GE-Hitachi PRISM

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GE-Hitachi PRISM
GE-Hitachi-Prism-Reactor.jpg
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of the United States.svg Vereinigte Staaten
Entwicklungsjahr 1981
Entwickler GE Hitachi Nuclear Energie (GEH)
Hersteller GE Hitachi Nuclear Energie (GEH)
Auslegung
Reaktortyp Schneller Reaktor
Bauart Druckbehälter
Kühlmittel Natrium
Reaktivitätskoeffizient Fairytale up red.png positiv
Brennstoff
Brennstoff Metallbrennstoff
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der PRISM (ursprünglich kurz für Power Reactor Inherently Safe Module, seit 1994 für Power Reactor Innovative Small Module) ist eine von General Electric-Hitachi entwickelte Baulinie mit Brutreaktor der Generation IV. Hervorgegangen ist der Reaktor aus dem Integral Fast Reactor Program, im Rahmen dessen der PRISM als eines von zwei kommerziellen IFR-Konzepten neben dem SAFR entwickelt wurde und ab 1989 unter dem Term Advanced Liquid Metal Reactor (kurz ALMR) zur kommerziellen Reife entwickelt wurde. Im Jahr 1994 wurde zirka 3 Jahre vor Vollendung die Entwicklung des IFR von staatlicher Seite her aufgegeben. Auf dieser Basis entwickelte General Electric zunächst ab 1995 alleine eine kommerzielle und vergrößerte Version des PRISM, dem Super-PRISM (kurz S-PRISM), beendete diese jedoch im Jahr 2002. Im Jahr 2007 wurde die Entwicklung wieder aufgenommen auf Basis des Ausgangsdesign, dem PRISM Modell B.

Geschichte

Nachdem Anfang der 1980er Jahre aufgrund ungelöster Probleme und Sicherheitsbedenken das Kernkraftwerk Clinch River mit Brutreaktor storniert wurde, gab es seitens der Regierung Initiativen einen neuen schnellen Reaktor zu entwerfen, der dem Stand der Technik und modernen Bedingungen entspricht. Bereits 1981 wagte sich auch General Electric an den Entwurf eines solchen schnellen Reaktors, der unter der Projektbezeichnung PRISM geführt wurde und zunächst mit privatem Kapital entwickelt wurde. Für den Staatsauftrag wurde eine Ausschreibung abgehalten, bei der sich General Electric, Westinghouse und Babcock & Wilcox bewarben. Das Department of Energy gab im Oktober 1984 den Auftrag an General Electric einen Reaktor auf Basis seines PRISM zu entwerfen, mit dem exakten Auftrag, einen innovativen und modularen Reaktor mit Flüssigmetallkühlung zu entwerfen, der den Anforderungen der US-Regierung im staatlichen Brüterprogramm erfüllt. General Electric sollte innerhalb von 36 Monaten sein beworbenes Projekt, der PRISM, designreif entwerfen und bekam dafür im ersten Jahr einen staatlichen Zuschuss in Höhe von 6 Millionen US-Dollar. Bei dem Konzept handelte es sich lediglich um ein Kleinkraftwerk.[1]

Der Experimental Breeder Reactor II in Idaho

Die Anwendung von kleineren Kraftwerken wurde damit begründet, dass es den Energieversorgern eher möglich ist die Kapazität zu erreichen, die dem steigenden Bedarf am ehesten entspräche. Daher sah man für das Konzept vor eine Anlage mit drei PRISM auszustatten, die jeweils 135 MW Leistung liefern sollten. Der Clou an dem Konzept war, dass die einzelnen Modulsegmente in einer zentralen Werkshalle zusammengebaut werden und dann mit einem Leichter oder per Bahn zum Standort geliefert werden sollte.[2] Zielmarkt und bevorzugte Standorte waren vornehmlich Standorte, an denen sich abgebrannter Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren befinden, da der PRISM die entscheidende Möglichkeit haben sollte, das Restplutonium aus diesem Brennstoff zu nutzen, sowie Actinoide zu transmutieren um die die Menge an hochradioaktiven Abfällen zu minimieren. Veranschlagt wurden pro Reaktor rund 130 Tonnen an abgebranntem Kernbrennstoff für jeden Brennstoffzyklus.[3] Der Reaktor kann zwar aus dem abgebrannten Kernbrennstoff genug Brennstoff erbrüten, um sich selbst am Laufen zu halten, ist jedoch nicht dafür vorgesehen, andere Reaktoren mit dem erbrüteten Brennstoff zu versorgen.[1] Basis für die Technologie des PRISM ist tatsächlich eine bereits erprobte Technologie: Der Experimental Breeder Reactor II am Argonne National Laboratory, Teil des ambitionierten Integral-Fast-Reactor-Programms, diente als Referenzanlage. Daher war das Argonne National Laboratory auch teilweise an der Entwicklung des Designs beteiligt,[4] davon insbesondere die Entwicklung der wichtigen Teile des Kernreaktors: neben einem seismischen Isolationssystem an der Entwicklung eines Brennstoffwechsel- und Wartungssystems, Anordnung der Anlagenteile, Optimierung des Reaktorkühlsystems, des integralen Brennstoffaufbereitungsgebäudes und weiteren Anlagenteilen.[5]

Kooperation im Bereich des Reaktorkerns bestand auch mit Interatom, die eine Beurteilung des Kernaufbaus vornahmen. Belgonucleaire bewertete das Neutronenspektrum des Reaktors und verglich dieses mit europäischen schnellen Reaktoren und stellte fest, dass die Auslegung etwa den europäischen Standards entsprach mit einigen Anpassungen der Parameter aus US-Anforderungen. Auf Basis der dabei erkannten Schwachstellen an europäischen Brütern, insbesondere im Bereich der Einbringung von Actinoiden in den Kern, wurden Auslegungskorrekturen auf Basis des PRISM sowohl am Superphénix als auch am SNR-2 vorgenommen.[6] Die Entwicklung des PRISM Modell A zur Designreife wurde 1987 komplettiert und endete mit einer Prüfung des Designs durch die Nuclear Regulatory Comission (NRC) auf Lizenzierungstauglichkeit.[7] Die NRC stellte 1988 die Bewertung fertig und gab bekannt, dass die Lizenzierung des Reaktors generell ohne Einschränkungen möglich sei und keine sicherheitstechnischen Beanstandungen bestünden.[8] Insgesamt wurde in den Entwurf des Designs, inklusive Endprüfung durch die Nuclear Regulatory Commission, eine Summe von 35 Millionen Dollar investiert, die ausschließlich von staatlicher Seite durch das Department of Energy kam.[9]

Entwicklung des Modell B (ALMR)

Aufgrund der positiven vorläufigen Designbewertung seitens der Nuclear Regulatory Commission gab General Electric bekannt, weiterhin Interesse zu haben, zusammen mit dem Department of Energy zusammenzuarbeiten und das Modell A in einem Modell B, als vollständig nutzbares Standard-Referenzmodell, für den Bau eines Prototyps am Idaho National Laboratory zu modernisieren. Zwar hat ebenso Modell A eine Baureife erreicht, jedoch gab es Verbesserungsbedarf hinsichtlich der wirtschaftlichen Aspekte. Eine Entscheidung sollte auf Basis einer föderalen Entwurfsberechtigung gefällt werden.[7] Neben dem PRISM wurden jedoch noch weitere Designs berücksichtigt, die zur Entwicklung eines zentralen ALMR führen sollten. Das Department of Energy erklärte, dass lediglich ein zentrales nationales Design zur weiteren Entwicklung gewählt werden sollte Im Juli 1988 entschied man sich letztlich für die Fortentwicklung des PRISM hin zum ALMR. Mit dieser Entscheidung wurde die Entwicklung des IFR-Teams als auch des PRISM-Teams zusammengelegt. Nebenprojekte wurden dennoch fortgeführt, nationale Priorität hatte jedoch die Entwicklung des PRISM.[10] De facto handelt es sich bei dem PRISM um die kommerzielle Version des Integral Fast Reactor,[11] obwohl es sich bei dem ALMR-Programm um ein zum IFR-Programm parallel laufendes Programm handelte. Das Department of Energy fällte jedoch die Entscheidung, die Hauptpriorität und die Finanzierung vornehmlich auf den PRISM umzulegen.[12]

Das Problem an dem Konzept war jedoch, dass die Entwicklungsphase erst Mitte der 1990er abgeschlossen werden würde und das Design frühstens in den ersten Jahrzehnten des 21. Jahrhundert die volle Baureife erreichen würde.[13] Dennoch erklärte die Nuclear Regulatory Commission 1990 in der abschließenden Stellungnahme zum Modell A, dass für die weitere Evaluierung unbedingt ein Prototyp errichtet werden sollte. Grund hierfür war insbesondere, dass die theoretischen Annahmen bei einem Verlust der Nachwärmeabfuhr und der Eigenbedarfsversorgung nicht eindeutig waren und dieser Vorfall unter realen Bedingungen getestet werden muss. Grund hierfür ist insbesondere die Frage, ob das Design allein durch seine inhärente Sicherheitseigenschaften auf ein richtiges Containment verzichten kann, insbesondere in dem Kontext, dass hochradioaktive Actinoide im Kern eingesetzt und zu Isotopen mit einer kürzeren Halbswertszeit umgewandelt werden. Schon eine Ladung an Actinoiden im PRISM kann nach Aussage von Bob Berglund, Manager von General Electric in der ALMR-Entwicklung, die Menge an Actinoiden eliminieren, die in allen rund 100 US-Leichtwasserreaktoren binnen eines Jahres erzeugt werden.[14] Als eines der größeren Probleme blieb jedoch seitens des Committee on Future Nuclear Power Development im Department of Energy die Kritik, dass beim Modell A ein positiver Voidkoeffizient vorherrscht, und zwar aufgrund der vorgegebenen Größe des Reaktors, um ihn auf Bahn, Straße und Schiff transportierbar zu machen. Hierzu war es nötig, einen hohen Kern mit einem relativ geringen Durchmesser zu haben. Um dieses Problem zu umgehen, wurde der Reaktorkern vergrößert und seine Höhe reduziert. Daraus resultierte ein größerer Reaktorbehälter, der zwar per Schiff und Straße noch transportierbar war, jedoch nicht mehr per Bahn. Positiver Nebeneffekt war aber, dass die Leistung der Anlage dadurch erhöht werden konnte.[15] An der Problemlösung beteiligte sich ebenfalls der japanische Reaktorbauer Toshiba, der Ende der 1980er Jahre als Teil des PRISM-Teams die Technik adaptierte und auf dieser Basis seinen Toshiba 4S entwickelte.[16]

Im Jahr 1995 kam es während der Budgetdiskussion im US-Kongress zu einer heftigen Debatte über die finanziellen Mittel, die für den IFR sowie für den ALMR aufgewendet wurden. Per Kongressbeschluss wurden die Mittel für beide Programme gestrichen, was das Department of Energy veranlasste, zirka drei Jahre vor Vollendung die Forschung und Entwicklung zu beenden.[17] Insgesamt wurden in das Design zu diesem Zeitpunkt 77 Millionen Dollar investiert.[9]

GE-finanzierte Fortentwicklung

Seitens General Electric gab es keine direkten Intentionen, das Design aufzugeben, weshalb das Unternehmen die Entwicklung privat weiterhin finanzierte. Ziel war es jedoch nicht, das technische Konzept weiter zu verbessern, sondern ein ökonomisch ausgeglichenes Kraftwerk zu schaffen, das auf dem freien Markt konkurrieren kann. Insbesondere ging es hier um den Anreiz, die bereits akkumulierten Mengen an radioaktiven Abfällen zu beseitigen. Auf der Basis des PRISM begann General Electric daher die Entwicklung des S-PRISM. Dabei handelt es sich um eine verbesserte Variante des Modells B, jedoch mit mehr Leistung und einem kompakteren Aufbau.[9] Der Reaktor wurde bis zur nahen Designreife bis ins Jahr 2002 entwickelt, jedoch nicht weiter erörtert. Im Jahr 2007 gab es seitens der Global Nuclear Energy Partnership ein Programm, in dem eine Reihe kleinerer Nuklearreaktoren bis hin zur Baureife fortentwickelt werden sollten. Auch General Electric begann erneut, sich um den PRISM Modell B zu bewerben.[18] Da er weit genug fortgeschritten war, wurde die Entwicklung wieder aufgenommen und die Designreife angestrebt, die zur nahen Baureife führen sollte. Das neue Unternehmen GE Hitachi legte dazu einen detaillierten Plan vor, der rund 20 Jahre benötigen würde. Nach diesem Plan sollte der Bau eines Moduls oder zusätzlich eines weiteren als Prototyp erfolgen und die Erprobung bis zur kommerziellen Reife stattfinden. In weiteren 10 Jahren wollte GE Hitachi die Designreife und den Bau mindestens eines Advanced Recycling Centers, eines Clusters aus drei PRISM-Blöcken und einer Wiederaufarbeitungskette, realisieren.[19]

General Electric strebte aktiv an, den Reaktor im Jahr 2011 bei der Nuclear Regulatory Commission lizenzieren zu lassen.[20] Seitens des US-Präsidenten George W. Bush wurde der Vorschlag von General Electric positiv aufgenommen und in ein Programm eingebracht, dass es seitens des Department of Energy ermöglicht, eine finanzielle Hilfe zur Vollendung des PRISM zu stellen. Für die gesamte Entwicklung wurden 396 Milliarden Dollar für die Förderung innovativer Energieprojekte dem Department of Energy zur Verfügung gestellt, von dem ein Teil in die Vollendung des PRISM investiert werden sollte. Ein schnelles Ende fand dieses Programm allerdings nach Wahl von Präsident Barack Obama, der kurz nach seiner Amtseinführung diese Förderung wieder strich, noch bevor die Entwicklung an irgendeinem Nuklearprojekt wiederaufgenommen werden konnte.[21] GE Hitachi begann daher erneut mit der privaten Fortentwicklung hin zur Designreife. Allerdings war die Zeit, in der der Reaktor wirklich bis zur Baureife entwickelt werden würde, nicht absehbar.[22] Das Department of Energy unterzeichnete jedoch im Oktober 2010 eine Absichtserklärung mit GE Hitachi über den eventuellen Bau eines Prototyps an der Savannah River site im US-Bundesstaat South Carolina, auch wenn der Reaktor noch nicht bei der Nuclear Regulatory Commission lizenziert sei, was sich jedoch als schwierig herausstellen würde, da die Savannah River site eine NRC-lizenzierte Nuklearanlage ist.[23] GE Hitachi erklärte im Jahr 2014, dass es keine aktuellen Pläne gebe, den PRISM für eine kommerzielle Energieerzeugung zu lizenzieren.[22] Mit der Absichtserklärung von Oktober 2016 zwischen GE Hitachi und Southern Nuclear änderte das Unternehmen seine Meinung und hob hervor, dass der PRISM durch die Betriebserfahrungen des EBR II sehr gut positioniert sei, sodass man die Lizenzierung fortsetzen kann und gleichzeitig als kritischer regulatorischer Teil ein Beispiel für die Lizenzierung von fortschrittlichen Reaktoren in den Vereinigten Staaten sein könnte.[24]

Technik

Die technische Beschreibung bezieht sich hauptsächlich auf das PRISM Modell B, da er das am meisten umworbene Produkt von GE Hitachi ist.[25]

Kreisprozess

Allgemeines Schema eines Schnellen Natriumgekühlten Reaktors in Poolbauweise

Beim PRISM handelt es sich um einen Schnellen Natriumgekühlten Reaktor mit drei Kreisläufen. Das Schema gleicht bis auf einige Abweichungen dem des Experimental Breeder Reactor II. Aufgeteilt ist die Anlage in zwei Teile: den nuklearen Sicherheitsbereich mit dem primären und sekundären Natriumkreislauf und den Dampfkreislauf als tertiärem Kreislauf.

Das Kühlmittel Natrium wird im Primärkreislauf, das bedeutet: im Reaktorbehälter, unter einem fast atmosphärischen Druck über die beiden Wärmetauscher in den Reaktor geleitet und durch die magnethdrodynamischen Pumpen wieder um 180 ° umgekehrt nach oben gepumpt, wo der Natriumfluss ein weiteres Mal um 180 ° umgekehrt wieder in den unteren Bereich des Reaktors geleitet wird. Dort wird die Flussrichtung erneut umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird und sich das Natrium von etwa 360 °C auf ungefähr 499°C aufheizt. Von dort aus zirkuliert es weiter durch den oberen Bereich des Reaktorbehälters in die ebenfalls im Reaktorbehälter positionierten integralen Wärmetauscher. Durch deren Durchlaufen wird das Natrium wieder auf ungefähr 360 °C abgekühlt und erneut durch den Reaktor geleitet. Der Massenstrom durch den Reaktorkern beträgt bei einer Nennleistung von 840 MWth etwa 5,4 Kubikmeter pro Sekunde.[25]

Während der Primärkreislauf nur die Aufgabe hat, die Wärme aus dem Kern aufzunehmen und an einen sekundären Natriumkreislauf zu übertragen, dient der sekundäre Kreislauf primär als Sicherheitsschleife. Bei einem Natriumleck zwischen Primär- und Sekundärseite wird verhindert, dass Wasser mit dem Natrium im Reaktor in Kontakt gerät und reagiert. Desweiteren wird bei einem Leck zwischen Sekundär- und Tertiärkreislauf verhindert, dass bei einer Reaktion zwischen Natrium und Wasser radioaktives Natrium aus dem Reaktor in Kontakt gerät. Der Sekundärkreislauf nimmt die Wärme aus dem Primärkreislauf auf und erhitzt sich von 326 °C auf 477 °C. Der Massenstrom des Kreislaufs beträgt 5,1 Kubikmeter pro Stunde bei Nennleistung des Reaktors. Zusätzlich befinden sich im Sekundärkreislauf wichtige Komponenten wie das passive Wärmeabfuhrsystem, das sich um den Dampferzeuger herum befindet, in dem im Normalbetrieb der Kreislauf die Wärme an den Tertiätkreislauf abgibt und sich dabei wieder auf die Vorlauftemperatur von ungefähr 326 °C abkühlt.[25]

Im Tertiärkreislauf laufen alle Reaktorsysteme des einzelnen Blocks hinter dem Dampferzeuger zusammen. Je nach Typ sind es beim Modul A 3×471 MWth, bei Modul B 2×840 MWth und beim S-PRISM 2×1000 MWth. Vereint als gemeinsamer Dampfstrom kommt dieser am Turbosatz mit einer Temperatur von 452 °C an bei einem Druck von 147 Bar. Dort treibt der Dampf eine Kondensationsturbine mit einem Hochdruckläufer und zwei Niederdruckläufern an. Durch die hohe Temperatur und die effiziente Wärmeübertragung des Natriums ist es möglich, eine Heißdampfturbine einzusetzen, wie sie auch in konventionellen Kraftwerken verwendet wird. Die vereinte Kraft aus den beiden Reaktoren des Fallbeispiels, dem Modell B, reicht aus, um eine Nettoleistung von 622 MW in das Elektrizitätsnetz zu speisen. Das Wasser im Tertiärkreislauf wird durch den Kühlwasserkreislauf, der als Umlaufkühlung mit Zellenkühler ausgeführt wird, in den Kondensatoren gekühlt und mit dem Vorwärmer auf eine Speisewassertemperatur von 216 °C erwärmt. Hinter der Pumpenanlage des Maschinenhauses teilt sich der Kühlwasserstrom wieder auf die einzelnen Reaktoren auf und durchläuft erneut den Dampferzeuger. Der Kreislauf beginnt von vorn.[25]

Integrales Primärsystem (Reaktor)

Das Primärsystem der Anlage ist einzig und allein der Reaktorbehälter in Poolbauweise. In ihm befindet sich neben dem Reaktorkern auch die magnetohydrodynamischen Pumpen und die Wärmetauscher, die die erzeugte Wärmeenergie in den sekundären Natriumkreislauf übertragen. Eingeschlossen ist der gesamte Reaktordruckbehälter durch einen Stahlüberbau mit einem Drehdeckel für den Tausch einzelner Brennelemente. Zusätzlich gibt es Öffnungen für die Reinigung des Natriums, zur Aufbereitung des Schutzgases und für das Einführen von Reaktorequipment. Die Reinigung des Natriums erfolgt hauptsächlich während des Anlagenstillstandes. Dass das Natrium nicht erstarrt, wird durch die Modulbauweise garantiert, indem der jeweils benachbarte Reaktor im gleichen Block das Natrium auf Temperatur hält. Der Reaktorbehälter selbst sowie der Sicherheitsbehälter haben keinerlei Durchführungen und sind an der Unterseite jeweils stumpf verschweißt.[25]

Reaktorkern

Der Reaktorkern wird durch eine Trägerkonstruktion unterhalb der Brennelemente gehalten, die redundant aufgebaut ist und sich am unteren Ende des Reaktorbehälters sowie seitlich an der Wand des Behälters abstützt. Seitlich des Kerns erstrecken sich der Kernmantel und die Stützzylinder über die Höhe des Reaktorkerns sowie die seitlich des Reaktos befindlichen Lagerpositionen für entladene Brennelemente. Die 9 Steuerelemente des Reaktors sind an der Drehdeckeldurchführung befestigt, ebenso wie die Reaktorinstrumentierung und die Reaktorlademaschine.[25]

Im Gegensatz zu traditionellen Reaktoren mit Oxidbrennstoff verwendet der PRISM einen metallischen Uran-Plutonium-Zirkoniumalloy-Brennstoff oder einen Uran-Transuran-Zirkoniumalloy-Brennstoff. Der Metallbrennstoff des PRISM wird vor Ort durch das integrierte Wiederaufarbeitungszentrum hergestellt. Er besteht aus massiven gegossenen Brennstäben welche sich sich in einzelnen Hüllrohren befinden, die aus Edelstahl des Typs HT9 bestehen. Der Stahl ist bereits in anderen Brutreaktoren eingesetzt worden und zeichnet sich durch eine hohe Resistenz in einem harten Neutronenspektrum aus. Die Entwicklung dieses Brennstoffs war eines der wichtigsten Teilprojekte des IFR Programms, er ist für viele der vorteilhaften Eigenschaften der IFR Reaktoren einschließlich des PRISM veranwtwortlich.

Metallischer Brennstoff bietet zahlreiche Vorteile. Seine Wärmeleitfähigkeit etwa ist sehr gut. Vor allem enthält er kaum leichte Elemente, welche einen unerwünschten Moderationseffekt hätten. Probleme metallischen Brennstoffs sind jedoch einerseits der Phasenübergang des Metalls, wodurch sich der Brennstoff oberhalb einer bestimmten Temperatur schlagartig ausdehnt, und andererseits das sogenannte "Swelling", das Anschwellen des Brennstoffs mit zunehmendem Abbrand durch Spaltgasblasen, die sich im Brennstoff bilden. In einem porös gesinterten keramischen Brennstoff hingegen können die Spaltgase entweichen.

Um diese Probleme zu lösen, wurde beim IFR-/PRISM-Brennstoff ein Spalt zwischen Brennstoff und Hüllrohr vorgesehen, welcher zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit mit im Betrieb flüssigen Natrium gefüllt ist. Am oberen Ende des Hüllrohrs befindet sich eine Heliumblase. Dadurch kann das Anschwellen des Brennstoffs toleriert werden, ohne dass das Hüllrohr beschädigt wird.

Die Ausdehnung beim Phasenübergang dagegen wird als Sicherheitsfeature genutzt: Im Normalbetrieb bleibt der Brennstoff durch die gute Wärmeleitfähigkeit des Metalls und des natriumgefüllten Spalts zum Hüllrohr auf einer relativ niedrigen Temperatur. Kommt es bei einem Transientenstörfall zu einer Überhitzung, übersteigt er die Schwelltemperatur und dehnt sich aus. Die Ausdehnung des Kerns wirkt stark negativ auf die Reaktivität. Der Temperaturkoeffizient wirkt wie auch der Neutronen-Dopplereffekt sehr schnell, da er direkt im Brennstoff wirkt. Anders als der Dopplerkoeffizient wirkt er auch unabhängig von der Brennstoffzusammensetzung.

Durch den heterogenen Aufbau des Reaktorkerns ist es möglich, den Kern in mehreren Varianten zu modifizieren und ihn sowohl als Brüter wie auch als Brenner anzuordnen. In der Brenneranordnung kann der Reaktor mit waffenfähigem Plutonium betrieben werden oder Actinoide als Brennstoff nutzen. Im Brüterbetrieb ist es möglich, einen höheren Konversionsgrad zu erreichen. Er ist jedoch nicht dazu ausgelegt, neuen Brennstoff für andere Reaktoren zu erzeugen, begründet durch das harte Neutronenspektrum und durch die Tatsache, dass die Brennstoffe nach Einsatz im PRISM weitaus stärker radioaktiv sind als Brennstoffe aus konventionellen Leichtwasserreaktoren. Je nach Betrieb als Brenner oder Brüter muss der Brennstoff entsprechend angeordnet werden. Die einzelnen Brennstäbe werden zu einem hexagonalen Brennelement gebündelt.[25]

Insgesamt befinden sich im Reaktor 391 Elemente. In der Standardanordnung als Brenner sind es 84 Brennelemente in der inneren Zone und 108 Brennelemente in der äußeren Zone. Gesteuert wird der Reaktor mit zwölf Steuerelementen, von denen neun für die normale Regelung während des Leistungsbetriebs verwendet werden. Als Absorbermaterial wird Borcarbid verwendet. Gefahren werden die einzelnen Steuerelemente durch Schrittmotoren, was durch das automatische Kontrollsystem der Anlage erfolgt, die die Steuerelemente durch eine Schraube aus Blei in den Reaktor fahren. Die verbleibenden drei Steuerelemente dienen als Redundanz zur normalen Steuerung und nur zum vollständigen Abschalten des Reaktors. Die Elemente haben Magnetaufhängungen und fallen bei Spannungsverlust durch ihr Eigengewicht in den Kern. Ausgelöst werden können die Steuerelemente durch das automatische Kontrollsystem oder durch Überschreiten der Curie-Temperatur, die dazu führen würde, dass die Steuerstabverriegelungen an Magnetkraft verlieren und die Steuerelemente in den Kern einfallen lassen. Der Kern befindet sich zwischen 114 Reflektorelementen, umgeben von 66 Abschirmelementen. In der Mitte des Kerns befindet sich die Neutronenquelle. Die Standardanordnung als Actinoid-Brenner erfordert einen Plutoniummassenanteil von 11,3 % im inneren Kern sowie einen Massenanteil von 13,5 % im äußeren Kern. Der Transuranmassenanteil im inneren Kernbereich beträgt dann 18,9 %, im äußeren Bereich 22,7 %.[25]

Tabelle der verschiedenen Betriebsregime des PRISM:[25]

PRISM Mod-B Brennerkern.svg PRISM Mod-B Brueterkern.svg PRISM Mod-B Brueterkern.svg PRISM Mod-B Brueterkern.svg
Actinoiden-
Recycling
Gleichgewichtskern Brüter Waffenplutonium-
Brenner
Elementtyp
192 108 108 108            Brennstoffelemente
0 42 42 42       Innerer Brutmantel
0 42 42 42       Äußerer Brutmantel
12 (davon 3 Shutdown) 12 (davon 3 Shutdown) 12 (davon 3 Shutdown) 12 (davon 3 Shutdown)       Steuerelemente
1 1 1 1       Neutronenquelle
6 6 6 6       Gasexpansionsmodul
114 114 114 114       Reflektorelemente
66 66 66 66       Abschirmelemente
391 391 391 391 Summe
11,0 % innen
13,5 % außen
15,8 % 15,6 % 17,2 % Pu 239 und 241 Massenanteil
18,9 % innen
22,7 % außen
21,1 % 20,9 % 18,3 % Transuran Massenanteil
0,72 1,06 1,23 1,00 Konversationsrate
12 Monate 23 Monate 23 Monate 26 Monate Zykluslänge
87,51 MWd/kg 106,3 MWd/kg 103,2 MWd/kg 106,3 MWd/kg Abbrand (Durchschnitt)

Das Nachladen neuen Brennstoffs erfolgt in Intervallen zwischen 12 und 24 Monaten, je nach Brennstoffzyklus und Betriebsregime. Außerhalb des Kerns, jedoch im Reaktorbehälter, gibt es hierzu Lagerpositionen, in denen der entladene Brennstoff einen Brennstoffzyklus lang gelagert werden darf. Anschließend muss der Brennstoff in das am Kraftwerk vorhandene Wiederaufbereitungszentrum für die Aufbereitung transportiert werden. Dazu fährt die Lademaschine im Reaktor die Brennelemente aus dem Reaktor heraus und übergibt sie an eine Lademaschine außerhalb des Reaktors. Hierzu gibt es eine leckagefreie Verbindungsstelle, an der die Maschine außerhalb des Reaktors an die Maschine innerhalb des Reaktors andocken kann. Im gleichen Mechanismus, nur umgedreht, werden über die externe Lademaschine frische Brennelemente in die interne Lademaschine und dann in den Kern geladen. Der entladene Brennstoff wird nach Einlagerung in einem Transportbehälter im Wiederaufbereitungszentrum entladen, mit Dampf vom Natrium befreit, inspiziert und anschließend auf einem Rack mit Luftkühlung gelagert, bevor er wiederaufbereitet wird.[25]

Zusätzlich zu den Brennelementen, Steuerelementen, Abschirmelementen, Reflektorelementen und etwaigen Brutelementen gibt es sechs Gasexpansionsmodule (kurz GEM), die für die Reaktivitätskontrolle während eines Kühlmittelverluststörfalls ohne Schnellabschaltung benötigt werden. Relativ spät bei solch einem Zwischenfall kommt es zu einem Reaktivitätsschub aufgrund eines wichtigen Effekts: Durch den Kühlmittelverlust heizt sich der Reaktorbehälter auf und dehnt sich nach unten aus. Da der Kern zusammen mit der Trägerkonstruktion direkt mit dem Reaktorbehälter verbunden ist, die Steuerstäbe aber mit dem Behälterdeckel verbunden sind, führt das Ausdehnen nach unten dazu, dass sich der gesamte Kern zwischen den Steuerstäben absenkt, wodurch es zu einer Reaktivitätszunahme kommt. Innerhalb der GEM befindet sich ein Heliumgasspeicher, der sich je nach Druck des Heliums innerhalb des Elements bewegen kann. Je höher sich der Gasspeicher im Element befindet, desto höher ist der Natriumdruck im unteren Plenum. Fallen die Pumpen aus, sinkt der Gasspeicher nach unten und drückt die Natriumsäule, auf der er sich befunden hatte, zurück in das untere Plenum und verhindert so, dass das Kühlmittel durch Natriumsieden aus dem Kern herausgedrückt wird, und unterbindet so eine Reaktivitätszunahme. Jeder der einzelnen GEM kann die Reaktivität um rund 23 Dollar senken.[26]

Wärmetauscher

Im Reaktorbehälter befinden sich ganz außen die zwei Wärmetauscher, die die Wärme aus dem Reaktor in die sekundären Natriumkreisläufe übertragen. Die Zwischenwärmetauscher, in welchen die Wärme vom Primärkreis auf die Sekundärkreisläufe übertragen wird, sind wie bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut und werden im Gegenstrom betrieben. Das sekundäre Natrium durchströmt dabei die Rohrbündel, welche vom primären Natrium umströmt werden.[25]

