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Benutzer Diskussion:Segelboot

Aus Nucleopedia
Version vom 12. Oktober 2012, 14:48 Uhr von 10.0.1.47 (Diskussion) (Der Kernreaktor und seine Freunde: aw)
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SCWR

Hey, habe noch etwas gefunden, was eventuell unter die vierte Generation fallen könnte. Und zwar gab es 1972 einmal das Konzept des RBMK-SKD, der ebenfalls ein überkritischer Leichtwasserreaktor war. Das fortgeschrittene Projekt heute ist der RBMK-PU, der allerdings waffenfähiges Plutonium für den Betrieb verwendet. Mehr oder weniger ist das die aktuellste Weiterentwicklung des RBMK und RBMKP. Vielleicht sollte man den noch erwähnen? Beste Grüße TZV 20:11, 9. Mai 2012 (CEST)

interessant. vermutlich war das konzept dem CANDU-SCWR ähnlich, dh druckröhrenreaktor mit überkritischen wasser? das problem bei dem gen iv gelaber ist, das es quasi ex officio definiert wurde. ein rbmk-skd ist zwar superkritisch, aber damals gab es die gen iv idee noch nicht. das war auch bei dem THTR-300 so. Niemand würde die anlage als gen iv bezeichen, nur weil sie einen kugelhaufen und TRISO-brennstoff verwendete. Für die russische SCWR entwicklung (zb WWER-1700/393) ist der gedankenschritt sicher interessant, ich würde aber das gen 4 kriterium nur auf anlagen begrenzen, welche >2030 erscheinen bzw in der fachliteratur als gen iv bezeichnet werden. Solange nicht sicher ist, das der RBMK-PU gebaut wird würde ich mich hier zurückhalten, sonst hat man nur eine konzeptliste. Die gedankenspiele sollten wir aber bei Generation III erwähnen, dafür brauch ich sowiso noch deine hilfe. Gruß vom Segelboot 19:56, 10. Mai 2012 (CEST)
Nagut, der RBMK-PU ist ein Projekt, dessen Realisierung tatsächlich fraglich ist, während für den WWER-1700/393 aufgrund der Forschung eine Anlage sicher sein wird. Zumindest habe ich schon so halb die Vorgeschichte recherchiert, denn tatsächlich hat man sich mit der Entwicklung solcher Reaktoren in der UdSSR seit 1984 beschäftigt im Rahmen des BPWER-Programms (nicht zu verwechseln mit dem sowjetischen WPBER-Programm für sicherheitstechnisch fortschrittliche Wasserreaktoren) für hocheffiziente Reaktoren mit überkritischen Eigenschaften, die ebenfalls als Siedewasserreaktoren unter der WWER-Linie entwickelt wurden, so unter anderem der WWER-1500/358, der beispielsweise bereits Eigenschaften aufwies die einem Brutreaktor nahe kamen. Im Bezug zu Generation III oder III+ oder auch III++ ist das alles so eine Sache und schwer Einschätzbar. Auch im Bezug auf Generation IV übernimmt die IAEA nicht mal in die Beschreibung der fortschrittlichen Reaktordesigns im ARIS die genaue Generation. Das liegt wohl daran, dass die Hersteller auf Einschätzungen des Reaktordesigns eine Generation festlegen. Bestes Beispiel ist der EPR, der 1998 als Generation III-Modell auf dem Markt kam, jedoch nach der Überarbeitung der Leistungsmerkmale 2001 bis 2003 ohne direkte Designverbesserungen als Generation III+ geführt wird, wohl durch die dadurch verbesserten Betriebswirtschaft, da im Basismodell mit 1450 MW die Anlage genauso wirtschaftlich gewesen wäre wie ein Reaktor der zweiten Generation bei höheren Baukosten. Ich bin nur wenigstens froh, dass das mit den Evolutionär, Fortgeschritten oder Innovativ eindeutig festgelegt ist. Mal sehen, es gab bei der IAEA mal ein Dokument, das ich leider nicht wieder finde, über die Anforderungen der verschiedenen Generationen. Dadurch würde zumindest die Einordnung leichter fallen. Beste Grüße TZV 14:15, 11. Mai 2012 (CEST)
sowas: das und das? Der gravierendste unterschied ist sicher "Safety systems designed to cope with a set of DBAs" vs "Systems for mitigation of severe accidents". ich hatte schonmal irschendwo jelesen, dass das prinzip des auslegungsstörfalles in die tonne getreten wurde. Deshalb ist zb ein LOCA bei EPR auch wurst (kein funktionsunterschied in der wärmeabfuhr), sowie eine verlust der hauptwärmesenke (HWS) beim ESBWR oder AP1000 ziemlich egal ist. Interessant auch hier: It is worth recalling the role of the “European Utility Requirement” 11/EUR/ association (created in 1991) in this potential re-deployment. The EUR association includes 12 utilities, namely: British Energy (UK), Suez – Tractebel (BE), Electricité de France (FR), NRG (NL), IBERDROLA (ES), VGB PowerTech (DE), SOGIN (IT), Vattenfall (SE), TVO and FORTUM (FI), Swissnuclear (CH) and Rosenergoatom (RF). They bring together the major electricity producers in Europe with the aim to harmonise design targets and to fix the technical specifications for evolutionary LWRs, that is: Generation III. Soweit ich mich entsinnen kann (ohne quelle zur hand) wurden auch die karenzzeiten festgelegt: 30 min ohne operatoreingriff, 12 h ohne venting, 72 h ohne HWS. Gruß vom Segelboot 00:15, 12. Mai 2012 (CEST)
Nein, so etwas nicht, ich suche genauer ein Textdokument der IAEA selbst, das was du verlinkt hast sind Präsentationen, die sind mir persönlich für die Nutzung als Quellenangaben nur bedingt geeignet, da diese Dokumente oftmals von Länderverwaltungen ausgegeben werden oder gar von externen Personen. Dass der Auslegungsunfall in der Auslegungsbasis mehr oder weniger weggelassen wird finde ich schade. Die European Utility Requirements sind hinsichtlich der EU-Zulassung durchaus hilfreich, die Vorgaben werden aber immer noch von den Unternehmen vorgenommen. So erfüllen Werke die aufgrund ihrer Eignung für die Unternehmen die EUR-Vorgaben, allerdings oftmals nicht den sicherheitstechnischen Stand der einzelnen Länder. Beispielhaft ist der MIR.1200 oder das Basis-Modell AES-2006 mit WWER-1200/491, dass zwar die EUR-Bestimmungen erfüllt, auch hinsichtlich einer Selbstregelung des Systems von 24 Stunden, passive Kühlung über 72 Stunden ohne Eingriff des Operators und erst nach 72 Stunden nach heißlaufen des passiven Kühlsystems ein Venting nötig ist, jedoch technische Modifikationen verlangt hat, sodass der Reaktor als MIR.1200 auch in Tschechien Genehmigungsfähig ist, neben Systemmodifikationen besitzt der Reaktor auch dickere Containments, etc. Die EUR-Anforderungen mögen zwar Leitlinien sein, aber mehr nicht. So zumindest meine Meinung! ;) Beste Grüße TZV 14:28, 12. Mai 2012 (CEST)
stimmt, als leitlinien sind sie gut geeignet. mehr wird auch schwer sein, da die anlagen sehr verschieden sind. passive systeme und vorkehrungen bei kernschmelzunfällen haben aber alle....wenn auch bei manchen sehr rudimentär, zb APR-1400 und APWR, wo nur die reaktorgrube geflutet wird. Gruß vom Segelboot 16:58, 12. Mai 2012 (CEST)

