The Tschernobyl Accident 20 Years ago and the Quest for Inherently Save Nuclear Reactors Klaus Schreckenbach Physik Department E21 und FRM II TU München.

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1 The Tschernobyl Accident 20 Years ago and the Quest for Inherently Save Nuclear Reactors Klaus Schreckenbach Physik Department E21 und FRM II TU München Ringberg, 18.7.2006 see also K. Kugeler, I. Tragsdorf, N.Pöppe www.fs-ev.de (Aktuelles); Physik Journal April 2006

2 Einleitung Sicherheitskriterien für einen Kernreaktor Kontrolle der Kettenreaktion mit und ohne Feedback Der Unfall von Tschernobyl Nachrüstungen beim RBMK Reaktor als Folge des Tschernobyl Unfalls Aktive, passive und inhärente Sicherheit

3 Aufbau eines (thermischen) Kernreaktors

4 Schutzziel Unfall durch Missachtung des Schutzzieles Kontrolle der Kettenreaktion Tschernobyl (Ukraine) 1986 Kühlung des Reaktorkernes Three Miles Iland II (USA) 1979 Einschluss der Radioaktivität Windscale (UK) 1957 Grundlegende Sicherheitskriterien für einen Kernreaktor

5 Neutronenbilanz in einem Reaktor Quelle:Halliday e.a.: „Physik“, Wiley,Weinheim, ISBN 3-527-40366-32003, p. 1299, Abb.44-4 Start: 

6 Kettenreaktion in einem neutronenmultiplizierenden Medium Einfaches Modell:  Homogene Mischung aus Spaltstoff und Moderator  Unendlich ausgedehnter Reaktorkern  Spaltung nur durch thermische Neutronen (Thermischer Reaktor)  Abbremsvorgang der Spaltneutronen zu thermischen Neutronen nicht eingezogen

7 Mittlere freie Weglänge des Neutrons Mittlere Lebensdauer des Neutrons bis zur Absorption Neutronenfluss mikroskopischer Wirkungsquerschnitt für Spaltung und Absorption Geschwindigkeit des Neutrons Q Quellterm für Neutronen ν Zahl der Neutronen pro Spaltung Neutronenbilanz in einem unendlich großen, neutronenmultiplizierenden Medium

8 Lösung der Diff.glch: k Multiplikationsfaktor zwischen zwei Generationen von Neutronen T Reaktorperiode k=1, T= 0 stationäre Kettenreaktion Da die Zeit zwischen Erzeugung und Absorption je nach Moderator im Bereich von 10 -4 und 10 -5 s liegt, wäre ein Reaktor so nicht einfach regelbar. Beispiel: Die Neutronenbilanz ändert sich um 10 -3 : die Neutronendichte und damit Leistung des Reaktor verdoppelt sich in 0,1 bis 0,01 s.

9 Vier-Faktoren Formel (+Verluste)

10 Erweiterung des Modells:  Bei der Spaltung entstehen betaverzögerte Neutronen welche somit verzögert zur Kettenreaktion beitragen  Eine Erhöhung der Leistung hat einen Feedback auf Wirkungsquerschnitte und Moderation. -> Die Zeitkonstante T wird bei kleiner Abweichung von k von 1 durch die verzögerten Neutronen bestimmt -> Eine Leistungserhöhung wirkt sich auf Temperatur von Brennstoff und Medien aus. k kann dadurch erhöht oder erniedrigt werden

11 Verzögerte Neutronen Bei der Kernspaltung werden auch radioaktive Isotope erzeugt, welche durch Betazerfall Tochternuklide erzeugen, welche dann Neutronen aussenden. Die dadurch erzeugten, betaverzögerten Neutronen sind in die Bilanz der Kettenreaktion einzubeziehen. GruppeT 1/2 (s)λ i (1/s)ß i /ß(keV) 154.50.0130.38250 221.80.0320.213560 36.00.1150.188430 42.230.3110.407620 50.501.400.128420 60.183.870.026 Zur mathematischen Behandlung teilt man die Neutronenemissionen in Gruppen von Halbwertszeiten ein: Werte für 235U Spaltung: ß i Häufigkeit pro Spaltung Gesamthäufigkeit ß=0.0065 (nennt man auch 1 $) Prompte Neutronen mit (1-ß): mittlere E n = 2000 keV C i Konzentration des Neutronenemitters mit Zerfall λ i

12 Zeitverhalten eines Reaktors mit verzögerten Neutronen Um eine Idee vom Einfluss der verzögerten Neutronen zu bekommen kann man die Generationszeit unter Einschluss der verzögerten Neutronenzeit mitteln: Und mit obigen Wert für k-1 =10 -3 ergibt sich eine Reaktorperiode von ca. 80 s, was mittels mechanisch bewegter Absorber leicht regelbar ist.

