Lättvattenreaktorer.

Hej alla. Jag har en fråga och en diskussion att ta upp med er kunniga och intresserade.

Enligt vad jag har lärt mig så är det en omöjlighet att köra en lättvattenreaktor så hårt att den orsakar utsläpp av kärnbränsle eller andra ämnen i atmosfären.

Stoppar man kylvattnet så stannar klyvningen eftersom kylmediet även är moderator.
Kör man reaktorn för het så kokar helt enkelt moderatorn bort.
Laddar man fel bränsle så händer ingenting.
Laddar man spontanfissilt material så får man skylla sig själv, men det är ändå orealistiskt scenario.

Frågan är, kan någon här komma på en lagomt realistisk plan för att med hjälp av reaktorn och kraftverket självt på något sätt orsaka ett utsläpp?? - Jag tror faktiskt inte det.

Terrorism, krig och dylikt undanbedes ur era planer eftersom det då inte är en olycka utan mänsklig illvilja som något sker.

Frågan då. Finns det någon säkrare reaktortyp än LWR tankad med U-235?

Tjena, är lite småfull, kan inte svära på va ja säger o är inte helt hundra och skriver på iPad så blir kortfattad,
Om du med LWR menar PWR/BWR som vi kör i Sverige?? (mig veterligen finns ingen LWR)
Så om du tappar kylvattenflödet (system 318/321) så escalerar klyvningen då dess uppgift är att hålla temperatur och klyvning i sin ordning.. Stoppar man blir de full gas, (finns andra bariärer dock). Och en härd är inte ENDAST laddad ned u-235, Alla verk har sin specifika laddning. Varav nån % är u-235 resten u-238. Ska däcka, puss

Bra att du är småfull, man kommer på bra svar fort då.

Okej, helt rätt. men vin använder ju oss av lättvattenprincipen. Med lättvatten som moderator och som kylmedie/turbindrivning i första steg. må det vara tryckvatten eller kokvattenreaktor.

Har arbetat ett par år på svenska kkv, så kommer ja ihåg Detta i morgon ska ja svara ordentligt. Intressant ämne

Gör så. Tills vidare kan man ju försöka bygga på med vilka typer som är osäkra och vilka olika brister olika reaktorer har rent tekniskt.

När kylvattnet försvinner upphör ju modereringen av neutronerna, därmed minskar ju reaktiviteten. Det man ska komma ihåg är dock att radioaktiva sönderfall av fissionsprodukterna står för en ganska stor andel av den frigivna energin (7-8%), och de sönderfallen fortsätter även efter att fissionerna bromsats ned. Utan kylning är den energin tillräcklig för en härdsmälta.

För en sådan incident borde TMI vara ett ganska lämpligt exempel.

Edit: Det vore intressant att veta vad som händer om man kör på en PWR för fullt. Vad är det som pajar först? Där kokar ju inte vattnet lika lätt om det inte uppstår en läcka.

Utan att vara någon expert skulle jag kunna tänka mig följande scenario om man bortser från yttre påverkan typ kraschande jumbojets och raketer.

Säg att man förlorar allt kylvatten vilket leder till att modereringen försvinner vilket borde leda till att reaktiviteten blir negativ (samtidigt som styrstavar och borinsprutning inte fungerar). Då borde i alla fall effekten sjunka till närmare resteffektsnivå. Om sedan inga nödkylsystem fungerar borde den blottade härden smälta. Då kan man tänka sig att väldigt många radioaktiva partiklar (klyvningsprodukter) frigörs från bränslet.
Om dessa radioaktiva partiklar sedan läcker ut i reaktorinneslutningen vilket inte är otroligt eftersom vattnet har läckt ut kan man tänka sig att det blir en väldig varmt i hela inneslutningen, då kommer antagligen trycket byggas upp eftersom allt vatten kommer att förångas i inneslutningen.

När trycket blir för högt i inneslutningen öppnas en ventil och släpper ut övertrycket till ett system som kallas Filtra (i Barsebäck ialla fall, vet ej hur det är på PWR och övriga BWR). Det är en stor byggnad utanför verket som är fyllt med någon form av sten, när den radioaktiva ångan passerar genom stenfiltret kommer 99,8% av alla radioaktivapartiklar fastna på stenarena. Resterande 0,2% som kommer att släppas ut i atmosfären är ädelgaser typ xenon.

Detta är vad jag vet det värsta scenariot som de svenska kärnkraftverken är designade för. Man skulle kunna tänka sig att ventilen till Filtra inte fungerar. Då borde trycket kunna bli så högt att reaktorinneslutningen spricker. I en PWR kommer då den radioaktivaångan ut i atmosfören medan i BWR kommer ångan ut i reaktorbyggnaden som också måste gå sönder för att radioaktivitet ska komma ut i atmosfären.

Så i värsta fall borde radioaktiv ånga kunna komma ut som sedan blir vatten och faller ner i närområdet. Har svårt att se en så pass stor brand som i Tjernobyl skulle kunna uppstå och sprida aktivitet över ett större område, finns inget som kan brinna så mycket och länge som grafit i LWR?

Hoppas att detta tillför diskussionen något, kommer ej ihåg frågan efter att ha skrivit så mycket

Kupo: Det som kommer att gå sönder först i en PWR om man kör den för hårt är antagligen bränslet. Det kan uppstå en så kallad "filmkokning" om bränslet blir för varmt. Detta betyder att vattnet närmast bränslet kokar bort. Detta leder till att bränslet blir överhettat pga för dålig kylning och det kan då få skador. Antagligen blir det snabbstopp innan detta inträffar.

Hur en reaktor reagerar när det bildas ångbubblor runt bränslet beror till stor del på vilket tecken den så kallade void-koefficienten har. Är den negativ så minskar reaktorns reaktivitet om det blir så varmt (eller att flödet av kylvatten är så litet) att kokningen ökar och därmed ångbildningen. BWR-reaktorer har nästan alltid negativ VK så där minskar reaktiviteten om vattnet börjar koka kraftigare. Dock får man se upp om trycket ökar eller kylvattenflödet ökar och mängden bubblor minskar för då ökar reaktiviteten. PWR arbetar under så högt tryck så att vattnet inte kan koka och inga bubblor bildas vid normal drift så där brukar man konstruera reaktorerna med en mycket stor negativ VK just för att skydda mot kokning.
Se till exempel http://en.wikipedia.org/wiki/Void_coefficient