WWER

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Die Bezeichnung WWER (russisch ВВЭР) steht für Wasser-Wasser Energie Reaktor (russisch Водо-водяной энергетический реактор anhörenBeschreibungsseite der Audiodatei mit Lizenzangaben), ein Leichtwasserreaktor der als Druckwasserreaktor in Druckbehälterbauweise ausgeführt ist. Der Reaktor verwendet Wasser als Moderator, als auch als Kühlmittel. Ab dem WWER-SKD und dem Super-WWER handelt es sich um Siedewasserreaktoren die aber nach dem gleichen Prinzip, nur ohne Dampferzeuger aufgebaut sind. Entwickelt wurden diese Reaktoren in verschiedenen Leistungsklassen, die von 210 MW über 1000 MW bis zu projektierten 1800 MW reichen. Normal gibt die erste Zahl in der Bezeichnung die Leistungsklasse an, während die zweite Zahl die genaue Reaktorversion angibt. Reaktoren dieser Linie kommen hauptsächlich in Osteuropa vor, bis auf vereinzelte Ausnahmen.

Baulinien

Die Beschreibungen der einzelnen Baulinien sind in eigenen Artikel zufinden:


Geschichte

Druckwasserreaktoren wurden erstmals in der Sowjetunion für den Einsatz auf Atom-U-Booten und dem Eisbrecher Lenin verwendet. Der erste Leistungsreaktor wurde erstmals 1964 im Kernkraftwerk Nowoworonesch zum Einsatz gebracht vom Typ WWER-210. Während dieser Zeit dachte man bereits größere Modelle mit mehr Leistung an, die allerdings aufgrund von Fertigungsproblemen erst später zum Einsatz kommen konnten. Als nächster Reaktor der WWER-Baulinie wurde der WWER-365 in Nowoworonesch errichtet. Dieser ist wirtschaftlicher als sein Vorgänger, jedoch waren die Kosten für eine kommerzielle Nutzung immer noch zu hoch. Ab 1970 nahmen jedoch die ersten beiden Reaktoren vom Typ RBMK im Kernkraftwerk Leningrad den Betrieb auf. Diese Anlagen brachten mehr Leistung, als Reaktoren der WWER-Baulinie. Für die Fertigung von WWER dieser Leistungsklasse war zu diesem Zeitpunkt, aufgrund der fehlenden industriellen Infrastruktur, noch nicht möglich. RBMK-Anlagen hatten wesentlich kleinere Bauteile und konnten von lokalen Unternehmen gefertigt werden, sowie direkt angeliefert werden. WWER-Anlagen benötigen große Komponenten, unter anderem einen Reaktordruckbehälter, weshalb die Fertigung und der Transport ein Problem für die damalige Maschinenindustrie der Sowjetunion darstellten.[1]

In den Jahren 1971 und 1972 nahmen in Nowoworonesch die ersten beiden WWER-440 den Betrieb auf. Diese wurden anfangs in großer Stückzahl von den Ischora-Werken in Sankt Petersburg gefertigt, später von Škoda. Ein großer Anteil davon wurde in die RGW-Länder exportiert, um keine knappen Rohstoffe wie Öl und Kohle an diese Verkaufen zu müssen. Der Verkauf an andere Länder war aus Sicht der Sowjetunion wirtschaftlicher, da die Preise dabei wesentlich höher lagen. Außerdem war der Export von RBMK-Anlagen in andere Länder nicht möglich, da die radioaktiven Emissionen wesentlich höher liegen, als bei den WWER-Anlagen. Dieser Grund, das fehlende Containment und weniger Sicherheitseinrichtungen als bei WWER-Anlagen führten dazu, dass solche Anlagen keine Genehmigungen in anderen Ländern erhalten hätten. In der Sowjetunion selber wurde der Bau von WWER-Anlagen als nicht wirtschaftlich angesehen. Die Erzeugung von Elektrizität war wesentlich teurer als bei RBMK-Anlagen, zumal die Verfügbarkeit bei Ausfallzeiten von bis zu 30 Tagen zu unwirtschaftlich erschien.[1]