Kernkraftwerke Haftung

Da ich mich wegen Buschehr mal wieder in einer Diskussion etwas im rechtlichen Wesen eingearbeitet hatte bzgl. Genfer Konvention und Angriffe auf nukleare Anlagen fiel mir auf, was ich damals auch verschwitzt hatte, die Haftungen einzuarbeiten bei einem etwaigen Unfall, dazu gehörend das Pariser Protokoll von 1960 und das Wiener Übereinkommen von 1963. Was dagegen wenn ich einen Entwurf unter Benutzer:TZV/Schreibtafel als Entwurf aufsetze, auch im Bezug auf Haftungssummen eine Tabelle anlege? Wenn du noch Infos zu hast, dann liste sie auf damit ich es mal durcharbeiten kann. Beste Grüße TZV 19:57, 14. Sep. 2012 (CEST)

als ergänzung zum artikel KKW? nur zu. Sonst fällt mir nur ein, das es noch den artikel gibt. --Segelboot 20:10, 14. Sep. 2012 (CEST)
Okay. Ich setze mal den Entwurf im Laufe des Wochenendes auf. Beste Grüße TZV 20:13, 14. Sep. 2012 (CEST)

Der Kernreaktor und seine Freunde

hehe, die lust weniger. Wir sollten vorher sowiso noch abklären, was in welchen artikel kommt

