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Druckwasserreaktor: Unterschied zwischen den Versionen

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Der '''Druckwasserreaktor''' (kurz ''DWR'', {{enS|''pressurized water reactor''}}, '''''PWR''''') ist der weltweit häufigste Typ eines [[Kernreaktor|Reaktor]]s zur Gewinnung von elektrischem Strom aus der [[Kernenergie]]. Er benutzt [[Wasser]] zur Kühlung und zum Abbremsen von schnellen [[Neutron]]en (siehe [[Moderator (Physik)|Moderator]]). Die [[Kernspaltung]] in den Brennstäben wird durch langsame Neutronen aufrecht erhalten. Dieser Reaktortyp ist als [[Leichtwasserreaktor]] (LWR) der weltweit häufigste Typ mit rund 300 von 400 Reaktoren.<ref>https://pris.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/OperationalReactorsByType.aspx</ref> Es gibt eine spezielle Entwicklung mit [[Schwerwasser]], die nur etwa ein Zehntel aller Reaktoren ausmacht. Kennzeichnend sind im Primärkreislauf ein hoher Druck von 154–160 [[Bar (Physik)|bar]] und Temperaturen bis 325 °C, sowie der Umstand, dass der Dampf im Gegensatz zum [[Siedewasserreaktor]] nicht im Reaktor selbst, sondern in [[Dampferzeuger]]n des Sekundärkreises erzeugt wird. Dadurch werden die Turbinen im Maschinenhaus nicht mit [[Radioaktivität]] kontaminiert, allerdings sind die Baukosten höher.
Der '''Druckwasserreaktor''' (kurz ''DWR'', {{enS|''pressurized water reactor''}}, '''''PWR''''') ist der weltweit häufigste Typ eines [[Kernreaktor|Reaktor]]s zur Gewinnung von elektrischem Strom aus der [[Kernenergie]]. Er benutzt [[Wasser]] zur Kühlung und zum Abbremsen von schnellen [[Neutron]]en (siehe [[Moderator (Physik)|Moderator]]). Die [[Kernspaltung]] in den Brennstäben wird durch langsame Neutronen aufrecht erhalten. Dieser Reaktortyp ist als [[Leichtwasserreaktor]] (LWR) der weltweit häufigste Typ mit rund 300 von 400 Reaktoren.<ref>https://pris.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/OperationalReactorsByType.aspx</ref> Es gibt eine spezielle Entwicklung mit [[Schwerwasser]], die nur etwa ein Zehntel aller Reaktoren ausmacht. Kennzeichnend sind im Primärkreislauf ein hoher Druck von 154–160 [[Bar (Physik)|bar]] und Temperaturen bis 325 °C, sowie der Umstand, dass der Dampf im Gegensatz zum [[Siedewasserreaktor]] nicht im Reaktor selbst, sondern in [[Dampferzeuger]]n des Sekundärkreises erzeugt wird. Dadurch werden die Turbinen im Maschinenhaus nicht mit [[Radioaktivität]] kontaminiert, allerdings sind die Baukosten höher (inbesondere auch durch das [[Containment]]).


==Geschichte==
==Geschichte==

Version vom 27. Juni 2025, 10:08 Uhr

Der Druckwasserreaktor (kurz DWR, englisch pressurized water reactor, PWR) ist der weltweit häufigste Typ eines Reaktors zur Gewinnung von elektrischem Strom aus der Kernenergie. Er benutzt Wasser zur Kühlung und zum Abbremsen von schnellen Neutronen (siehe Moderator). Die Kernspaltung in den Brennstäben wird durch langsame Neutronen aufrecht erhalten. Dieser Reaktortyp ist als Leichtwasserreaktor (LWR) der weltweit häufigste Typ mit rund 300 von 400 Reaktoren.[1] Es gibt eine spezielle Entwicklung mit Schwerwasser, die nur etwa ein Zehntel aller Reaktoren ausmacht. Kennzeichnend sind im Primärkreislauf ein hoher Druck von 154–160 bar und Temperaturen bis 325 °C, sowie der Umstand, dass der Dampf im Gegensatz zum Siedewasserreaktor nicht im Reaktor selbst, sondern in Dampferzeugern des Sekundärkreises erzeugt wird. Dadurch werden die Turbinen im Maschinenhaus nicht mit Radioaktivität kontaminiert, allerdings sind die Baukosten höher (inbesondere auch durch das Containment).

Geschichte

Erfinder des DWR war der US-Amerikaner Alvin Weinberg. Er wurde zunächst als Nuklearantrieb für U-Boote eingesetzt. Das erste größere Kraftwerk dieses Reaktortyps war ab 1957 das Kernkraftwerk Shippingport. Auch die KKWs der neusten Generation, die 2018 erstmals in der VR China ans Netz gingen, der EPR und der AP-1000, sowie der bereits vorher eingesetzte russische WWER-1200 sind mit Druckwasserreaktoren ausgestattet. Er gehörte jedoch bis 2024 zu den Reaktortypen mit den meisten Stillegungen, wovon 72 Leichtwasser- und 12 Schwerwasserreaktoren betroffen waren.[2]

Weblink

  • Text auf der Webseite der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

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