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Der Druckwasserreaktor (DWR) (englisch: PWR = Pressurized Water-Moderated Reactor) ist eine Bauform eines Kernreaktors, bei der Wasser als Moderator und Kühlmittel dient. Der Betriebsdruck des Wassers wird hier, anders als beim Siedewasserreaktor, so hoch gewählt, dass es bei der vorgesehenen Betriebstemperatur nicht siedet.^[1] Die Brennstäbe sind daher gleichmäßig benetzt, die Wärmeverteilung an ihrer Oberfläche ist ausgeglichen und die Dampfphase mit ihrer besonderen Korrosionsgefahr entfällt. Die gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein ruhiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie.

Das im Reaktorkern erhitzte Wasser (Primärkreislauf) gibt in einem Dampferzeuger seine Wärme an einen getrennten Wasser-Dampf-Kreislauf ab, den Sekundärkreislauf. Der Sekundärkreislauf ist frei von Radioaktivität aus Abrieb und Korrosionsprodukten, was z. B. die Wartung der Dampfturbine wesentlich erleichtert.

Meist wird leichtes Wasser (H₂O) als Kühlmedium für die Brennstäbe und als Transportmedium für die Energie verwendet. Diese Reaktoren gehören daher zu den Leichtwasserreaktoren. Weltweit gibt es nach Angaben der Internationalen Atomenergie-Organisation rund 270 dieser Reaktoren. Die Verwendung von schwerem Wasser (D₂O) ist auch möglich, wird aber nur bei etwa 10 Prozent aller Reaktoren weltweit eingesetzt (siehe Schwerwasserreaktor). Insgesamt sind Druckwasserreaktoren die häufigsten Reaktortypen.^[2]

Dem Kühlmittel Wasser wird eine veränderliche Menge an Borsäure zugesetzt. Bor ist ein wirksamer Absorber für Neutronen, somit kann durch die Borsäurekonzentration die Leistung des Reaktors geregelt werden.^[3] Eine weitere automatische Leistungsregelung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur. Eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet:

• erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen schlecht spaltbaren Uranisotops 238, Neutronen zu absorbieren.
• erhöhte Kühlmitteltemperatur, geringere Dichte: Dadurch verringert sich die Moderationseigenschaft des Kühlmittels, sodass weniger thermische Neutronen zur Spaltung von Uran-235-Kernen zur Verfügung stehen.

Durch diese Effekte verringert sich die Reaktivität und somit die Leistung des Reaktors.

Das Kühlmittel wird im Primärkreislauf unter erhöhtem Druck von 154–160 bar durch den Reaktorkern geleitet, wo es die durch Kernspaltung erzeugte Wärme aufnimmt und sich auf etwa 325 °C erwärmt.^[4] Von dort aus fließt es in die Dampferzeuger, welche als Rohrbündelwärmeüberträger ausgeführt sind. Nach der Übertragung der Wärme wird das Kühlmittel mit Kreiselpumpen zurück in den Reaktorkern gepumpt. Daraus ergibt sich als Vorteil gegenüber dem Siedewasserreaktor, dass das Kühlmittel, das immer etwas radioaktiv verunreinigt ist, sich ständig innerhalb des Containments befindet. Daher sind im Maschinenhaus keine Strahlenschutzmaßnahmen notwendig.

Um eine möglichst gleichmäßige radiale Temperaturverteilung zu erzielen, erfolgt die Erstbeladung mit Brennelementen mit von innen nach außen steigendem Anreicherungsgrad. Nach Ende des ersten Brennstoffzyklus (etwa 1 Jahr) wird jeweils nur das äußere Drittel des Inventars durch neue Brennelemente ersetzt, die im Laufe der folgenden Zyklen von außen nach innen umgesetzt werden. Neben diesem Ziel der gleichmäßigen radialen Leistungsdichteverteilung kann durch andere Kernbeladungen entweder der Abbrand der Brennelemente erhöht werden oder ein geringerer Neutronenfluss in der Nähe der Wand des Reaktordruckbehälters erreicht werden.

Das Wasser im Sekundärkreislauf steht unter einem Druck von etwa 70 bar, weshalb es an den Heizrohren der Dampferzeuger erst bei 280 °C verdampft. In einem Kernkraftwerksblock der in Deutschland üblichen elektrischen Leistung von 1400 MW beträgt die dabei entstehende Dampfmenge für alle Dampferzeuger zusammen etwa 7000 Tonnen pro Stunde. Der Wasserdampf wird über Rohrleitungen in eine Dampfturbine geleitet, die über den angekoppelten Generator elektrischen Strom erzeugt. Danach wird der Dampf in einem Kondensator niedergeschlagen und als Wasser mit der Speisepumpe wieder den Dampferzeugern zugeführt.