13 “inhour equation“, eine Gleichung für den Zusammenhang zwischen Reaktivität und Reaktorperiode T=1/ω Für kurze Perioden relativ zu Zerfallszeiten der Neutronenemitter ergibt sich: Es ergibt sich eine schnelle Reaktorperiode wie ohne verzögerte Neutronen, nur in der Amplitude reduziert um ß. Man sagt die Anordnung ist prompt kritisch. Lsg der inhour Glch. mit prompt + einer mittleren verzögerten Gruppe: Reaktivität ρ=(k-1)/k Ergebnis der Rechnung:

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15 Zeitverhalten der Reaktorleistung mit Feedback der Reaktorleistung a) Zeitskalen von Sekunden: Temperaturänderungen des Brennstoffes und des Moderators führen zur Änderung der Reaktivität (->Reaktivitätskoeffizienten) b) Zeitskala von Stunden bis Tagen: Auf- und Abbau von Spaltprodukten mit hohem Neutroneneinfangquerschnitt (‚Xenonvergiftung‘) c) Zeitskala ab einige Tagen: Abbrand des Spaltstoffes, Brüten von Spaltstoffen,.. Zu a) Bei schneller Leistungsexkursion reagiert im allgemeinen die Brennstofftemperatur prompt: Dopplerverbreiterung der Neutroneneinfangresonanzen (p Faktor) die Moderatortemperatur wenige Sekunden verzögert: Dopplereffekt, Ausdehnungseffekt, Voideffekt auf Moderation und Absorption der Neutronen.

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18 TRIGA Reaktor Mark II (Wien) Technische Daten: Brennstoff: 8%U, 91%Zr, 1% H (Gew.%) Wassergekühlt Grafitreflektor Uran: 20% angereichert u-235, insgesamt 2,3 kg Kontinuierlich bis 250 kW Pulsbetrieb; prompter Temp. Koeff. der Reaktivität 1,2 10 -4 /°C (Temp. bis zu 360 °C)

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20 Reaktor Leistung Temperatur des primären Kühlwassers Position des Regelstabs Adiabatische Erwärmung des Kühlwassers. Die Primär- und Sekundärpumpen laufen, die Kühltürme sind abgeschaltet in der Zeitspanne 20 bis 60 min. Die Reaktor Leistung (oberer Plot) ist stabilisiert auf 150 kW durch Nachfahren des Regelstabes (unterer Plot). Zur Zeit 60 min werden die Kühltürme wieder gestartet. Die Bewegung des Regelstabes zeigt den negativen Reaktivitätskoeffizient des primären Kühlwassers von ca. -9 pcm/°C. FRM II Reaktivitätskoeffizient der Kühlwassertemperatur

21 RBMK Reaktoren Dieser Reaktortyp wurde in der ehemaligen UdSSR gebaut bis zu einer Leistung von 1000 MW el. Der Reaktorkern ist grafit- und wassermoderiert. Die Kühlung erfolgt über Wasser in Druckröhren. Um einen großen Druckkessel zu vermeiden – der Reaktorkern ist erheblich größer als der eines wassermoderierten DWR/SWR – wird das Kühlmittel Wasser in Druckröhren geführt. Der Reaktor ist ‚übermoderiert’, d.h. das Kühlwasser trägt nicht wesentlich zur Moderation bei. Entfernt man das Kühlwasser, so ist die Moderation immer noch für Kritikalität ausreichend, die Absorption durch das Kühlwasser fehlt jedoch: Der Reaktor hat einen positiven Voidkoeffizienten der Reaktivität. Im April 1986 ereignete sich der folgenschwere Unfall, welcher durch eine unkontrollierte Leistungsexkursion hervorgerufen worden ist. Durch eine nicht erkannte Schieflast in dem großen Reaktorkern bei 7% der Nominalleistung und bei wegen Tests reduziertem Kühlwasserdurchsatz verdampfte Wasser in den Druckröhren eines Reaktorsegments. Dies führte aufgrund des positiven Voidkoeffizienten zu einer Leistungsexkursion. Die Reaktorschnellabschaltung konnte nicht folgen. Es wurde etwa die 100-fache Nominalleistung erreicht und dabei der Reaktorkern explosionsartig zerstört, ebenso wie das Gebäudedach. Der Reaktorkern schmolz und es ereigneten sich Wasserstoffexplosionen (Radiolyse von Dampf am Zirkaloy). Der nachfolgende Brand des Grafits führte zu weiterer massiver Emissionen von Radioaktivität. Nach dem Unfall wurden an den noch laufenden RBMK Reaktoren Änderungen zur Reduktion des positiven Voidkoeffizienten durchgeführt sowie das Schnellabschaltsystem und Reaktorschutzsystem verbessert.