  • Kernschmelze für
    • die details wenns chremig wird, dh chronologischer ablauf bei LWR
    • das problem der nachzerfallswärme, darauf aufbauend
      • kernschmelze als Ziel, dh T_schmelz niedrig und gut isoliert: flüssigkernreaktoren und das problem das ein fester kern hier die anlage schrotten kann
      • Kernschmelze als Unfall, T_schmelz moderat und irrelevante isolation u leistundsdichte, festkernreaktor als unfallbeispiel
      • Kernschmelze als Unmöglichkeit, T_schmelz sehr hoch und schlechte isolation (gute wärmeabfohr durch die wände) u geringe leistungsdichte, Kugelhaufen als beispiel
    • liste mit kernschmelzen u häufigkeit
  • Nachzerfallswärme für
    • warumdas
    • beschreibung durch formeln und grafiken
    • erklärung des zusammenhanges nachkühlung-abklingbecken-trockenlagerung-endlagerung als prozess sich ständig verschlechternder wärmeabfuhr, in korrelation zur nachlassenden nachzerfallswärme. Hier rechnungen aufzusetzen wird mies, obwohl ich die vorlesung Wärmeübertragungsintensivierung an der uni belegt hab xD
  • Kernspaltung für alle auftretenden physikalischen prozesse. Denkbar wäre hier auch der titel Reaktorphysik, wobei ich den eher für die BKL auf K-spaltung und K-fusion freihalten würde. Dh wirkungsquerschnitt, kritikalität, physikbuch, formeln. Herleitung und rechenbeispiele

Dieser sinnlose Kommentar wurde als Beispiel hineingequetscht --Segelboot 18:34, 2. Okt. 2012 (CEST)

  • Spaltprodukt für den fission yield der entsprechenden Atome. Die IAEA hat dafür glaub ich datenbanken. Th, U sollten auf jeden fall mit ihrem yield in tabellenform rein, sowohl als schnelle direktspaltung und als thermische brutspaltung U, Pu. Vlt auch was zu Minore Aktinide wie Cu, Am, usw. Es wäre geil, wenn man die nachzerfallswärme auf basis des fission yield im artikel herbeirechen oder zumindest abschätzen könnte, dürfte aber mies werden.
  • Kernreaktor für den grundsätzlichen aufbau, statt physik wie oben eher ingenieurskunst. Alternativ auch BKL auf Kernfissionsreaktor und Kernfusionsreaktor.
    • hier sollten die roten stellen des Portal:Reaktortechnik aufgefüllt werden. Das dumme ist das manche anlagen wie flüssigsalzdingsbums nicht alle systeme haben. Trotzdem sollte hier kerngerüst, biologischer schild, Reaktordruckbehälter, brennstäbe usw rein. könnte eher ein übersichtsartikel werden, mit optimierungspotential und grenzen für einzelne designs, grafiken für leistungddichte etc
  • Kernbrennstoff wie bereits oben auf deiner disk-seite erwähnt ähnlich Nuclear_fuel, also eher chemisch und geometrisch betrachtet, ohne rtg usw
  • Uran als BKL zwischen Uranförderung und Kernbrennstoff. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten
  • Plutonium als BKL zwischen WAA und Kernbrennstoff. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten
  • Thorium als BKL zwischen Thoriumförderung und Kernbrennstoff. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten
  • Eine Liste der Reaktorbauarten oder -Reaktortypen oder wieauchimmer, mit allen denkbaren bauweisen. Zb Organisch gekühlt, gaskern usw ein endloses spiel. Quasi die XXL-version von dem, was du mit abkürzungen schon hier angeschnitten hast

Prinzipiell bin ich ein freund des aufteilens zwischen physikalischen dingen (zb spaltquerschnitt) und ingenieurslösungen (zb der RDB mit internals). Deshlab denke ich an eine BKL von Reaktorphysik auf K-spaltung und K-fusion, und von Kernreaktor auf Kernfissionsreaktor und Kernfusionsreaktor.

Wenn du kommentare zu dem obigen gelaber hast oder ergänzugen, quetsch es einfach dazwischen, sodass jeder fall separat diskutiert werden kann. Sonst geht wohl die übersicht verloren, wenn man später auf 75 cm text die themen zusammensuchen muss. Gruß vom auch im RL gut ausgelasteten Segelboot 18:34, 2. Okt. 2012 (CEST)

Also soweit bin ich da mit dir voll überein. Die Elemente wollte ich teilweise schon näher beleuchten, da kenne ich aber jemanden, der sich damit sehr gut auskennt, vielleicht hat er ja Lust, ich frage ihn mal. Die Bezeichnung Kernfissionreaktor würde ich außen vorlassen, denn das ist Denglisch und so in keiner deutschen Fachliteratur gängig. Der Begriff entstammte gegen Ende der 1970er Anfang der 1980er vornehmlich aus dem Grünenjargon aus schlechten Übersetzungen aus dem Englischen. Solange das nicht im Duden vorkommt, sehe ich keinerlei Handlungsbedarf diesen Begriff auch nur irgendwo einzuführen. Vielleicht bin ich hier auch ein Verfechter der deutschen Grammatik (wenn man von meinen Rechtschreibfehler absieht...*lalalal*) aber hier sollte man von den Begriffen doch korrekt bleiben. :) Liste der Reaktorbaurten ist zu ungenau. Die Bauart gibt ja an ob ein Reaktor als Druckbehälter, mit Druckröhren oder sonst wie ausgelegt ist. Du meinst den Reaktortyp, sprich ob es ein Leichtwasserreaktor, Schwerwasserreaktor, usw. ist. Vielleicht könnte man da eine Zusammenfassung im Artikel Kernreaktor vornehmen hinsichtlich der Bauarten und Typen. Es gibt zwar einige, aber so viele Typen gibt es gar nicht, die Liste würde sehr Überschaubar bleiben - zumindest wenn man von den Leistungsreaktoren ausgeht. Die Forschungsreaktoren und andere Reaktoren für andere Zwecke darf man nicht vergessen. Beispielhaft der Reaktor von Kodak, um mal was außergewöhnliches zu nennen! ;) Beste Grüße TZV 20:20, 2. Okt. 2012 (CEST)
schön. Ich würde trotzdem eine aufteilung zwischen physik und konstruktion vornehmen. Ich weiß, es heißt korrekt Kernspaltungsreaktor. Dann eben von Kernreaktor auf Kernspaltungsreaktor und Kernfusionsreaktor eine BKL machen. Bei der Liste der Reaktortypen würde ich grundsätzlich alles reinpacken was möglich ist, und schon man angedacht oder verwirklicht wurde. Allein bei den flüssigkernanlagen gibt es mit den AHR, MSR und LMFR schon drei wesentliche bauarten, welche sich auch in den sekundärkreisläufen und der kühlung unterscheiden können. Und ein sieder kann auch mit natrium, quecksilber oder wasser arbeiten. Da wäre eine liste mit kurzbeschreibung sicher nich verkehrt. Gruß --Segelboot 22:14, 2. Okt. 2012 (CEST)
Neja, ich schreibe jetzt schnell noch die alte Oma fertig, wo legen wir dann los? ;) Beste Grüße TZV 16:13, 3. Okt. 2012 (CEST)
Mann bist du motiviert, und das an einem feiertag...ich schlage vor das du hier auf einer konzeptseite mal mit Kernspaltungsreaktor anfängst. Da kann ich am wenigsten zu beitragen, außer mit meinen deutschkennTnißßeN xD. Als nächstes stand auf meinen Ein-Jahres-Plan eigentlich die Konversion Yellowcake -> Hex bzw HEX -> Yellowcake (UO2). Mein ursprünglicher plan dat janze in Anreicherung zu packen (oder U-Anreicherung, was aber etw kurzsichtig wäre, da auch kernfusion Lithium-Anreicherung benötigt und die nuklearmedizin isotope anreichert) habe ich aus gründen der zweckmäßigkeit fallen gelassen. Kernschmelze, Nachzerfallswärme, Spaltprodukt und Kernbrennstoff trau ich mir noch zu, spätestens bei Kernspaltung ist aber eine "Fusion der Fähigkeiten" nötig, und bei dingen wie Containment weißt du sicher mehr als ich. Geschickt wäre wie gesagt eine art schmierblatt in der nucleopedia wo wir beide editieren können und uns auf der disk-seite absprechen, da du nicht in der ökopedia auf meiner seite editieren kannst. Gruß vom Segelboot 17:54, 3. Okt. 2012 (CEST)
Neja, Motiviert... das sind Arbeiten die ich nebenbei erledige. Wenn ich wirklich keine Motivation habe, dann kommen solche Artikel raus wie Kernkraftwerk Fangchenggang! :D Okay, ich Arbeite da was bei mir auf der Spielwiese 1 aus, den DE-Artikel werde ich solange auf meinem PC archivieren. Containment habe ich mich einige Zeit sehr intensiv herein gearbeitet, reizt mich auch aktuell, da die ja in Crystal River durch ihre geniale Idee, ein Loch in das Gebäude zu scheniden um die Dampferzeuger zu tauschen. Jetzt steht das Teil kurz vor dem Kolapps weil die Spannseile des Spannbetons nachgeben. Kosten liegen jetzt schon bei Reparatur bei geschätzten 1,5 Milliarden US-Dollar, jetzt ist die Frage: Stilllegen oder doch Reparieren? ;) Rechnerisch können die die Kosten keinesfalls amortisieren. Beste Grüße TZV 19:23, 3. Okt. 2012 (CEST)
lol lege doch ne Spielwiese X an. Dann musst du den artikel nich aufn PC setzen. Crystal River hab ich mitgekriegt. Mein erster gedanke war: Schrottpresse + neubauen. Dann hat man 60 jahre was davon, statt 1,5-3,5 Mrd für maximal noch 20 jahre betrieb auszugeben. So hätte man bei 20 jahren abschreibung ca $ 1,7 ct/kWh zusatzkosten, bei 3,5 Mrd wären es sogar $ 4 ct/kWh. Wenn die anlage vorher brav für 5 ct/kWh 20 jahre lang eingespeist hat und ab 1997 mit 2 ct/kWh liegt sie heute bei ca. 3,7 ct/kWh LCOE. Das war ein griff ins klo, ein kohlekraftwerk wäre wirtschaftlicher gewesen. Gruß Segelboot 19:47, 3. Okt. 2012 (CEST)
Ja schon, aber ich denke das ist die einfachste Lösung, wenn ich jetzt mal über die Artikelruinen auf den anderen Spielwiesen, inklusive Benutzer:TZV/ChAES nachdenke, ohne am Schluss noch mehr Seiten zum Abstellen in Anspruch zunehmen. So gesehen bleibt die Version eh erhalten! ;) Ein Kohlekraftwerk steht ja neben Crystal River. Übrigens ist direkt nördlich der Anlage das Kernkraftwerk Levy geplant - aber aktuell vor dem Planungsstopp. :/ Beste Grüße TZV 19:54, 3. Okt. 2012 (CEST)

