOR-Behältern Cask for Storange and Transport Of Radioactive Materials Sicheres Containment des radioaktiven Materials Abschirmung der Strahlung Abführung der entstehenden t Wärme Gewährleistung der Unterkritikalität H. Podlech 55

56 Transport von radioaktiven Abfällen H. Podlech 56

57 Transport von radioaktiven Abfällen Höhe: 6 m Durchmesser: 2.5 m Wandstärke: 40 cm Maximale Dosisleistung in 2 m Abstand: 0.1 msv/h Leergewicht: 100 t Zuladung: t Sicherheitstests u.a: Fall aus 9 m auf Beton bei -40 C Fall mit künstlichen Rissen Langzeitbrandversuche bei 1200 C Fall aus 500 m auf Erdboden H. Podlech 57

58 Sicherheitstests CASTOR-Behälter H. Podlech 58

59 Strahlenbelastung bei CASTOR-Transporten H. Podlech 59

60 Förderung der Kernenergie D H. Podlech 60

61 Nutzung der Kernenergie F H. Podlech 61

62 Nutzung der Kernenergie weltweit eit H. Podlech 62

63 Zusatz H. Podlech 63

64 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) 25. April 1986: Regulärer Shutdown des Reaktors geplant Test bei kleinen Leistungen geplant Herunterfahren des Reaktors Herunterfahren der Turbinen Test soll zeigen, dass die Turbine genug Strom für den Reaktor liefert bevor der Notstrom anspringt. (z.b. bei Durchtrennung der Leitungen) H. Podlech 64

65 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) , 1:06: Als erster Schritt sollte die thermische h Leistung des Reaktors von ihrem Nennwert bei 3200 Megawatt (MW) auf 1000 MW reduziert werden, wie bei einer Regelabschaltung üblich. Der Reaktor sollte sowohl für eine Revision als auch für den Test abgefahren werden , 13:05: Aufgrund erhöhter Stromnachfrage wird auf Anweisung des Lastverteilers in Kiew die Leistungsabsenkung bei einer erreichten Leistung von 1600 MW unterbrochen und der Reaktor mit dieser Leistung konstant t weiter betrieben. Bei diesen etwa 50 % Leistung wird der Generator 7 abgeschaltet , 14:00: Es wird begonnen, das Notkühlsystem abzuschalten. Grund dafür war, dass bei einem Notkühlsignal kein Wasser in den Reaktor gepumpt werden soll , 23:10: Es erfolgt die Freigabe zur weiteren Leistungsabsenkung. Der Reaktor soll nun langsam auf 25 % der Nennleistung abgefahren werden , 0:00: Eine neue Schichtmannschaft übernimmt den Reaktor. H. Podlech 65

66 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) , 0:28: Wie nach jeder Leistungsabsenkung erhöhte sich vorübergehend die Konzentration des Isotops Xenon-135 im Reaktorkern ( Xenonvergiftung ). Da Xenon-135 als Neutronengift die für die nukleare Kettenreaktion benötigten Neutronen sehr stark absorbiert, nahm aufgrund der Konzentrationszunahme die Reaktivität des Reaktors immer weiter ab. Als die Betriebsmannschaft am 26. April 1986 um 00:32 Uhr die Leistung des Reaktors durch weiteres Ausfahren von Steuerstäben wieder anheben wollte, gelang ihr das infolge der mittlerweile aufgebauten Xe-Vergiftung nur bis zu etwa 200 MW oder 7%der Nennleistung. Obwohl der Betrieb auf diesem Leistungsniveau unzulässig war (laut Vorschrift durfte der Reaktor nicht unterhalb von 20 % der Nennleistung betrieben werden, was 640 MW entspricht) und sich zu diesem Zeitpunkt außerdem viel weniger Steuerstäbe im Kern befanden, als für einen sicheren Betrieb vorgeschrieben waren, wurde der Reaktor nicht abgeschaltet, sondern der Betrieb fortgesetzt. H. Podlech 66