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26 (Void Koeff: 3 10 -4 per %Void; 50%->2,3$) ) auf 50% Dampf !

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32 5.4.4 RBMK Reaktoren Dieser Reaktortyp wurde in der ehemaligen UdSSR gebaut bis zu einer Leistung von 1000 MW el. Der Reaktorkern ist grafit- und wassermoderiert. Die Kühlung erfolgt über Wasser in Druckröhren. Um einen großen Druckkessel zu vermeiden – der Reaktorkern ist erheblich größer als der eines wassermoderierten DWR – wird das Kühlmittel Wasser in Druckröhren geführt. Ähnlich wie beim CANDU Reaktor kann Brennstoff während Reaktorleistung ausgetauscht werden. Abb. zeigt den Aufbau eines Brennelements mit Grafitmoderator und Druckröhre. Die Brennelemente sind senkrecht im Kern angeordnet. Für den RBMK-1000 sind 1700 Druckröhren angebracht (Abb). Die Auslegungsdaten sind in Tab. angegeben. Der Reaktor ist ‚übermoderiert’, d.h. das Kühlwasser trägt nicht wesentlich zur Moderation bei. Entfernt man das Kühlwasser, so ist die Moderation immer noch für Kritikalität ausreichend, die Absorption durch das Kühlwasser fehlt jedoch: Der Reaktor hat einen positiven Voidkoeffizienten der Reaktivität. Im April 1986 ereignete sich der folgenschwere Unfall, welcher durch eine unkontrollierte Leistungsexkursion hervorgerufen worden ist. Durch eine nicht erkannte Schieflast in dem großen Reaktorkern bei 7% der Nominalleistung und bei ewegen Tests reduziertem Kühlwasserdurchsatz verdampfte Wasser in den Druckröhren eines Reaktorsegments. Dies führte aufgrund des positiven Voidkoeffizienten zu einer Leistungsexkursion. Die Reaktorschnellabschaltung konnte nicht folgen. Es wurde etwa die 100-fache Nominalleistung erreicht und dabei der Reaktorkern explosionsartig zerstört, ebenso wie das Gebäudedach. Der Reaktorkern schmolz und des ereigneten sich Wasserstoffexplosionen (Radiolyse von Dampf am Zirkaloy). Der nachfolgende Brand des Grafits führte zu weiterer massiver Emissionen von Radioaktivität. Nach dem Unfall wurden an den noch laufenden RBMK Reaktoren Änderungen zur Reduktion des positiven Voidkoeffizienten durchgeführt sowie das Schnellabschaltsystem und Reaktorschutzsystem verbessert.

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35 Aus Klaus Heinloth ‚Die Energiefrage‘ Vieweg 1997/2003

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39 Quelle:Diekmann/ Heinloth: Energie, Teubner Studienbücher, 1997 (2.Auflage), ISBN=3-519-13057-2, Abb. 9.9,p.259 HTR-Reaktor (Schema) : Kugelhaufen-Reaktor He wird auf 750 -1000°C aufgeheizt! daher „Hochtemperatur“ Brennstoffkern < 1mm Durchmesser Brennelement 60 mm - Kugel.421

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42 Die Sicherheit von Kernreaktoren ist zu bewerten nach:  Aktiven Sicherheitseinrichtungen  Passiven Sicherheitseinrichtungen  Inhärenter Sicherheit