Anfang 1970 wurde die Firma Atommaschinen (kurz Atommasch) in Wolgodonsk gegründet und deren Werke im Jahr 1976 in Betrieb genommen. Es war das erste Werk, das Großkomponenten für WWER in der Leistungsklasse von 1000 MW fertigen konnte. Allerdings gab es Bauschwierigkeiten am Werk, weshalb der erste Reaktor dieser Leistungsklasse erst 1980 in Nowoworonesch in Betrieb gehen konnte, was allerdings schon für 1978 angedacht wurde. Trotz der mittlerweile konkurrenzfähigen Wirtschaftlichkeit des WWER-1000 zum RBMK-1000, sah man den Bau von WWER-Anlagen innerhalb der Sowjetunion immer noch kritisch. Da der WWER-1000 mit einen höheren Druck arbeitet, hatte man einen Unfall befürchtet, bei dem große Gebäudeteile durch einen Bruch der Speisewasserleitung beschädigt werden könnten, wobei Radioaktivität entweichen würde. Deshalb wurde für den WWER-1000 erstmals ein Containment geplant. Trotz allem sahen die meisten Experten, vor allem auch die Konstrukteure des RBMK, keinerlei Vorteile gegenüber einem RBMK-1000, weshalb 1986 die Anzahl der RBMK innerhalb der Sowjetunion überwog. Allerdings waren zu dieser Zeit mit 25 Reaktoren an 13 Standorten weit mehr WWER-Anlagen angedacht oder im Bau, als RBMK-Anlagen. Alleine die Hälfte war für die Ukraine verplant.[1]

AES-Anlagen und passive Systeme

Bereits ab der WWER-1000 Version 392 wurde erstmals ein Reaktor mit leistungsfähigen passiven Sicherheitssystemen eingesetzt. Diese sollen auf Basis der Naturgesetze Sicherheit bieten, beispielsweise durch eine passive Wärmeabfuhr durch den Kamineffekt an einem Wärmetauscher, der am Containment angebracht ist. Da diese Systeme leistungsstärker und anspruchsvoller sind, auch hinsichtlich des Platzes und der Positionierung im Kraftwerk, wurden seither ganze Reaktorgebäude entworfen, die Platz für diese Systeme bieten und eine optimale Positionierung und Effizienz erreichen sollen. Bei den vorherigen Anlagen lassen sich aufgrund der Gebäudestruktur keine passiven Systeme nachrüsten, da die Gebäude nicht die entsprechenden Einrichtungen zur Verfügung stellen wie beispielsweise Platz für Wassertanks im oberen Bereich des Reaktorgebäudes oder Luftkanäle für den Kamineffekt, um die Wärme über Luftwärmetauscher passiv abzuführen. Die folgenden Versionen bieten alle entsprechende passive Systeme, weshalb auch entsprechende Reaktorgebäude hierfür entworfen wurden. Je nach Reaktorsystem und Sicherheitssystemen kommt ein anderes Gebäude zum Einsatz. Beim Design des AES-91 konzentrierten sich die Konstrukteure mehr auf aktive Systeme, beim AES-88 und seinem direkten Nachfolger, dem AES-92 entschied man sich eher für die Installation passiver Systeme, inklusive passiver Wärmeabfuhr. Die Basiskonzepte sind jeweils erhalten geblieben, jedoch fortan weiterentwickelt und optimiert worden.