67 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) , 1:03: Beim Schließen der Turbineneinlassventile läuft normalerweise das Kernnotkühlsystem an. Dieses war jetzt jedoch ausgeschaltet. Um dessen Stromverbrauch für den Versuch zu simulieren, wurden nacheinander zwei zusätzliche Hauptkühlmittelpumpen in Betrieb genommen. Der dadurch erhöhte Kühlmitteldurchsatz verbesserte die Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern und reduzierte demgemäß den Dampfblasengehalt in ihm. Der positive Dampfblasen-Koeffizient bewirkte eine Reaktivitätsabnahme, auf welche die (automatische) Reaktorregelung mit dem Herausfahren weiterer Steuerstäbe reagierte. Der Reaktorzustand verschob sich weiter in den unzulässigen Bereich , 1:23:22: Der eigentliche Test begann durch Schließen der Turbinenschnellschlussventile. Dadurch wurde die Wärmeabfuhr aus dem Reaktor unterbrochen, sodass die Temperatur des Kühlmittels nun anstieg. Infolge des positiven Dampfblasen-Koeffizienten ffi i kam es jetzt t zu einem Leistungsanstieg, ti auf den die automatische Reaktorregelung folgerichtig mit dem Einfahren von Steuerstäben reagierte. Infolge der relativ langsamen Einfahrgeschwindigkeit der Steuerstäbe konnte die Leistung allerdings nicht stabilisiert s t werden, sodass der Neutronenfluss e uss weiter anstieg. Dies bewirkte einen verstärkten Abbau der im Kern angesammelten Neutronengifte (insbesondere Xenon-135). Dadurch stiegen Reaktivität und Reaktorleistung weiter an, wodurch immer größere Mengen an Dampfblasen entstanden, t die ihrerseitsit wieder die Leistung erhöhten. Die Effekte schaukelten sich auf. H. Podlech 67

68 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) , 1:23:22: Der Schichtleiter Aleksandr Akimow löst manuell den Knopf des Havarieschutzes (Notabschaltung des Reaktors), aus. Dazu wurden alle zuvor aus dem Kern entfernten Steuerstäbe wieder in den Reaktor abgeworfen; doch hier zeigte sich ein weiterer Konzeptionsfehler des Reaktortyps: Durch die an den Spitzen der Stäbe angebrachten Graphitblöcke (Graphit war der Hauptmoderator des Reaktors) wurde beim Einfahren eines vollständig herausgezogenen Stabs die Reaktivität ität zunächst kurzzeitig um den Wert eines halben β erhöht, bis der Stab tiefer in den Kern eingedrungen war. Die durch das gleichzeitige Einfahren aller Stäbe massiv gesteigerte Neutronenausbeute ließ die Reaktivität so weit ansteigen, bis schließlich (um 01:23:44) die prompten Neutronen alleine (also ohne die verzögerten Neutronen) für die Kettenreaktion ausreichten ( prompte Kritikalität ) und die Leistung innerhalb von Sekundenbruchteilen das Hundertfache des Nennwertes überschritt ( nukleare Leistungsexkursion ). H. Podlech 68

69 Nuklearunfälle: Tschernobyl UdSSR (Ukraine) , 1:23:22: Die Hitze verformte die Kanäle der Steuerstäbe, so dass diese nicht weit genug in den Reaktorkern eindringen konnten, um ihre volle Wirkung zu erzielen. Die Steuerstäbe verkeilten sich nach nur 2 bis 2,5 Metern anstelle der vorgesehenen 7 Metern im Reaktor. Die herrschendeh Temperatur ließ die Druckröhren reißen und das Zirconium der Brennstäbe (Ummantelung der Brennstäbe) wie auch den Graphit mit dem umgebenden Wasser reagieren. Wasserstoff und Kohlenmonoxid entstand in größeren Mengen und konnte aufgrund der Beschädigungen g des Reaktorkernes entweichen. Unterhalb des Reaktorgebäudedeckels bildeten diese mit dem Sauerstoff der Luft entzündbares Knallgas, das sich vermutlich entzündete und zu einer zweiten Explosion (nur Sekunden nach der nuklearen Exkursion ) führte. Welche Explosion zum Abhebenb des über 1000 Tonnen schweren Deckels des Reaktorkerns (Biologischer Schild) führte, ist nicht ganz klar. Außerdem zerstörten die Explosionen das (nur als Wetterschutz ausgebildete) Dach des Reaktorgebäudes, sodass der Reaktorkern nun nicht mehr eingeschlossen war und direkte Verbindung zur Atmosphäre hatte. Der glühende Graphit im Reaktorkern fing sofort Feuer. Insgesamt verbrannten während der folgenden zehn Tage 250 Tonnen Graphit, das sind etwa 15 % des Gesamtinventars. H. Podlech 69