Die Basis sollte doch so okay sein, oder wie siehst du das? Hast du noch mehr Punkte zum Einfügen? - wenn ja dann füge sie ein. Wenn man schon fachlich sein will, dann bleibt es trotzdem bei Kernreaktor für die Spaltung und Thermonuklearer Reaktor für die Fusion! ;) Beste Grüße TZV 12:07, 4. Okt. 2012 (CEST)

Ich halte die GRS durchaus für fachlich kompetent. Da es in der vergangenheit nur spaltungsreaktoren gab liegt die versuchung nahe, kernreaktor pauschal mit spaltung zu assoziieren. Ich würde mich deshalb freuen, wenn du die oben genannte aufteilung beibehalten würdest. Der begriff Thermonuklearer Reaktor stammt wohl vom ITER, auch thermonukleare waffen beziehen einen teil ihrer energie aus kernfusionsprozessen. Es handelt ich aber um ein leerwort, da therme (=lat. warm) und nucleus (=lat. kern). Die Aufteilung in Kernspaltungsreaktor und Kernfusionsreaktor ist da wesentlich griffiger und naheliegender und wird, wie bereits gesagt, auch vom GRS verwendet. Und wer nach kernfusion sucht wird mit sicherheit nicht "Thermonuklearer Reaktor" in die tastatur hacken.
Beim Artikel verstehe ich net ganz was du mit der aufteilung zwischen "offen" und "geschlossen" meinst. Prinzipiell sollte der artikel "Kernspaltungsreaktor" (hähä) grundlagen vermittel, sowohl physikalisch, als auch ingenieurstechnisch. Man(n) sollte sich deshalb auf den kleinsten gemeinsamen spalter nenner verständigen, ohne dem artikel KKW oder Forschungsreaktor die popel aus der nase zu ziehen. Zb durch:
  • Geschischte vileischt was zu?
  • Aufbau
    • Kern
      • Kernspaltung, aufbau und moderation, sp-produkte
      • Steuerung, anfahren, abfahren (stäbchen, moderator, thermische expansion d B-stoffs)
    • Wärmeabfuhr/kühlung
      • leistungsreaktor, kreisläufe, notkühlung (rankine, brayton)
      • nulleistungreaktor, naturreaktor (dissipation von wärme durch die struktur)
    • Abschirmung
  • Nutzen
    • Energiegewinnung (Strom, wärme, Antrieb)
    • Forschungsreaktor (Wissen, medizin)
  • Klassifizierung von Kernreaktoren (blabla, vlt zur liste verlinken, so wie hier, oben als Liste der Reaktortypen)

