AES-2006

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Die Bezeichnung AES-2006 (russisch АЭС-2006, englisch NPP-2006, deutsch inoffiziell KKW-2006) steht für ein in Russland entwickeltes Baulinien-Kernkraftwerk das mit einen WWER ausgestattet ist. Anlagen dieser Baulinie zählen zu den Kernkraftwerken der Generation III+.

Hintergrund

Baustelle des Kernkraftwerks Leningrad II mit AES-2006 in Version 491

Im Jahr 2006 hat Rosatom, die zivile Sparte des russischen Staatsunternehmen Atomenergoprom, das föderale Energieprogramm von 2007 bis 2015 und 2020 beschlossen, das vorsieht den Anteil des Atomstroms in Russland von 23 Gigawatt auf 33 Gigawatt zu erhöhen sowie Ersatzkapazitäten zu errichten als Ersatz von älteren Kernkraftwerken. Im Rahmen dessen legte noch im selben Jahr Gidropress, Hauptkonstrukteur des WWER und Atomenergoprojekt, Hauptdesigner der russischen Kernkraftwerke, den Entwurf eines Baureihenkernkraftwerks, basierend auf den bereits erprobten Technologien des AES-91 und AES-92, dem Staatskonzern vor. Es gab zwei Entwürfe: den von Atomenergoprojekt entwickelten WWER-1200/491, der hauptsächlich auf dem AES-91 basiert, das bereits seit 2006 im Kernkraftwerk Tianwan im Einsatz ist und den von Atomenergoprojekt Moskau entwickelten WWER-1200/392M, der hauptsächlich auf dem AES-92 basiert. Der Unterschied zwischen den Versionen 491 und 392M besteht in ihren Sicherheitssystemen. Während die Version 491 mehr auf aktive Sicherheitssysteme setzt, basiert die Version 392M mehr auf passiven Sicherheitssystemen. Aufgrund dessen hat das AES-2006 auch anfänglich kein festes Design. Welches Design endgültig zum Standard werden wird, soll sich nach dem Ende der Bauarbeiten und nach Betriebsaufnahme der ersten Reaktoren dieser Baulinien in Leningrad II und Nowoworonesch II entscheiden.[1]

Technische Beschreibung

WWER-1200/392M als AES-2006

Das AES-2006 ist mit einem WWER-1200 ausgestattet. Zur Verfügung stehen die Versionen 491 und 392M. Beide Reaktoren haben in der Grundkonstruktion die gleichen Leistungsdaten mit einer thermischen Reaktorleistung von 3200 Megawatt (MW) (Nominal 3212 MWth) und einer elektrischen Leistung von Nominal 1200 MW. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 121 Steuerstäben. Die Nutzungsdauer des Gebäudes und der Großkomponenten liegt bei 60 Jahre, austauschbare Teile haben eine Nutzungsdauer von 30 Jahren. Die Bauzeit eines solchen Kernkraftwerks liegt bei viereinhalb Jahren. Die Effizienz der Anlage liegt bei 35,7 %. Der Brennstoffwechsel eines solchen Reaktors ist alle zwölf bis achtzehn Monate nötig bei einen Abbrand von 60 bis 70 Megawatttage pro Kilogramm Uran. Bei einem Brennstoffwechsel mit routinemäßiger Wartung beträgt die Ausfallzeit 16 bis 40&nbap;Tage was während der gesamten Laufzeit einen Ausfall von etwa vier bis acht Jahre verursacht. Die passiven Sicherheitssysteme sowie die Unfallschutzsysteme des Reaktors wurden so ausgelegt, dass unter allen Umständen der Reaktor über 24 Stunden ohne Betriebspersonal in einem sicheren Zustand bleiben kann. Das ganze Kraftwerk ist für ein Erdbeben der Stärke sechs bis sieben ausgelegt, wobei Großkomponenten die nicht ausgetauscht werden können für ein Erdbeben der Stärke acht ausgelegt sind.[1]

Neben diesen Einrichtung ist das Kernkraftwerk mit einem Kernfänger ausgestattet der im Reaktorgebäude direkt unter dem Druckgefäß untergebracht ist. Das Reaktorgebäude umgibt ein Doppelcontainment das Flugzeugabstürzen, Tsunamis und Wirbelstürmen standhalten soll.[2]

Sicherheitssysteme

Die Version 392M setzt im Gegensatz zur Version 491 mehr auf passive Sicherheitssysteme. Passive Sicherheitssysteme haben den Vorteil, dass sie oft nicht auf bestimmte Gegebenheiten wie beispielsweise Elektrizität angewiesen sind. Aktive Sicherheitssysteme haben dafür den Vorteil, dass die Wirkung oftmals effektiver und schneller ist.[1]

Die Version 392M besitzt für das aktive Notkühlsystem zwei Kühlkreisläufe mit einen Niederdrucksystem. Innerhalb der Kühlkreisläufe sind noch einmal mehrere Redundanzen vorhanden. Die Version 491 besitzt ein gleiches System wobei diese Kühlkreisläufe von einander getrennt sind und vier von ihnen vorhanden sind. Im Unterschied zur Version 392M besteht in allen vier Kühlkreisläufen weitere vier Redundanzen. Als passives Notkühlsystem besitzen beide Versionen ein vierfach ausgelegtes System. Beide Versionen verfügen über ein Notboriersystem um die Kettenreaktion zu unterbrechen, die allerdings baulich unterschiedlich sind. Im Falle eines Kühlmittelverlust besitzt nur die Version 491 vier spezielle im Reaktorgebäude oben gelagerte Tanks, durch diese das Speisewasser in den Primärkreislauf gelangen kann. Die Version 392M besitzt allerdings dafür ein Redundantes, mit zwei Kühlschleifen ausgelegtes Dampferzeuger-Notkühlsystem und ein passives Kernflutsystem. Für das Kernflutsystem gibt es vier Leitungen die direkt in den Reaktorkern führen. An jeder Leitung sind zwei Tanks mit Speisewasser angebunden, die sich an dem Containment außen befinden. Dadurch, dass diese oben gelagert sind kann das Wasser durch die Schwerkraft direkt in den Kern fließen. Beide Versionen besitzen ein passives Kühlsystem, wobei beide Versionen unterschiedliche Konzepte haben. Die Version 392M verwendet zum Kühlen Luft. Das Speisewasser wird dabei in vier Kühlschleifen, von der jede zwei Wärmetauscher besitzt, auf normale Temperatur zurück gekühlt und anschließend wieder in das System zurück geführt. Die Version 491 verwendet Wasser zum Kühlen. Dort wird das Speisewasser ebenfalls in vier Kühlschleifen gekühlt, allerdings mit 18 Wärmetauschern je Kühlschleife.[1]

Einsatz

Russland plant in großem Maße neue Anlagen dieser Baulinie zu errichten. Allerdings ist es auch geplant Anlagen nach China und in die Türkei zu Exportieren. Weißrussland möchten mit dem Bau einer solchen Anlage 2010 beginnen.[3][4][5]

Einzelnachweise

Siehe auch