Pumpen

In Paaren versetzt zu den Wärmetauschern befinden sich die vier Pumpen des Primärkreislaufes.[25] Weltweit selten ist hier der Einsatz von magnetohydrodynamischen Pumpen, die keine beweglichen Teile aufweist, sondern aufgrund elektrischer Induktion das magnetische Natrium mit dem Stromfluss in Bewegung versetzt. Der Vorteil dieser Pumpen ist, dass bei hoher Effizienz der Verschleiß minimiert werden kann. Die Idee ist nicht neu, da solch eine Pumpe testweise auch in der Sowjetunion im Kernkraftwerk Aqtau im BN-350 im sekundären Anlagenteil mit einer Förderkapazität von 3500 Kubikmetern pro Stunde eingesetzt wurde. Sie konnte eine Reduzierung des Drucks im Kreislauf von 3 Bar erreichen.[27] Seitens General Electric wurde bereits 1978 eine solche Pumpe für die Fast Flux Test Facility entworfen und gebaut, jedoch nie eingesetzt. Für das PRISM-Modell A wurde das Design überarbeitet und entsprechend angepasst. Jede Pumpe erreicht bei einer Förderkapazität von 2400 Kubikmetern pro Stunde einen Druck von 8,4 Bar im Primärkreislauf bei einer Effizienz von 42 %. Die Windungen erreichen dabei eine Temperatur von 400 bis 450 °C, haben jedoch kein externes Kühlsystem.[28] Für das PRISM-Modell B wurde die Pumpe entsprechend vergrößert, um den Kühlmitteldurchsatz von 5,4 Kubikmeter pro Sekunde zu erreichen.[25]

Sekundärkreislauf

Das Sekundärsystem dient als Sicherheitskreis zwischen dem radioaktiven Primärkreis und dem Wasser-Dampf-Kreislauf. Im Fall einer Leckage im Dampferzeuger kann es zu einer explosiven chemischen Reaktion von Natrium und Dampf bzw. Wasser kommen. Dabei muss eine Druckentlastung durchgeführt werden, um eine Zerstörung des Dampferzeugers zu vermeiden. Wären die Dampferzeuger im Primärkreis eingebunden, wäre das nicht ohne weiteres möglich, da dabei radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen würde. Innerhalb des Kreises befinden sich neben den Dampferzeugern und zwei magnethydrodynamischen Pumpen für den konventionellen Anlagenbetrieb auch das passive Wärmeabfuhrsystem und konventionelle Sicherheitssysteme für die Reaktoranlage. Sämtliche Rohre dieses Systems sind jeweils von einem zweiten Rohr umschlossen, um bei einer Leckage ein Austreten des Natriums in die Anlage zu verhindern. Zudem ist auf der gesamten Länge des Sekundärkreises ein Leckagewarnsystem installiert, das bei einem Natrium-zu-Luft-Leck anschlägt. [25]

Pro Reaktor gibt es zwei Sekundärkreislauf-Loops mit jeweils einer sekundären Hauptkühlmittelpumpe und einem Dampferzeuger. Pro Block gibt es daher beim Modell A sechs Loops, beim Modell B und S-PRISM vier Loops. Die sekundären Loops sind nicht miteinander verbunden und im Bezug auf die Nachzerfallswärmeabfuhr zueinander redundant.

Dampferzeuger

Der Dampferzeuger dient in erster Linie der Übertragung von Wärme in den tertiären Kreis und der Erzeugung von Dampf für den gemeinsamen Modulturbosatz. Jeder Reaktor besitzt zwei Dampferzeuger, die vertikal aufgerichtet sind. Sekundär dient er als Volumenregelsystem, um den Natriumstand sowie den Druck im Kreislauf aufrecht zu halten. Hierzu existiert im oberen Bereich des Dampferzeugers auf der Sekundärseite ein Ausdehnungsplenum, das mit Argon als Schutzgas gefüllt ist. Ja nachdem wie hoch der Druck des Argongases ist, kann der Druck erhöht oder gesenkt und das Kühlmittelvolumen kontrolliert werden. Auf der Tertiärseite gibt es zusätzliche Systeme für den Dampferzeuger, darunter den Inbetriebnahmerezirkulationstank mit Pumpe, ein Leckagedetektionssystem und die Hauptdampfventile zur Isolation des Dampferzeugers. Während der Dampferzeuger auf der Sekundärseite als Natriumtank dient, wird das Wasser des Tertiärkreislaufs erwärmt, indem es zwei Schleifen, geformt als Doppelhelix, zwischen dem Natrium durchläuft. Während das Natrium den Dampferzeuger von oben nach unten durchläuft, wird das Wasser von unten nach oben durch den Dampferzeuger geleitet.[25]

Tertiärkreislauf

Der Tertiärkreislauf umfasst hauptsächlich den Turbogenerator als Hauptkomponente, außerdem die Kondensatoren. Aufgrund mangelnder Angaben zum PRISM-Modell B wird hier die Beschreibung des S-PRISM angewendet.

Turbosatz

Der Turbosatz des S-PRISM wird mit Dampf aus den vier Dampferzeugern der beiden Reaktoren, zwei je Reaktor, versorgt. Der Heißdampf mit einer Temperatur von 462 °C wird zunächst in die zweiflutige Hochdruckturbine geleitet, anschließend durch Zwischenüberhitzer in die beiden Niederdruckläufer, die ebenfalls zweiflutig sind. Anschließend strömt der Restdampf in die Kondensatoren der Anlage. Der Turbogenerator erreicht eine eine maximale Nettoleistung von 804 MW, von der im Normalbetrieb nur 760 MW netto gefahren werden. Bei der Turbine und dem Generator handelt es sich um Hochgeschwindigkeitsläufer, die mit 3600 Umdrehungen pro Minute (60 Hz) oder 3000 Umdrehungen pro Minute (50 Hz) fahren.[29]

Sicherheitstechnik

Die äußerste Struktur um den Reaktorbehälter herum ist der Sicherheitsbehälter. Hierbei handelt es sich um eine Stahlstruktur, die den gesamten Reaktorbereich hermetisch versiegelt. Der Sicherheitsbehälter ist befüllt mit Helium, das als Schutzgas dient und während des normalen Betriebs der Anlage unter ähnlichem Druck wie die Atmosphäre steht. Zwischen dem Sicherheitsbehälter und dem Reaktorbehälter gibt es einen etwa 20 Zentimeter breiten Spalt, der mit Argon gefüllt ist, das unter etwas höherem Druck steht als das Schutzgas. Der Druckbehälter ist zusammen mit dem Reaktorbehälterdeckel verschraubt und durch eine Schweißnaht verschlossen.[25]

Subsysteme

Temperaturwerte bei Betrieb des RVACS und ACS, sowie bei alleinigem Betrieb des RVACS
  • Reactor Shutdown Heat Removal System (RSHR): Bei einer normalen Abschaltung beider Reaktoren, also des gesamten Blocks, wird die Nachwärmeabfuhr über den Turbinenkondensator über die Überströmleitung hergestellt.[29]
  • Sodium-Water Reaction Pressure Relief System (SWRPRS): Bei einer Leckage innerhalb des Dampferzeugers zwischen dem Sekundär- und Tertiärsystem wird dieses System bei einer Natrium-Wasser-Reaktion verwendet, um Primär- und Sekundärkreislauf vor einem Überdruck zu schützen. Steigt der Druck über die kritische Marke, wird eine Berstscheibe zerstört und das Natrium in einen Separatortank geleitet.[25] Normalauslösung dieser Berstscheibe liegt bei 20 Bar. Bei einem Ansprechen des SWRPRS löst sie allerdings bereits bei zirka 1 Bar aus.[29] Um etwaigen Wasserstoff zu eliminieren, sind Wasserstoffzünder angebracht. Zum Ablassen des Drucks dient ein Fortluftkamin. Um die beiden Reaktionspartner zu trennen, initiiert das SWRPRS die Isolation des defekten Dampferzeugers vom Tertiärsystem und lässt den Dampferzeuger ab. Zusätzlich wird Stickstoff in den Dampferzeuger eingegeben, um eine Schutzatmosphäre zu erzeugen.[25]
  • Auxiliary Cooling System (ACS): Während der normalen Revision eines einzelnen Reaktors, also nicht des gesamten Blocks, kann die Nachwärme nicht wie sonst über die Überströmleitung im Kondensator abgebaut werden. Um die Wartung eines einzelnen Reaktors zu ermöglichen, gibt es als sekundäre Wärmeabfuhrmöglichkeit das ACS als passives Nachwärmeabfuhrsystem. Beim ACS handelt es sich um eine Umbauung um den Dampferzeuger, der normalerweise zur Wärmeübertragung zwischen Sekundär- und Tertiärkreislauf dient. Durch die natürliche Konvektion der Luft wird die Oberfläche des auf Tertiärseite isolierten Dampferzeugers gekühlt. Damit kühlt sich auch das Sekundärkreis-Natrium ab, das sich darin befindet. Initiiert wird das passive Kühlsystem durch Öffnen einer Abzugsklappe im Abzugkanal des ACS.[25]
  • Reactor Vessel Auxiliary Cooling System (RVACS): Das passive Reaktorbehälter-Nachwärmeabfuhrsystem ist als Ergänzung des ACS gedacht und dient dazu, die Temperaturen im Reaktor unter den Auslegungsgrenzen zu halten. Im Rektorbehälter reicht für die effektive Wärmeabfuhr bereits eine natürliche Zirkulation des Kühlmittels aus. Wie das ACS nutzt auch das RVACS eine Luftkühlung, die durch Naturkonvektion über die Außenseite des Sicherheitsbehälters im Reaktorgebäude strömt, die Wärme dabei aufnimmt und anschließend über einen Fortluftkamin abgeleitet wird. In dem Fall, dass das Nachwärmeabfuhrsystem über das ACS vollständig ausfällt, reicht das RVACS zunächst nicht vollständig aus, sodass beim Verlust der Wärmesenke das Natrium an Temperatur gewinnt. Durch das Erwärmen steigt jedoch die Wärmeübertragungsfähigkeit des Argongases zwischen Reaktorbehälter und Containment, sodass bei einer höheren Temperatur die Nachwärmeabfuhr wieder gewährleistet wird.[25] Da das System immer in Betrieb ist und nicht abgeschaltet werden kann, entsteht beim Nennleistungsbetrieb ein Wärmeverlust von weniger als 0,5 MWth. Bei etwaigen Transienten führt dies allerdings dazu, dass während des Volllastbetriebs das Argon weit genug erwärmt ist, um die Wärmeentwicklung im Reaktor effizient abzuführen.[29]