ich weiß, ein artikel zum kernspaltungsreaktor (hahha) ist pekär, man kann alles oder nichts sagen. Vlt wäre es hilfreich einen MSR, LWR oder NatReaktor als blauen faden durch den text zu legen, um daran beispielhaft die einzelnen komponenten zu erläutern (brennstäbe, wasser bzw die zusammensetzung des salzes, der grafitkern etc [1]). Details wie hier mit rechnung u zahlen sollten sowiso in den artikel Kernspaltung. Die tabelle hier darf sich dann auch nützlich machen. Gruß vom übermäßig kreaktiven Segelboot 13:45, 4. Okt. 2012 (CEST)

Klar ist die GRS fachlich kompetent, das Wort kommt aber ebenso wenig im Duden vor wie Kernfissionreaktor. Der Begriff thermonuklearer Reaktor stammte vom Thesaurus der IAEA der ich hinsichtlich so etwas noch mehr Kompetenz zuweise. Hierzu vielleicht noch die Definition von Reaktoren. Von Kernfusionsreaktor (hähä, haha? :D) würde ich eher eine Weiterleitung anlegen. Der Unterschied zwischen offen und geschlossen ist einfach: Ist es ein geschlossenes System oder arbeitet der Reaktor in einem offenen Becken ohne Abschluss. Ob wich ein Artikel Forschungsreaktor wirklich lohnt ist schwierig, denn dann müsste man noch einen Artikel für Produktionsreaktor oder Isotopenreaktor anlegen. Diese Anlagen dienen nicht zur Forschung aber zu anderen Zwecken. Gerade hier kann man gut den Unterschied zwischen Reaktoren, die wegen ihrer Strahlung in Betrieb sind von Leistungsreaktoren, die dazu optimiert sind möglichst viel thermische Leistung auszuspeisen, zu differenzieren. Auch wenn ich mit dem PRIS-Admin diverse Unterhaltungen habe differenziert er zwischen Leistungsreaktoren, Produktuionsreaktoren usw. Eigentlich müsste man in dem Artikel wirklich die einzelnen Reaktorbauarten behandeln, sprich Druckbehälter, Wasserbecken, Druckröhren, Pool... und deren Zweck bzw. Aufbau. Gerade die Brutreaktoren sind da inhaltlich interessant, vielleicht könnte man da noch den Artikel Kernfänger die RDB-Kernfänger der Brutreaktoren besser erläutern, kann kann man sich bei den Reaktoren sonst gänzlich auf den Aufbau verlassen. Gerade bei der Erklärung eines Reaktors kann man schwer einen Nenner überein bringen. Alternativ könnte man auch nur eine Übersichtsseite anlegen und LWR, HWR, etc. einzeln behandeln, was wohl im Endeffekt einfacher ist da sie sich baulich eher gleichen als wenn man alle Reaktoren einzeln erläutern müsste. Dann könnte man einfachster weise nur eine Übersicht schaffen was bei einen Isotopenreaktor, Leistungsreaktor, Produktionsreaktor oder Forschungsreaktor der Unterschied ist, was da am ehesten verbreitet ist und dann hat man das gröbste.!? Beste Grüße TZV 16:27, 4. Okt. 2012 (CEST)
hmm das wort "Nutzen" könnte man durch "verwendung" ersetzen, und die unterkategorien "leistungsreaktor / Forschungsreaktor / Produktionsreaktor / Isotopenreaktor / Schulungs- bzw Unterrichtsreaktor / Naturreaktor" einsetzen, wenn sich eine unterscheidung lohnt. Und zu jedem ein paar warme sätze, und weiterleitungen. Die differenzierung zwischen offen und geschlossen halte ich für nicht hilfreich, da der FRM-II einen H2O kühlkreislauf verwendet, aber ein offenes D2O-moderatorbecken. Auch das D2O-Becken eines candu könnte theoretisch offen sein.
ich würde bei dem artikel nicht zu sehr ins detail gehen, weil wie du schon gemerkt hast sind die dinger zu unterschiedlich. Der artikel sollte meiner meinung nach nur grundsätzliches beantworten, zb: Was ist ein kernreaktor? Wie funktioniert er? wie ist er aufgebaut? (grob nur, dh spaltmaterial, mglw moderator, regelung, wärmeabfuhr). Für was wird er verwendet? Die Details, zb wie der brennstoff aufgebaut ist muss dann eben in unterartikel. Zur besseren verständlichmachung würde sich eben ein beispielsystem anbieten, das sich als blauer faden durch den artikel zieht. Ob das ein naturreaktor ist oder ein salzschmelzesystem wäre dabei egal. So könnte man erst allgemein was zu dem thema sagen, dann die konkrete umsetzung im beispielsystem aufzeigen und noch ein paar warme worte fallen lassen, wie das woanders aussieht...ohne sich zu verkünsteln. Gruß vom Segelboot 18:02, 4. Okt. 2012 (CEST) PS: Später werden sowiso unterartikel wie "Salzschmelzereaktor" oder "leichtwassereaktor" oder "Gasgekühlter Reaktor" nötig sein, um mehr in die details zu gehen
Neja, ich setze das morgen so um. Im Bezug auf Thermonuklerar Reaktor/Fusionsreaktor lasse ich später wenn der Artikel zur Debatte steht noch mal mit mir reden, aber vorerst lege ich diesen Artikel als Kernreaktor an, später kann man ihn immer noch rücken. Beste Grüße TZV 19:43, 4. Okt. 2012 (CEST)

