Tolle Zusammenfassung. Als ich vor über 25 Jn. bei Siemens war, bekam ich in die Hände einige Broschüren über verschiedene Ansätze für Atomkernreaktoren. Die hab ich heute noch! Darin ist auch sehr anschaulich dargestellt, wie all das funktioniert und die physikalischen Grundlagen dazu. Siemens hat seinerzeit die Sparte abgestoßen, und wir haben das betrefgfende Wissen und die mühsam angesammelte Erfahrung über den Reaktorbau und die Prozessteuerung verloren bzw. aus freien Stücken weggeben. Unfassbar! Was mir nicht klar ist, wieso können Franzosen, Japaner (trotz Fukuschima!), Koreaner, Finnen etc. mit dem Thema koexistieren, die Deutschen dagegen gar nicht?
Ganz einfach.. Ideologie! Es ist weitaus ungefährlicher, als man uns eintrichtert. Die Kernkraft bzw. Wasserdampf Energiegewinnung ist die effektivste Energieerzeugung, die es gibt. Nur ein kranker Geist kann sie verteufeln und behaupten, wir zerstören damit das Klima.
Energiewende 2.0 Jeder Haushalt hat einen Mini Reaktor im Keller und versorgt sich selbst mit Energie. Gewartet wird's vom Bezirksbrennstabmeister und die Brikettlieferanten werden Umgeschult auf Urantransport und Entsorgung... Naja, der Plan mit der Kühlung ist noch nicht ganz ausgereift aber ich kümmer mich drum😉👍 Klasse und Verständliches Vid....
Danke für das klar und deutlich verständliche Video, sehr gut erklärt und sehr informativ und interessant. Ich frag mich kann man sowas nicht in einer mini Version zu Hause betreiben?
Danke! & Späte Antwort: Nach derzeitigem Stand braucht man schon etwas mehr Volumen, damit die Neutronen aus den Spaltreaktionen auch wieder mit ausreichender Wahrscheinlichkeit auf neue U-235-Kerne treffen und der Reaktor weiterläuft. Dazu kommen etwa 2-4 Meter Betonabschirmung gegen die Neutronen und die ganzen Notfalleinrichtungen. Da ist das Einfamilienhaus, ja sogar die Riesenvilla schnell voll :) Das macht man schon besser groß, zentral und bewacht das Ganze auch sehr gut.
@@energieinfo21 hat nicht mal die US army ein Unterwasser Kommunikationskabel abgehört und als Energie Quelle einen mini Reaktor benutzt der ca 3 jahre lang im ei satz war! Ist bestimmt nur ein Märchen
Habe mal schnell gesucht: patents.google.com/patent/US4788048A/en Letztendlich sorgen Hitze und Wasser (pyrohydrolisis) dafür, dass das UF_6 zu UO_2 und HF umgesetzt wird.
was ich mich immer frage, ist warum keine hilfsturbine als entnahmeturbine ausgeführt, im sekundärkreis aber im kontaiment gebäude........ so kann die nachzerfallswärme selbst für den notstrom sorgen, die entnahme sinkt mit der zeit der sinkenden wärmemenge........ so hat der reaktor sein eigenen notstrom, über seine eigene leistung..... und im betrieb, kann sie auch laufen, um nicht auszukühlen, den eigenbedarf versorgen klingt normal nach einer logischen konsequenz, sicherlich giebt es ein grund warum man dies nicht baut
Eigentlich sehr schade um die wertvolle Energie, die für den Kondensator verschwendet wird, in den Fluss geleitet wird. Häuser heizen, Schwimmbäder oder ähnliches wäre besser
Bei 51:25 Heist es nicht negativer Temperatur Koeffizient als Pendant zum positiven Dampfrblasen Koeffizienten ? Weil Sie sprachen vom negativen Dampfblasen Koeffizienten :)
Positiver Dampfblasenkoeffizient heißt, je mehr Dampfblasen, desto mehr Wärme. Kann in graphitmoderierten wassergekühlten Reaktoren passieren, weil die Moderation weitgehend erhalten bleibt (Graphitanteil), aber die Kühlung deutlich schlechter wird. Negativer Dampfblasenkoeffizient ist ein Markenzeichen von wassermoderierten Reaktoren, weil dort tatsächlich die Moderation der Neutronen abnimmt, damit die Anzahl der verfügbaren Neutronen für Spaltungen und dadurch die Spaltwahrscheinlichkeit reduziert wird (bis diese sich bei niedrigerem Temperaturniveau wieder stabilisiert). Die Dampfblasenkoeffizienten sind auf die Temperatur bezogen: Wassermoderiert: Je höher der Dampfblasenvolumenanteil, desto geringer die Temperatur Graphitmod., Wassergekühlt: Je nach Typ (z.B. RBMK-1000, "Tschernobyl") je höher Dampfblasenvol-anteil, desto höher die Temperatur.
Kernreaktoren müssen einen vernünftigen Neutronenhaushalt haben, heißt, die Spaltneutronen müssen wieder neue Spaltungsreaktionen hervorrufen und dürfen nicht in zu hohem Maße entweichen oder weggefangen werden. Die Brennstabhüllen dürfen daher möglichst keine Neutronen einfangen und das Material Zirkonium ist darin sehr gut: Es ist praktisch durchsichtig für Neutronen und lässt sich mit Aluminium so legieren, dass man dünne stabile Brennstoffhüllen bekommt. Zudem sind diese Materialien Langzeitstabil in heißem Wasser, welches recht korrosiv ist. Nachteil: Dieses Material ist eben oberhalb von ca. 350 Grad Celsius ein guter Katalysator, alleine durch Wärme Wasser in Wasserstoff und Sauerstoff zu spalten, ein Gemisch, was dann explosiv wieder zu Wasser verbrennen kann. Diese chemische Reaktion hat auch die Reaktoren in Tschernobyl und Fukushima intern zerlegt, wobei Spaltstoffe auch nach außen freigesetzt wurden - bei Three Mile Island/Harrisburg ist dies ebenfalls passiert, aber durch entsprechende Schutzhüllen/Vorrichtungen wurde Schlimmeres verhindert. Die 320 Grad C sind dann eine Art Sicherheitsmarge bezogen auf die 350 Grad C.
Die Brennelemente mit dem Uran sind nicht in dem Maße radioaktiv/gefährlich(zb Transport), weil die Neutronen zu schnell sind und erst im Reaktor beschleunigt werden und so die Spaltung in Gang kommt ? Tut mir leid für diese dumme Frage 🙈
Die abgebrannten BE beinhalten das Uran und die Spaltprodukte, die sich durch verschiedene Zerfallsreihen weiter umwandeln. Dabei werden Photonen ( X-Ray, Gamma), ß, alpha-Teilchen ausgesandt. Alles, was dort passiert, unterliegt Normen und Kontrollen. Der Transport wird von Menschen gemacht. Der Zeitraum der Exposition, der Abstand, die Schutzmaßnahmen, usw. spielen eine Rolle. (PS. Es gibt verschiedene BE, verschiedene Behälter, verschiedene Normen, usw.)
Irgendwie verstehe ich gerade nicht ob es hier um bereits vorhandene Druckwasserreaktoren geht oder um in der Zukunft neu zu bauende/konstruierende Anlagen - oder geht es um grundsätzliche zeitlose und somit nicht anlagenspezifische Überlegungen? Der Hintergrund meiner Verwunderung liegt daran, dass viele der Schnittbilder durch Reaktorgebäude oder durch den Reaktor selbst mir aufgrund meines Hintergrundes doch irgendwie sehr bekannt vorkommen. Außerdem gibt es Betrachtungen, die mit den realen Problemen des Anlagenbetriebes nicht so wirklich viel zu tun haben. Deshalb weise ich mal auf ein paar Punkte hin die mir zwischendurch so aufgefallen sind. 25:20 Die Beschreibung zum Anfahren der Anlage hat nicht so wirklich viel mit einem real vorhandenen Leistungsreaktor zu tun. Wenn Sie einen realen Leistungsreaktor (erstmalig!) anfahren, dann kommt eine Neutronenquelle aus einem Forschungsreaktor, aus Sicht des Betreibers fällt die Neutronenquelle faktisch vom Himmel. Beim Anfahren der Anlage welches nicht ein absolutes erstmaliges Anfahren darstellt werden neue und bereits benutzte Brennelemente gemischt eingesetzt. Sobald sie einen Reaktor anfahren, in dem ein gebrauchtes BE enthalten ist, haben Sie genug Neutronen und benötigen keine zusätzliche Neutronenquelle. 39:06 Die Zeichnung legt irgendwie nah, dass der Durchfluss des Kühlmittels durch den Kern von oben nach unten erfolgt. Natürlich kann man eine Anlage so bauen, aber ich kenne eigentlich nur den Durchfluss von unten nach oben ... 34:50 Der Gedanke alle vier Notkühlsysteme unterschiedlich aufzubauen um systematische Fehler auszuschließen ist nicht sachlich falsch. Umgekehrt führt es aber auch dazu, dass die Anlage komplizierter wird, das Personal muss bei Betrieb und Wartung jeden Strang des Notkühlsystems dann anders handhaben und spezifische Besonderheiten berücksichtigen. Wie es bei einem EPR (Europäischer Druckwasserreaktor) so ist weiß ich nicht weil ich nur mit real in Deutschland vorhandenen Anlagen zu tun habe, aber selbst bei der letzten in Deutschland realisierten Baulinie "Convoi" hat man die vier Stränge des Notkühlsystems je gleich gebaut. 41:00 Auffangbereich? Soll das der Core-Catcher eines EPR sein? Das wäre ein in Deutschland nicht verwirklichtes Sicherheitsfeature. So, das ist meine vorsichtige Rückmeldung. Die Gewichtung hängt natürlich von der Betrachtungsweise Theorie oder real vorhandene Anlage ab. Gruß US
Es ist ein Beitrag zum Status der neueren DWRs. Neutronenquelle: Wenn der Reaktor lange genug gelaufen ist, haben Sie recht, der bildet ja Califonium-252! Durchflussrichtung: Die Pfeilrichtung ist bei der Altdaten-Konvertierung der Zeichnung von 2002 umgekehrt worden und das ist mir tatsächlich nicht aufgefallen: Ja, von unten nach oben ist die richtige Flussrichtung! Danke! Notkühlsysteme: Ich habe es aus privater Kommunikation vor ca. 25 Jahren so gelernt, dass diese zumindest teilweise diversifiziert sind, zumindest bezüglich der einiger Anlagenkomponenten. Da vieles über Wartungsverträge läuft, könnte ich mir vorstellen, dass die Kernmannschaft der Kraftwerke mit den Details weniger zu tun hat und somit der Aufwand im Betrieb erträglich ist - bei der Planung sehe ich Mehraufwand in der Anlagensimulation aber eben auch den Ausschluss seltener systematischer Fehler als großen Vorteil. Der Auffangteil unter dem Reaktordruckgefäß ist kein mit - wenn ich mich erinnere Borwasser gefüllter - Corekatcher, sondern eine verstärkte Betonstruktur, um ggf. austretendes Material aus dem Reaktorkern aufnehmen zu können, ohne dass die Integrität des äußeren Containments beschädigt wird. Die Zeichnungen des Reaktordruckgefäßes und des Reaktorgebäudes habe ich nach Abbildungen des Werkes "Albert Ziegler: Lehrbuch der Reaktortechnik, 1983, Springer-Verlag" angefertigt, sie beziehen sich auf existierende Designs. Danke für Ihre Hinweise & Gruß - MB