Karenzzeit

Verlauf des Versuchs im EBR II, 1986: Nach Erreichen der Temperaturspitze sicherte sich der Reaktor durch seine Physik selbst und schaltete sich ab

Gängige Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktor benötigen bei gewissen Unfallszenarien eine externe Wasser- oder Stromzufuhr, um die Nachzerfallswärme abzuführen. Die Zeit zwischen dem Eintritt des Unfalls und der Notwendigkeit einer externen Hilfe wird dabei als Karenzzeit bezeichnet. Wieviel Zeit dem Personal und der Betriebsfeuerwehr dafür zur Verfügung steht, hängt von der Art der Anlage ab. Innerhalb dieser Zeit muss eine externe Wasser- und/oder Stromzufuhr aufgebaut werden, da es sonst zu einem auslegungsüberschreitenden Unfall kommt. Bei modernen Kernkraftwerken wurde diese Zeitspanne deutlich erhöht, um auch unter widrigen Bedingungen eine rechtzeitige Einspeisung zu gewährleisten. Aufgrund der Auslegung des PRISM ist die Karenzzeit fast irrelevant, da sich der Reaktor in den meisten Szenarien selbst abschaltet. Die hier aufgeführten Szenarien wurden bereits praktisch im Experimental Breeder Reactor II erprobt und deren Funktion nachgewiesen. Die Brennstofftemperatur erreicht dabei eine Spitzentemperatur von 920 °C und damit 200 °C unterhalb des Schmelzpunktes, bevor aufgrund der negativen Leistungsreaktivät Temperatur und Leistung des Reaktors sinken. Eine Kernschmelze ist auf dieser Basis praktisch ausgeschlossen. Das Natriumkühlmittel des Primärkreises erreicht dabei eine Temperatur von maximal 620 °C, durchschnittlich von 575 °C am Kernaustritt. Beim Modell B und S-PRISM ist ein Natriumsieden praktisch ausgeschlossen, da die Temperatur aufgrund der Kühlung durch das passive RVACS auf ein Maximum begrenzt wird.[30] Ein Natriumsieden kann hingegen beim Modell A nicht ganz ausgeschlossen werden, obwohl die Temperatur auf 954 °C begrenzt ist. Der konservative Siedepunkt wird bei abgeschalteten Umwälzpumpen auf 960 °C geschätzt und bei laufenden Umwälzpumpen (welche für einen höheren hydrodynamischen Druck im Kern sorgen) auf 1070 °C.[26]

  • Unbeabsichtiges Ausfahren aller Steuerelemente: In diesem Szenario wird angenommen, dass die Steuerstäbe aufgrund eines Defekts des Reaktivitätskontrollers durch die Schrittmotoren vollständig ausgefahren werden. Erst bei Erreichen des Endschalters des Motors stoppen die Steuerstäbe, ohne dass sie durch die zu dieser Zeit nicht zur Verfügung stehenden Reaktorschnellabschaltung wieder in den Kern fallen gelassen werden. Bei dieser konservativen Annahme geht man von einer Reaktivitätszunahme von 0,40 Dollar aus, 0,02 Dollar pro Sekunde, woraus eine Gesamtfahrzeit von 20 Sekunden resultiert, bis die Steuerstäbe aus dem Kern heraus die Endlage erreichen. Dies führt zu einer starken Leistungszunahme des Kerns auf 175 % der Nennleistung innerhalb von 40 Sekunden. Nach dieser Zeit erreicht der PRISM seine Leistungsspitze, die aufgrund des sich ausdehnenden Metallbrennstoffs und des Dopplereffekts begrenzt wird. Die Reaktivität des Reaktors wird dadurch negativ, die Leistung nimmt innerhalb der folgenden 100 Sekunden ab und stabilisiert sich auf 130 % der Nennleistung. Während der Spitze erreicht der Brennstoff eine Temperatur von 1030 °C, das Hüllrohrmaterial eine Temperatur von 715 °C und das Natriumkühlmittel eine Temperatur von 685 °C. Da abseits der Annahme die Auslegung des PRISM sich noch mal leicht unterscheidet, ist keine Reaktivitätszufuhr über 0,30 Dollar zu erwarten, womit die Spitze der Brennstofftemperatur bei 975 °C liegt. Das sind 56 °C unterhalb der konservativen Annahme und damit mit großer Marge unterhalb der etwaigen Gefahr eines Kernzerlegungsstörfalls oder eines Natriumsiedens.[26] Das Auftreten einer solchen Störung wird als sehr unwahrscheinlich angegeben, allerdings sichert sich der Reaktor auch in diesem Fall durch die negative Leistungsreaktivität und schaltet sich ab.[25][26]
  • Ausfall der Hauptwärmesenke: Das Szenario nimmt an, dass die Wärme aus dem Reaktor nicht mehr abgeführt werden kann, aber keine Reaktorschnellabschaltung stattfindet. Dieses Szenario ist jedoch irrelevant, da bei steigender Temperatur als inhärente Sicherheit die Leistungsreaktivität negativ wird, der Reaktor sich selbst abschaltet und in einen sicheren Zustand fährt.[25][26]
  • Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke: In diesem Szenario kann die Nachzerfallswärme nach der Reaktorschnellabschaltung nicht mehr regulär abgeführt werden. Dieses ist jedoch irrelevant, da bei steigender Temperatur als inhärente Sicherheit die Leistungsreaktivität negativ wird, der Reaktor sich selbst abschaltet und in einen sicheren Zustand fährt.[25]
  • Ausfall der Hauptwärmesenke und aller Pumpen: Das Szenario wird ohne Reaktorschnellabschaltung angenommen. Dieses ist jedoch irrelevant, da bei steigender Temperatur als inhärente Sicherheit die Leistungsreaktivität negativ wird, der Reaktor sich selbst abschaltet und in einen sicheren Zustand fährt.[25]

Kritik

Für das Modell A besteht durchaus die Gefahr, dass die inhärente Sicherheit durch passives Abschalten des Reaktors bei Verlust der aktiven Stromversorgung sowie der Nachwärmeabfuhr versagt und es zu einer Kernschmelze kommt. Dieses Problem wurde durch die Nuclear Regulatory Commission in der Sicherheitsanalyse des PRISM Modell A bestätigt. Das Fehlen eines Containments für dieses Modell wurde daher kritisiert.[31] Die Gesamtreaktivität wäre bei zirka 5β gelegen.[32] Ab Modell B konnte dieses Problem behoben werden durch Vergrößerung des Kerndurchmessers und Reduzierung der aktiven Kernhöhe.[15]

Ebenso wurde der Einsatz von Natrium als Kühlmittel seitens der Kernkraftgegnerin Helen Caldicott kritisiert, da es sehr reaktionsfreudig sei, wenn es mit Wasser in Kontakt komme. Außerdem reagiere es chemisch gegenüber Beton. Da ein Kern eingesetzt wird, der Plutonium im waffenfähigen Bereich verwendet, ist es durchaus möglich, dass bei Erreichen des Siedepunktes eine nukleare Explosion ausgelöst wird.[31] Diese Angabe bezieht sich auf Modell A; bei Modell B und dem S-PRISM ist ein Natriumsieden nicht möglich.