ok xD --Segelboot 19:46, 4. Okt. 2012 (CEST)

Sei gegrüßt, du, ich schiebe den Artikel noch mal, ich muss mich erst wieder in das Thema richtig einarbeiten und setzte erst mal um wieder etwas mehr in die Technik/Physik herein zukommen nen anderen Artikel auf. Beste Grüße TZV 15:53, 8. Okt. 2012 (CEST)
kein problem, es gibt hier kein produktions-soll xD --Segelboot 17:21, 8. Okt. 2012 (CEST) PS: Um welchen artikel handelt es sich? --Segelboot 17:21, 8. Okt. 2012 (CEST)
Neja schon, aber wenn man sich damit länger nicht mehr beschäftigt hatte... ;) Ich dachte da an die AP-Reihe mit den CAP. Sind so gesehen mehrere Artikel, sind sich aber faktisch gesehen alle ähnlich, wenn auch abweichend. Danke da komme ich in Technik und Physik wieder ganz gut rein. Abgesehen davon finde ich es interessant, dass China mittlerweile sogar nan CAP2100 plant mit tatsächlich 2100 MW Leistung! :D Ich bin mir nur nicht sicher ob ich alle AP und CAP jeweils in einen Artikel packen soll oder alle Designs einzeln behandeln soll, zumal es da schon größere Unterschiede gibt. Alternativ habe ich auch überlegt den RBMK-Artikel zu vollenden. Was meinst du? Beste Grüße TZV 17:25, 8. Okt. 2012 (CEST)
hmm. Die reaktorserien abwr und ap600/1000/usw hatte ich mir eigentlich auf die lange bank gelegt, mit dem abwr irgendwann nächstes jahr. Die AP-serie hätte ich in AP1000 reingepackt, mit einem abschnitt "Versionen" analog zum epr. Die M310-serie kann man ja auch in cp0, cp1, und cp2, CPR-1000, usw unterteilen. Bei den russendesigns wirds schwerer, da hier leistung, baureihe und gebäude variieren. Wenn aber das standartdesign steht, zb aes-2006, sollte hier auch ein fetter artikel her um karenzzeiten, sicherheitstechnik, kreislaufsysteme usw näher zu beleuchten. Da gibt es eine schöne goldgrube [2]. Ich würde dir deshalb raten den RBMK-Artikel zu vollenden – schon aus eigeninteresse xD. Da der RBMK auch bei "Bereits gewusst" auftaucht, ergäbe sich hier eine zusätzliche motivation ;-). Ich kann auch mal zum spaltungsreakor was sehr grobes aufsetzten, vlt inspiriert es dich. Gruß vom die Kernschmelze begutachtenden Segelboot 18:04, 8. Okt. 2012 (CEST)
Na okay, dann mache ich mich an den RBMK, der wird ja eh nochmal unterteilt in zwei Artikel, RBMK-1000 und RBMK-1500, denn die unterscheiden sich auch beträchtlich, sowohl konstruktiv, als auch von der Auslegung. AES-2006 kann man nicht so einfach einen Artikel drüber schreiben, da es mehrere Variationen gibt. AES-2006/91 (das im PDF behandelt wird), AES-2006/92 und AES-2006M. Letztlich ist das AES an sich nur die Hülle, sprich das Gebäude, das allerdings nur mit bestimmten Reaktorsystemen ausgestattet werden kann. Der Begriff ist aber sehr verallgemeinert. Deshalb sollten die Reaktorsysteme schon einzeln behandelt werden außerhalb des Gebäudes. Mehr oder weniger ist das AES-2006 nichts weiter als eine Ausstattung des entsprechenden Reaktorsystems als der Reaktor selber. Neja wenn du meinst, dass mich das grobe inspirieren könnte... ;) Versuchs doch ^^ Beste Grüße TZV 19:10, 8. Okt. 2012 (CEST)