@@energieinfo21 Wenn es um neu zu erbauende Anlagen geht bin ich raus, da ich kein Konstrukteur von Atomkraftwerken bin. Ich habe letztlich nur (etwas) Erfahrung mit den jetzt noch in Betrieb befindlichen Altreaktoren. Thema Notkühlstränge diversitär aufbauen: Bei der Anlage Biblis Block A hat man das tatsächlich versucht und hat bei zwei von vier Strängen der Dampferzeuger-Notbespeisung elektrisch betriebene Notspeisewasserpumpen eingebaut, bei den anderen zwei Strängen hat man elektrisch betriebene Notspeisewasserpumpen eingebaut. Somit waren tatsächlich zwei unabhängig voneinander konstruierte Stränge jeweils doppelt vorhanden. Das bezieht sich aber nur auf das Schutzziel der Dampferzeugerbespeisung. Für den Fall des Kühlmittelverluststörfalls waren auch vier Stränge vorhanden und da waren die vier Stränge gleich aufgebaut. Und bei Biblis Block B waren dann alle vier Systeme zur Dampferzeugernotbespeisung vom Grundsatz gleich ausgelegt, nämlich mit elektrisch betriebenen Notspeisewasserpumpen die je nach Anlagenzustand (ggf. paralleler Notstromfall) aus dem normalen Netz oder von den Notstromdieseln versorgt wurden. Thema aus einem Reaktordruckgefäß austretende Kernschmelze auffangen: Wenn man eine Masse auffangen will, die mit 1000°C aus einem Loch in eine Auffangvorrichtung hinein fällt, dann ist flüssiges Wasser vermutlich keine gute Idee, das würde ja sofort zu Dampf werden und neue Probleme schaffen. So eine Auffangvorrichtung müsste schon "trocken" sein und nur durch die Wand- oder Bodenfläche entsprechend gekühlt werden. Der internationale Fachbegriff lautet wohl "Core-Catcher". Wer jetzt Kernkraftwerke baut weiß davon bestimmt mehr zu erzählen. Ich stehe ehrlich dazu dass ich mich nur mit den Anlagen befasse deren Gestaltung in den 70ern (und früher) konzipiert wurde.
Was mir nicht ganz klar ist: Die Redundanz der 4 Kühlsysteme (Sie sprachen das an) würde darin bestehen, dass Pumpen unterschiedlicher Hersteller eingesetzt werden? Das erscheint mir aber noch verdammt wenig redundant. Aus meiner Laienbetrachtung würde ich systemisch unterschiedliche Kühlungen (zusätzlich) vorsehen. Praktisch gesehen einen (Not-)Kühlkreislauf der z.B. vertikal angeordnet ist um heißes Wasser nur aufgrund der Wärme-Konvektion umzuwälzen und z.B. ein großes Wasservorratsbecken unterhalb des Reaktors nutzt. Es geht mir also darum, ein Kühlmechanismus zu nutzen, der auch bei Ausfall aller Generatoren/Elektrizität noch (wenn auch vlt. nur kurz, weil von Wasservorrat abhängig) wirken kann. Das fand ich persönlich nämlich unverständlich, wie man in Fukushima den Ausfall aller Pumpen schlicht nicht als mögliches Szenario ansehen konnte. Es hätte mMn. noch was gebracht, hätte man die Kühlkreisläufe so vorbereitet, im Notfall externe autonome (mobile) Pumpsysteme anschließen zu können, welches aus einem Dieselgenerator, Pumpe und einem Schlauch (bis ans Meerwasser ran) bestünde. Auch das wäre aus meiner Sicht eine systemisch redundante Lösung.
@@uweh.w.stegemann7734 Danke! Das "Reservoir" wie ich es erwähnte, würde ich nicht als Core-Catcher vorsehen, daher den Behälter nicht direkt unter dem Druckwasserbehälter platzieren. Da gebe ich Ihnen Recht. Wenn die Schmelze erst entsteht, haben schon alle Kühlsysteme versagt. Dann muss wohl Beton ran. Was ich aber als Kernpunkt meiner Kritik sehe ist, dass sowohl Tschernobyl als auch Fukushima daran krankten, dass eine (Notfall-)Kühlung effektiv nicht vorhanden war. Das ist für mich umso unverständlicher als dass man ja beim Bau der Kraftwerke genau nur eine Sache wirklich richtig machen muss: die Kühlung. Klar sin die Anlagen komplex und es gibt sicher einige technische Herausforderungen. Aber am Ende des Tages und über 30-50 Jahre Laufzeit wird immer nur eines entscheidend sein: läuft das Kraftwerk sicher. Und egal ob es wegen diverser Störungen oder Wartungen häufig vom Netz gehen müsste, die Kühlung der Brennstäbe ist und bleibt die Prio Nummer 1.
@@utrian4148 Die Pumpen waren nur als Beispiel genannt, ich gehe davon aus, dass stärker diversifiziert wird, vielleicht auch wie von Hrn Stegemann angesprochen, zwei unterschiedliche Systeme je doppelt. Bei Fukushima ist nach meinem Wissen das Notstromaggregat ausgefallen, welches auf der Meeresseite angebracht war und durch den Tsunami beschädigt wurde. Aus meiner Sicht würde man ein solches Aggregat einschließlich Brennstoff besser auf dem Dach des Kernkraftwerks anbringen, wenn Tsunamis mit nennenswerter Wahrscheinlichkeit auftreten können! Der EPR hat tatsächlich einen entsprechenden Wasservorrat innerhalb des Containments, aus dem dann die Einbauten des Reaktorgebäutes berieselt werden können. Eine Suche nach "The European Pressurized Water Reactor: A Safe and Competitive Solution for Future Energy Needs" gibt ein PDF als Fundstelle an, die eine gute Zeichnung enthält.
Ansich ganz ok die Technik ist sauber und nachhaltig die poltik fährt einen blöden Film... Die Ton Qualität hätte besser sein können aber ansich wurde es toll gemacht
Es gibt eine neue Technik um Energie zu erzeugen! Die Pump Funktion der Wassersäule als Energiequelle nutzen! Die Wassersäule funktioniert wie eine automatische Pumpe in der Natur. Mit dieser Pump Funktion wird in Wasserkraftwerken elektrische Energie Erzeugt. Dabei wird der untere Druckbereich einer Wassersäule nutzbar gemacht um elektrische Energie herzustellen. Die Schwerkraft hat aus der Wassersäule eine natürliche Pumpe erschaffen. Der ausgestoßene Wasserstrahl aus dem unteren Bereich der Wassersäule wird dazu genutzt um Turbinen antreiben um damit elektrischen Strom zu erzeugen. Es sind "Naturkräfte" die den Strom mithilfe der Wassersäule erzeugen. In dieser Anlage Arbeitet eine automatische Pump-Wassersäule die mithilfe der "Naturkräfte" Womit die unendlich Energie erzeugt wird . Schaut euch Bitte diese Technik an. ru-vid.com/video/%D0%B2%D0%B8%D0%B4%D0%B5%D0%BE-_1nXR2z-QiM.html
Frage ( 45:00 ) Die 0,24t. Pu239 und die 0,72 t. Spaltprodukte sind doch wie die 23 t. Uran verbunden in den Brennelementen enthalten. Oder fallen diese gesondert an ?
Phenix: Stillegung 2010 BN-x00-Typen: 2 Experimentelle Systeme Mit nicht verfügbar ist gemeint, dass man diese bei weitem nicht so einfach "bestellen" kann, wie einen HPR-1000 - der chinesische HPR ist zudem auch für die EU zertifiziert, könnte hier also ausgerollt werden. Nicht in drei Jahren, aber vielleicht in 6 Jahren. Wenn man es will.