Steuerungstechnik

Der gesamte Betrieb der PRISM-Blöcke läuft weitestgehend automatisiert ohne Eingriff eines Operators ab. Das Steuersystem ist fast vollständig digitalisiert und mehrfach redundant ausgelegt. Gesteuert wird der gesamte Blockbetrieb von einer zentralen Schaltwarte. Das Reaktorschutzsystem der Anlage ist unabhängig von der normalen digitalisierten Steuerungstechnik und registriert Änderungen in den überwachten Parametern. Die einzige Funktion des Systems ist es, die Reaktorabschaltung zu initiieren sowie entsprechende Sicherheitssysteme des Reaktors zu aktivieren. Insgesamt gibt es dieses System pro Reaktor einmal, also pro Block zweimal. Es ist pro Reaktor vierfach redundant ausgelegt.[29]

Versionen

Insgesamt existieren drei Varianten des PRISM. Aktiv vermarktet werden allerdings nur die beiden Modelle A und B. Der S-PRISM ist kein aktives Angebot auf dem Markt.[25]

Parameter PRISM Mod-A PRISM Mod-B S-PRISM
Technische Daten
Reaktoren pro Block 3 2 2
Thermische Reaktorleistung 3×471 MW 2×840 MW 2×1000 MW
Generatorleistung 825 MW
Nettoleistung 465 MW 622 MW 760 MW
Nettowirkungsgrad 32,9 % 37,0 % 38,0 %
Elektrischer Eigenbedarf 65 MW
Projektierte Betriebsdauer 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre
Reaktoranlage
Reaktorbehälterdurchmesser 6,6 m 10,0 m 10,0 m
Thermische Reaktorleistung 425 MW 840 MW 1000 MW
Reaktoreintritttemperatur 329,44 °C 360 °C 363 °C
Reaktoraustritttemperatur 485 °C 499 °C 510 °C
Wärmetauschereintritttemp. 286,67 °C 326 °C 321 °C
Wärmetauscheraustritttemp. 443,33 °C 477 °C 496 °C
Energieblock
Dampferzeugertyp Helix Helix Helix
Turbinentyp TC-6F TC-6F TC-6F
Turbineneintrittdruck 66 Bar 147 Bar 177 Bar
Turbineneintritttemp. 282,22 °C 454 °C 468 °C
Speisewassertemp. 215,56 °C 216 °C 216 °C
[9][25][33][34]

PRISM Modell A

PRISM Modell A ist die kleinste Variante des Reaktortyps.[8] Diese Anordnung kann jährlich rund 35 Kilogramm an Actinoiden verbrauchen.[35][36][37] Durch die kleine Bauweise der Komponenten bietet das Modell A die Möglichkeit, per Bahn, Straße und mit einem Leichter transportiert zu werden, womit der Reaktor an praktisch jedem Ort weltweit errichtet werden kann. Das Seismikmodul ermöglicht den Einsatz des PRISM auch in erdbebengefährdeten Regionen.[38]

PRISM Modell B (ALMR)

Beim Modell B handelt es sich um die mittlere Größe des Moduls. Der Reaktor ist in der Lage, jährlich bis zu 71,9 Kilogramm an Actinoiden zu verbrauchen. Aufgrund der größeren Bauweise des Reaktors ist es nur möglich, ihn auf einem Leichter zu verschiffen oder auf der Straße mit einem Schwertransporter zu transportieren.[25]

S-PRISM

Der S-PRISM ist das größte Modell der Baulinie.[29][9] Gegenüber den Vorgängern wurde der Reaktor auf höhere Wirtschaftlichkeit getrimmt, weshalb auch Oxid- und Nitridkerne berücksichtigt wurden, die kostengünstiger sind als Metallkerne.[39] Der Reaktor ist in der Lage jährlich bis zu 84,63 Kilogramm an Actinoiden zu verbrauchen.[40] Obwohl der Reaktor kompakter aufgebaut ist, muss er ebenfalls mit dem Schiff transportiert werden.[41]

Bau und Konstruktion

Das Herzstück eines Blocks, die Reaktoranlage, ist gegen das Eindringen Dritter speziell geschützt. Sie ist umgeben von einem doppelten Sicherheitszaun und einer Fahrzeugbarriere. Sämtliches Personal, Fahrzeuge und Bahnanschlüsse werden zentral durch das Sicherheitsgebäude überwacht. Das Bahnsystem, an dem jeder Block zwei Anschlüsse besitzt, um jeden der beiden Reaktoren zu erreichen, dient hauptsächlich zum An- und Abtransport von Brennelementen zur und von der zentralen Wiederaufarbeitungsanlage. Ebenfalls im eingezäunten Sicherheitsbereich befinden sich das Reaktorgebäudelagerhaus, die Reaktorwartungsanlagen sowie das Lager für radioaktive Abfälle. Ebenfalls in diesem Bereich befindet sich das zentrale Kontrollgebäude, von dem aus einer gemeinsamen Schaltwarte heraus alle drei Blöcke gesteuert werden.[29]

Um die Anlage gegen Erdbeben zu schützen, gib es eine seismische Isolation des gesamten nuklearen Dampferzeugersystems. Das System inklusive der Sicherheitssysteme befindet auf der seismisch entkoppelten Plattform, die auf seismischen Isolationslagern ruht. Zwischen dem Fundament und der Reaktorinsel bieten die Lager einen flexiblen Schutz gegen horizontale Wellen. Dadurch besitzt die gesamte Plattform mehr Bewegungsfreiheit als bei einer starren Struktur. Verglichen mit einer entsprechenden Struktur ohne seismische Isolationslager wird die Einwirkung durch dieses System um den Faktor 3 reduziert.[25] Während bei den Modellen A und B jedes Reaktorsystem separat gelagert ist, sind beim S-PRISM die zwei Reaktoren eines Blocks gemeinsam auf einer Plattform mit 112 seismischen Isolationslagern gelagert.[29] Ähnliche Systeme sind bereits bei anderen Kernkraftwerken im Einsatz, beispielsweise im französischen Kernkraftwerk Cruas und dem südafrikanischen Kernkraftwerk Koeberg.[42]

Außerhalb des nuklearen Sicherheitsbereichs befindet sich das Maschinenhaus der Anlage, in dem die Turbogeneratoren der einzelnen Blöcke sowie weitere Hilfssysteme untergebracht sind. Von diesem Anlagenteil aus wird einerseits das chemisch aufbereitete Deionat für den Tertiärkreislauf aufbereitet, als auch die Anbindung an das Elektrizitätsnetz realisiert. Die Energie, die im Kraftwerk erzeugt wird, wird von hier aus in das Elektrizitätsnetz gespeist. Außerdem wird die Eigenbedarfsversorgung über die Hilfstransformatoren hergestellt. Optional ist die Anbindung an das Schienennetz möglich.[29]

Fuel Cycle Facility (FCF)

Die Fuel Cycle Facility ist eine optionale Einrichtung zur Entgegennahme und Aufbereitung abgebrannten Brennstoffs aus Leichtwasserreaktoren sowie der Konditionierung von Abfällen aus den abgebrannten Brennelementen der PRISM-Reaktoren. Die FCF ist in einem eigenen Sicherheitsbereich auf dem Gelände untergebracht. Sie besitzt eigene Hilfssysteme, sodass ein von den PRISM-Anlagen unabhängiger Betrieb erfolgen kann. Dennoch ist die Anbindung so gewählt, dass der Kernbrennstoff das Kraftwerksgelände in keinen Fall verlässt.[29]

Advanced Recycling Center (ARC)

Das Advanced Recycling Center ist ein von GE Hitachi angebotenes Komplettpaket bestehend aus PRISM-Reaktoren des Modell B und einer FCF. Es umfasst neben drei Reaktormodulen (sechs Reaktoren, 1866 MW) ein gesamtes Wiederaufbereitungszentrum. Entgegen der Einzelblocklösung handelt es sich beim ARC um ein vollständiges, auf Wirtschaftlichkeit getrimmtes Projekt, das anhand seiner Konfiguration, der Aufbereitung am gleichen Standort und der Wiederverwertung in den PRISM-Reaktoren konkurrenzfähig zu fortschrittlichen Leichtwasserreaktoren ist. Im Actinoiden-Recycling ist es möglich, durch dieses Gesamtpaket nahezu alle nutzbaren Isotope wiederzuverwerten. Übrig bleiben nur die Spaltprodukte, die eine weitaus kürzere Lagerungszeit erfordern als der in Leichtwasserreaktoren anfallende hochradioaktive Abfall.[25]

Marktpotential

Das Marktpotential des PRISM ist international begrenzt, dennoch für einige Länder attraktiv, die große Mengen Actinoiden aus dem Betrieb von Leichtwasserreaktoren angehäuft oder große Mengen waffenfähigen Plutoniums übrig haben, sowie für Neueinsteiger, die radioaktive Abfälle bereits von Beginn an vermeiden möchten.

Japan

Japan hat eine eigene Entwicklung im Bereich der Brutreaktoren, allerdings wurde der PRISM um die Jahrhundertwende 1999/2000 als Option für das Aufbrauchen der Plutoniumvorräte erwogen. Der Grund liegt darin, dass bis zu einem kommerziellen Brutreaktor aus japanischer Fertigung 20 Jahre mehr benötigt würden, während der PRISM bereits vorher die kommerzielle Reife erreicht hätte. Durch den langen Stillstand des Brutreaktors Monju gibt es zudem Verzögerungen im gesamten Programm, weshalb die Diskrepanz zwischen der Zulassung des PRISM und der Zulassung des ersten und zweiten Demonstrationsbrutreaktors größer wird.[43] Die Option des PRISM wurde seither nicht weiter erörtert.

Vereinigtes Königreich

Im Dezember 2011 gab GE Hitachi ihr Interesse bekannt, einen PRISM-Modell-B-Block in Sellafield zu errichten. Grund hierfür sind die großen Mengen waffenfähigen Plutoniums, das dort seitens des Vereinigten Königreichs angehäuft wurde. GE Hitachi machte diesen Vorschlag, nachdem die Regierung eine Lösung für die 112 Tonnen extrahierten Plutoniums aus Leistungsreaktoren und 28 Tonnen aus Übersee suchte. Bereits nach 45 bis 90 Tagen würde in etwa das Radioaktivitätsniveau abgebrannten Brennstoffs erreicht und binnen fünf Jahre das gesamte Plutonium in Sellafield verarbeitet werden. Nach Durchlaufen des PRISM ist es möglich, den Brennstoff in einer Wiederaufarbeitungsanlage zu recyclen und erneut im PRISM zu nutzen. Insgesamt bleibt jedes Brennelement rund sechs Jahre im Reaktor.[44] Im April 2012 erneuerte GE Hitachi das Angebot und warnte davor, dass das Gesamtinventar an Plutonium weiter steigen werde, allein 140 Tonnen davon aus der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoff aus Kernkraftwerken. Allerdings war die attraktivere Variante für die Regierung eher der Bau einer neuen MOX-Produktionsstätte für Leichtwasserreaktor-Brennstoff.[45] Um den Experteninput im Vereinigten Königreich zu stärken, unterzeichnete GE Hitachi mit der Universität Manchester eine Absichtserklärung.[46]

Seitens der Nuclear Decommissioning Authority (NDA) wurde neben dem PRISM auch der Enhanched CANDU 6 als Option genannt, der MOX-Brennstoff nutzen kann. Sowohl GE Hitachi als auch CANDU Energy wurden aufgefordert, genauere Details zu ihren Reaktoren und Angeboten zu übermitteln.[47] Nach Durchsicht der Angebote gab die Nuclear Decommissioning Authority im Januar 2014 bekannt, dass beide Reaktoren interessante Optionen seien. Jedoch blieb die Regierung nach wie vor bei der Variante, eine neue MOX-Linie zu errichten. Dennoch wollte die Nuclear Decommissioning Authority binnen der folgenden zwei Jahre die technischen Details zu den Anlagen genauer studieren und einen Vergleich zur Leichtwasserreaktor-MOX-Option erstellen.[48] Am 21. Juli 2014 unterzeichnete das spanische Unternehmen Iberdola mit GE Hitachi eine Absichtserklärung über die gemeinsame Zusammenarbeit den PRISM im Vereinigten Königreich zu errichten.[49]

Australien

Der südaustralische Premierminister Jay Weatherill rief im Februar 2015 die Nuclear Fuel Cycle Royal Commission ins Leben, die die Vor- und Nachteile sämtlicher Aspekte des nuklearen Brennstoffkreislaufs vom Abbau bis zur Entsorgung als Optionen für Südaustralien untersuchen sollte. Senator Sean Edwards erklärte daraufhin im März 2015, er wolle sich für die Einführung von Kernenergie im Bundesland Südaustralien einsetzen und dazu eine Vorlage bei der Royal Commission einreichen. Edwards Vorstellung ist, abgebrannte Brennelemente aus Anlagen im Ausland gegen Gebühr entgegenzunehmen, aus diesen Entsorgungsgebühren Reaktoren zu errichten und darin das Material aus den entgegengenommenen Brennelementen als Kernbrennstoff zu nutzen. Als Optionen wurden der PRISM, der französische ASTRID und der russische SWBR genannt. GE Hitachi ging allerdings eher von einer Gesamtlösung mit Advanced Recycling Center aus, die bei den anderen Konzepten in dieser Art nicht existiert.[50]

Edwards reichte seinen angekündigten Beitrag am 3. August 2015 bei der Nuclear Fuel Cycle Royal Commission ein.[51]

Die Kommission befragte am 30. Oktober 2015 Eric Loewen, Chief Consulting Engineer von GE Hitachi, über den PRISM, über den Aufbau der Anlage, den Brennstoff, die Abfälle und die Kosten. Aufgrund der begrenzten Transportfähigkeit des Modells B unterbreitete GE Hitachi unter anderem die Option, das PRISM-Modell A zu verwenden.[52]

Vereinigte Staaten

Am 31. Oktober 2016 unterzeichnete GE Hitachi und die Southern Nuclear, eine Tochter der Southern Company, eine Absichtserklärung zur gemeinsamen Entwicklung und Lizenzierung des PRISM in den USA.[24]

Weblinks

Einzelnachweise

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  2. Nuclear Engineering International, Band 29, Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1984. Seite 2.
  3. European Nuclear Society, American Nuclear Society: Transactions of the American Nuclear Society, Bände 47-49, Academic Press, 1984. Seite 88.
  4. United States. Congress. House, u.a.: Energy and Water Development Appropriations for 1986: Corps of Engineers, U.S. Government Printing Office, 1985. Seite 3195.
  5. United States. Congress. House, u.a.: Department of the Interior and Related Agencies Appropriations for 1986: Hearings Before a Subcommittee of the Committee on Appropriations, House of Representatives, Ninety-ninth Congress, First Session, Teil 7, U.S. Government Printing Office, 1985. Seite 792.
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  21. Phil Roach: Why Conservatives Are Always Right: Or What the Heck Has Happened to Common Sense?, Strategic Book Publishing, 2010. ISBN 1609760352. Seite 121, 122.
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  52. South Australia Nuclear Fuel Cycle Royal Commission: TRANSCRIPT OF PROCEEDINGS, 30.10.2015. Abgerufen am 04.11.2015. (Archivierte Version bei WebCite)

Siehe auch