Soderle, der RBMK-1000 ist soweit fertig, wie du gemerkt hast. Da ist zwar noch Potenzial nach oben hin, aber das gröbste mit einigen Details ist drinnen. Im Bezug auf die WWER, weil du ja wegen dem AES-2006 gesagt hast, habe ich dir mal eine Aufschlüsselung mit den Standard-Gebäuden zusammengestellt, zumindest hinsichtlich alle ab dem AST-500. Diese Aufschlüsselung ist auch auf ältere KKW's anwendbar, diese Gebäude haben aber keine direkte Bezeichnung. Schau dir es mal an und vergleiche mal, wie viele unterschiedliche Leistungen und Modelle unter AES-2006 fallen, wenn du das mal mit der Vorlage:Navigationsleiste WWER vergleichst. ;)

AST-500 AES-U87 AES-88 AES-91 AES-92 AES-2006/91 AES-2006/92 AES-2006M AES-2010
V2X1 V3X0 V3X2 V3X1
V4X6
V4X8
V3X2
V4X0
V4X2
(V3X2B)
V4X1 V3X2M
V4X8
V5X1 V5X0

Übrigens ziehe ich kurz den Artikel über die Akadamik Lomonossow noch vor, da ich ansonsten nicht mehr in die Geschichte rein komme. Durch Insolvenz und Verkauf der baltischen Werke in Sankt Petersburg ist das ziemlich kompliziert geworden, zumal jetzt Spekulationen bestehen das Teil doch nicht in Wiljutschinsk sondern in Pewek anzulegen. Beste Grüße TZV 09:40, 12. Okt. 2012 (CEST)

lol ok. Ich meinte das standartmodell. Auch in Russland wird man wohl einen bestimmten typ x-mal bauen, analog zum abwr in jap, und nicht jedes modell als unikat. Mein gedanke war dieses standartmodell näher zu beleuchten. Wenn das ein WWER-1200/392M in AES-2006 ist, dann das. Gruß vom Segelboot 12:30, 12. Okt. 2012 (CEST)
Standardmodell gibt es so gesehen vom AES-2006 keines. Zumal das AES-2006-Standardmodell offiziell die V392M ist und die bereits von der V510, sprich dem AES-2010 ersetzt wurde. Die Sache ist eben, dass auch der WWER-1500 dem AES-2006 entspricht, der WWER-600 und der WWER-300. Man kann Ansicht in diesem Artikel nur das Gebäude und den Kraftwerksaufbau, sprich das Schema beleuchten, alles andere hat wenig mit Standard zu tun. Und dabei ist noch nicht mal die V491 beleuchtet, die faktisch auch im MIR.1200 zum Einsatz kommt. Das Gebäude selbst ist vom Aufbau her identisch, weshalb sich auch die Nummern gleichen, allerdings die Wandstärken anders ausgelegt sind und auch das Fundament umfangreicher ist um auch strengeren Vorschriften zu entsprechen. Mit dem ABWR oder dem EPR sind WWER hinsichtlich des Standardaufbaus nicht zu vergleichen. Zwar sind die Reaktorsysteme meisten ähnlich oder gar gleich (die zweite Ziffer der Versionsnummer), der rest unterscheidet sich aber schon. Die einzigen ABWR die bisher übrigens Baugleich sind, sind Kashiwazaki-Karwa 6 und 7. Alle anderen unterscheiden sich stark. Lediglich Visaginas wird vom Gebäude her genauso aussehen wie Ohma, allerdings mit weniger Systeme da die verbesserten Eigenschaften für MOX-Betrieb fehlen. Soviel zu baugleich, der Teufel liegt immer im Detail! ;) Beste Grüße 10.0.1.47 14:48, 12. Okt. 2012 (CEST)