Der Kondensator wiederum wird mit Kühlwasser, meist aus einem Fluss, gekühlt. Je nach Anfangstemperatur und Wasserführung des Flusses muss dieses Kühlwasser, bevor es in den Fluss zurückgeleitet wird, seinerseits wieder abgekühlt werden. Zu diesem Zweck wird ein Teil des Kühlwassers in einem Kühlturm zum Verdunsten gebracht. Dadurch entstehen bei manchen Wetterlagen weiße Wolken über den Kühltürmen.

Druckwasserreaktoren besitzen einen Wirkungsgrad von 32–36 % (wenn man die Urananreicherung mitrechnet), also sehr ähnliche Werte wie ein KKW des Typs Siedewasserreaktor. Der Wirkungsgrad ließe sich um einige Prozentpunkte steigern, wenn man die Dampftemperatur wie bei Kohlekraftwerken auf über 500 °C steigern könnte. Die maximale Temperatur des Primärkühlmittels ist durch das verwendete Prinzip des unterkühlten Siedens auf Temperaturen unterhalb des kritischen Punktes begrenzt und somit sind derartige Frischdampftemperaturen bei einem konventionellen Druckwasserreaktor nicht realisierbar.

Ausführungen des Druckwasserreaktors sind zum Beispiel der von Siemens in den 1980er Jahren in Deutschland gebaute Konvoi, der von Framatome in Frankreich gebaute N4 und der sowjetische WWER. Areva NP baut zurzeit in Olkiluoto (Finnland) einen Europäischen Druckwasserreaktor (EPR), eine Weiterentwicklung der Konvoi- und N4-Kernreaktoren.

Druckwasserreaktoren haben bereits eine lange technische Entwicklung hinter sich. Dieser Reaktortyp wurde zunächst in großen Stückzahlen zum Antrieb von Kriegsschiffen wie der Nimitz-Klasse gebaut. Die erste Anwendung für friedliche Zwecke war das 1957 fertiggestellte Kernkraftwerk Shippingport, USA, mit einer Leistung von 68 MW.

Der Reaktordruckbehälter eines Druckwasserreaktors ist von einem oder mehreren ineinander geschachtelten Sicherheitsbehältern (Containments) umgeben. Die Sicherheitsbehälter haben keine betriebliche Funktion, sondern dienen dem Abschluss verschiedener Betriebsbereiche gegeneinander und nach außen.

Die inneren Sicherheitsbehälter haben bei den in der Auslegung (siehe Auslegungsstörfall) berücksichtigten normalen oder besonderen Betriebszuständen die Sicherheitsfunktion, den Austritt von radioaktivem Dampf oder radioaktivem Gas auf möglichst kleine Mengen zu beschränken. Die äußeren Sicherheitsbehälter sollen außerdem eine Fremdeinwirkung von außen auf den Reaktor verhindern.

Die Auslegung der Sicherheitsbehälter erfolgt nach Modellen für die jeweiligen Betriebszustände. Der Sicherheitsbehälter ist für einen bestimmten maximalen Druck von innen und für eine bestimmte maximale Einwirkung (Impulsbelastung) von außen bemessen.

Ältere KKW besitzen lediglich ein Betriebsgebäude, das Wettereinwirkung auf die Anlage verhindert, haben aber keinen Abschluss gegen Dampfaustritt, keine Schutzfunktion bei explosionsartig erhöhtem Baum und keine Schutzfunktion für Kake eines Flugkörpers.

• Liste der Kernkraftwerke

1. ↑ Das Phasendiagramm von Wasser ist im unteren Teil des folgenden Bildes dargestellt, woraus sich aus der Linie zwischen Tripelpunkt und kritischem Punkt der zur Betriebstemperatur gehörige, viel kleinere Siededruck ergibt. Siehe [1]. Der Unterschied zwischen Druckwasser- und Siedewasser-Reaktor gibt in der Tat ein nicht-triviales Beispiel für die sog. Gibbssche Phasenregel: Beim Druckwasser-Reaktor beträgt die Zahl der Freiheitsgrade f=2; Betriebsdruck und Betriebstemperatur können unabhängig voneinander festgelegt werden und liegen ganz im Flüssigkeitsbereich des Phasendiagrammes. Dagegen legen sich beim Siedewasser-Reaktor der Siededruck und die Siedetemperatur gegenseitig fest, und der Betrieb bewegt sich genau auf der oben angegebenen Grenzlinie zwischen der Flüssigkeits- und der Dampf-Phase. In diesem Fall ist f=1.
2. ↑ Statistik der IAEO, abgerufen am 22. Dezember 2013 (englisch)
3. ↑ ENSI Beschreibung der Arbeitsweise verschiedener Kernreaktoren. (PDF; 21 kB) S. 6, abgerufen am 22. Dezember 2013. 
4. ↑ Leichtwasserreaktoren. Abgerufen am 7. Juli 2011.  Informationen der Österreichischen Kerntechnischen Gesellschaft

Commons: Schemazeichnungen von Druckwasserreaktoren – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Wiktionary: Druckwasserreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen