Kernspaltung Fortsetzung

Transkript

1 Wintersemester 2011/2012 Kernspaltung Fortsetzung Dr. Udo Gerstmann Bundesamt für Strahlenschutz &

2 Einfangsquerschnitt (barn) 1E+4 1E+3 1E+2 1E+1 1E+0 1E-1 Neutroneneinfangsquerschnitte für 235 U(n,f), 238 U(n,γ) und 239 Pu(n,f) Die Spaltneutronen müssen schnell von ca. 1 MeV auf < 1 ev abgebremst werden U-238 n,g U-235 n,f Pu-239 n,f 1E-2 thermische n: < 0,1 ev epithermisch: < 1 ev mittelschnell: < 10 kev schnell: 10 kev - 20 MeV 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7 Neutronenenergie (ev)

3 Multiplikationsfaktor k Neutronenzahl der Generation x Multiplikationsfaktor k = Neutronenzahl der Generation x-1 k - 1 Reaktivität ρ = k ρ < 0 bzw. k < 1 ρ = 0 bzw. k = 1 ρ > 0 bzw. k > 1 unterkritisch kritisch überkritisch

4 Kernreaktor - Grundbestandteile Spaltmaterial (z. B. 233,235 U, 239,241 Pu) Moderator (zum Abbremsen schneller Neutronen) Spaltwahrscheinlichkeit für 235 U mit langsamen Neutronen am höchsten, da Verweilzeit der Neutronen am längsten Schnelle Abbremsung der Spaltneutronen auf Energien unterhalb des Resonanzbereichs nötig Regulationsmöglichkeit (Neutroneneinfang z. B. durch Steuerstäbe) Kühlung Sicherheitsvorkehrungen zur Rückhaltung radioaktiver Stoffe

5 Ein guter Kernbrennstoff muss folgenden Anforderungen gerecht werden: hoher Spaltwirkungsquerschnitt hohe Spaltstoffdichte geringe parasitäre Neutronenabsorptionen hoher Schmelzpunkt hohe Wärmeleitfähigkeit gute Korrosionsbeständigkeit gegenüber Hüllmaterial und Kühlmittel hohe Phasen- und Formbeständigkeit günstiges Bestrahlungsverhalten

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7 Eigenschaften von Metallen im Hinblick auf ihre Verwendung als Hüllmaterial in der Kerntechnik Element σ a * [barn] Schmp. [ºC] Therm. Leitf. [J cm -1 s -1 K -1 ] Bemerkung Be 0, ,591 Nicht korrosionsbeständig gegenüber Wasser Mg 0, ,574 Calder Hall Zr 0, ,209 Zircloy-Legierung! > 90 % Zr, geringe Anteile von Fe, Cr, Sn und Nb Al 0, ,106 Reagiert bei höheren Temperaturen mit Uran zu UAl 3 Nb 1, ,553 Fe 2, ,754 Cr 3, ,670 Ni 4, ,670 * Einfangsquerschnitt für thermische Neutronen

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9 Natürliche Kernreaktoren in Oklo/Gabun vor 2 Milliarden Jahren entstanden gepulste Arbeitsweise (30 Minuten aktive Phase, dann mehr als 2 Stunden Ruhephase, Moderation durch versickerndes Wasser) einige Hunderttausend Jahre in Betrieb thermische Leistung 100 kw über 5 t 235 U verbraucht identifiziert an Hand der 235 U/ 238 U-Verhältnisses (0,7171 % statt 0,7202 %) 235 U-Anteil damals rund 3 % inzwischen kennt man 17 Naturreaktoren in der Region Literatur: Spektrum der Wissenschaft, Juni 2006, 85-90

10 Chicago Pile Blöcke (36,5 t) UO2-5,6 t metallisches Uran als Spaltstoff t Graphit als Moderator - Abschirmung durch Beton und Blei - Steuerstab aus Cadmium-ummantelten Holz : Kettenreaktion (28 Minuten, 200 Watt)

11 Atom macht mobil

12 Entwicklung der friedlichen Nutzung der Kernenergie in Deutschland : bis zu den "Pariser Verträgen" Verbot jedweder Beschäftigung mit Kernforschung und Kerntechnik August 1955: 1. Genfer Konferenz über die friedliche Nutzung der Kernenergie Oktober 1955: Gründung des Bundesministeriums für Atomfragen : FRM Erstkritikalität

13 Leistungsreaktorprogramm 1956/57 Eltviller Programm ("500-MW-Programm") Errichtung von 4-5 Versuchskraftwerken á 100 MW el Leichtwasserreaktor gasgekühlter Natururanreaktor gasgekühlter Hochtemperaturreaktor organisch moderierter Reaktor Schwerwasser-Natururanreaktor

14 Nuklearschiff Otto Hahn erste Probefahrt 1979 atomarer Antrieb stillgelegt fuhr später unter anderen Namen (Tropy, Norasia Susan, Carmen, Hua Kang He, Anais, Tal, Madre Ende 2009 zum Abbruch nach Bangladesh verkauft Thermische Leistung: 38 MW Einsatzzeit bei Volllast: 900 Tage Mittlerer Abbrand: MWd/tU Eingesetzte UO 2 -Menge: 1,7 t

15 Forschungsreaktor 2 (FR 2) Karlsruhe Grundkonzept wie kanadischer NRX-Reaktor in Chalk River (Erstkritikalität ) Erstkritikalität Schwerwasser, Natururan

16 "Versuchsatomkraftwerk auf Basis einer Druckkesselreaktor- Konstruktion mit Schwerwassermoderation" MZFR

17 Versuchsatomkraftwerk Kahl (VAK) 16 MW Siedwasser Erstkritikalität Erste Stromproduktion Stilllegung

18 Kernkraftwerke weltweit Typ Beispiele Anzahl Installierte Leistung MW e Siedewasserreaktoren KWU Schnelle Brüter Superphénix Gasgekühlte Reaktoren Matrox Leichtwassergekühlter Grafitreaktor Schwerwassergekühlter Druckwasserreaktor RBMK CANDU Druckwasserreaktor EPR (im Bau) Gesamt Stand: (IAEA)

19 Übersicht Kernreaktortypen (Leistungsreaktoren)

20 Druckwasserreaktor (Prinzip) Primärkreislauf ca. 160 bar Sekundärkreislauf ca. 65 bar Siedetemperatur 280 C ca t Dampf pro Stunde Konvoi (Siemens/KWU) z. B. KKI-2, KKP-2 EPR (Areva) Olkiluoto/Finnland WWER Abb: G. Paffrath, FH Darmstadt

21 Druckwasserreaktor Beispiel: KKW Neckarwestheim II Thermische Leistung MWth 3850 Elektrische Leistung 1400 (brutto) Anzahl BE 193 (18x18) Brennstäbe je BE 300 Brennstab-Durchmesser mm 9,5 Aktive Kernhöhe m 3,9 Urangewicht t 103 Mittlere Anreicherung % 3-4 Kühlmitteldurchsatz t/stunde Druck (Austritt Dampferzeuger) 63,5 bar Druck (Reaktordruckbehälter) 158 bar Kühlmitteltemperatur (Reaktoraustritt) 325,6 C Inbetriebnahme 1989

22 Siedewasserreaktor

23 Siedewassereaktor Beispiel: KKW Gundremmingen II Block B Thermische Leistung Elektrische Leistung Anzahl BE 3840 MW th 1344 (brutto) 784 (9x9) Brennstäbe je BE 80 Brennstab-Durchmesser Aktive Kernhöhe Kernbrennstoff 10,75 mm 3,71 m 136 t U oder U/Pu Mittlere Anreicherung 2,75 % Reaktordruck 70,6 bar Dampftemperatur 286 C Inbetriebnahme März 1984

24 KKW Gundremmingen

25 Canada Deuterium Uranium (CANDU) (1) Brennelementbündel (s. u.) (2) Calandria (3) Steuerstäbe (4) Druckhalter (5) Dampfgenerator (6) Umwälzpumpe H 2 O (7) Umwälzpumpe D 2 O (8) Brennelement-Lademaschine (9) Moderator (D 2 O) 70 C! (10) Druckrohr (11) Dampf (12) Kondensat (13) Containment Standorte: Kanada (18), Rumänien (2/2), Argentinien (1), China (2), Indien (12/6), Pakistan (1), Südkorea (4) Wechsel der BE-Bündel während des laufenden Betriebs möglich Natururan oder leicht angereichertes Uran Nachfolger: ACR-1000

26 Magnesium Alloy Graphite Moderated Gas Cooled Uranium Oxide Reactor (Magnox-Reator) Wurden ausschließlich in Großbritannien errichtet. Heute fast alle außer Betrieb.

27 AGR (Advanced Gas Cooled Reactor) Weiterentwicklung des Magnox-Reaktors Stahl statt Magnox ca. 3 % angr. Uran (statt U-nat) 660 MW e 550 C C

28 RBMK (Reaktor Bolschoi Moschtschnosti Kanalny) "Hochleistungsreaktor mit Kanälen" RBMK-1000 (Tschernobyl-Typ) 1000 MW el 1661 parallele Druckröhren Grafitmoderator 2 % anger. Uran Kühlmitteltemp. 284 C 11,8 m, 7 m Höhe, 1700 t bei Kühlmittelverlust nimmt Neutronenzahl zu! Kontrollstäbe Biologischer Schild Moderator (Grafit) Brennstäbe Pumpe Dampfabscheider Dampf Wasser

29 1.300 MW e Leichtwasserreaktor (Biblis B) MW e Brutreaktor H 2 O (323 C) Natrium (540 C) 2,9 m 3,9 m 3 % 235 U 1,6 m < 20 % PuO 2 3,8 m 1,0 m 3,6 m Natrium (370 C, < 10 bar) H 2 O (290 C, 155 bar) Spaltzonen Brutmantel

30 Schneller Brüter Ziel: Erbrüten von Plutonium aus 238 U Benötigt werden möglichst viele schnelle Neutronen Moderation muss daher vermieden werden Einsatz von 20 % Pu in Spaltzone Kühlung durch flüssiges Natrium

31 Schneller Brüter in Kalkar SNR-300

32 Hochtemperatur-Reaktoren Weltweit steigendes Interesse an Entwicklung und Bau (z. B. Wiederaufleben der Forschung im 5./6. Euratom- Rahmenprogramm, Projekt RAPHAEL) Kühlmitteltemperaturen (He) bis 900 C möglich, daher auch für Prozesswärme-Herstellung geeignet Kugelhaufen-Typ und Block-Typ Erbrüten von 233 U aus 232 Th möglich, z. B. : AVR (Jülich) THTR 300 (Hamm-Uentrop) Frankreich: ANTARES China, Japan, Südafrika, USA,

33 Hochtemperatur-Reaktoren: Kugelhaufen- Ausführung AVR Jülich THTR Nutzung 232 Th als Brutmaterial 232 Th 233 Th 233 U

34 Kugelhaufenreaktor

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37 Kernreaktoren im Betrieb Stand 11/2011

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