Verbesserung und Evolution der Reaktorlinie

Im Jahr 2006 beschloss Rosatom das föderale Energieprogramm von 2007 bis 2015 und 2020. Im Rahmen dessen sollen Altanlagen durch neue Reaktoren ersetzt werden und zusätzlich neue Kapazitäten zugebaut werden, sodass im Jahr 2020 insgesamt 33 Gigawatt an installierte Leistung von Kernkraftwerken zur Verfügung stehen. Aufgrund dessen wurde ein neuer Leistungstyp des WWER-1200 entwickelt, der 1200 MW erreichen kann. Dieser Reaktor kommt im so genannten AES-2006 zum Einsatz, das die Basis für das föderale Energieprogramm bildet und im größten Umfang (20 bis 25 Reaktoren bis 2020) zum Einsatz kommen soll.[2] Der WWER-1200 bildet das Basisprojekt für die weitere Entwicklung von Reaktoren in einem modularen Design. Der WWER-1200 besitzt vier Kühlkreise. So kann jeder Kühlkreis im Primärsystem mit je einen Dampferzeuger genug Wärmeleistung aufnahmen, sodass damit 300 MW elektrische Energie erzeugt werden können. Auf dieser Basis wird ein zweikreisiger WWER-600 entwickelt. Ein zweites Design mit einer Wärmeaufnahme von je 600 MW je Primärkreis ist ebenfalls in Arbeit. So soll der WWER-1200A mit zwei Kühlkreisen die Basis für den WWER-1800 darstellen, der drei Kühlkreise erhalten soll.[3] Dadurch soll einerseits die Errichtungsdauer der Anlagen gesenkt werden, andererseits ist die Produktion von baugleichen Komponenten wesentlich schneller, einfacher und preiswerter realisierbar. Wichtig ist den Konstrukteuren dabei, dass alle Reaktoren dieses Typs den Vorgaben der Generation III+ entsprechen und mit einem Kernfänger ausgestattet sind. Um die Flexibilität der Reaktoren zu erhöhen sollen die folgenden Modelle alle für Grundlast und Lastfolge ausgelegt werden.[4]

Vermarktung

Die meisten WWER-Modelle wurden und werden international vermarktet. Ein Sonderfall stellt der WWER-1300/510 dar, der nicht auf wirtschaftlicher Basis errichtet wird, sondern zur Lastdeckung mit größtmöglicher Umsetzung aktiver und passiver Sicherheitssysteme. Rosatom vermarktet über Atomstroiexport weltweit Reaktoren des Typs WWER, in Europa werden diese Anlagen zusammen mit Škoda JS im MIR-Konsortium vermarktet, in Großbritannien geschieht dies durch Atomstroiexport, zusammen mit der finnischen Firma Fortum und der britischen Firma Rolls-Royce. Bei Exporten bietet Russland zudem an einen Lieferanteil bis zu 85 bis 90 % an dem Werk seitens des Käuferlands zu übernehmen. Diese 85 bis 90  % umfassen die Planung des Werkes, Projektmanagement, Bau- und Inbetriebnahmearbeiten, sowie die Ausbildung des Personals. Russland behält sich lediglich vor das gesamte nukleare Dampferzeugungssystem zu liefern, da dessen technische Expertise bei russischen Unternehmen bleiben soll. Ausgeschlossen ist dieser Anteil bei den beiden Konsortien in Tschechien mit Škoda, sowie in Großbritannien mit dem Rolls-Royce. Ein Sonderfall nimmt Fortum ein, da das Unternehmen seit den 1970ern noch als Vorgängerunternehmen Imatran Voima OY (IVO) bereits Kernkraftwerke mit dem Entwickler Gidropress projektierte.

Das Image von Reaktoren aus Russland ist aufgrund der vorangegangenen Geschichte in der Sowjetunion vorbelastet. Zwar bieten moderne Modelle der WWER-Linie viele Sicherheitsreserven und entsprechen dem fortschrittlichen internationalen Stand, ebenso bietet der WWER insgesamt über 1500 Reaktorjahre Betriebserfahrungen, dennoch bleiben Zwischenfälle und Unfälle in WWER-Anlagen aus der Sowjetzeit, die größtenteils auf schlechtes Betriebsmanagement und unstrukturierten Wartungsschwerpunkten zurückzuführen waren, eine Belastung für die Vermarktung dieser Anlagen. Ein Beispiel sind die Neuplanungen in Schweden, bei denen neben CANDU und Advanced Passive auch der WWER infrage kommt, am Standort Ringhals von Vattenfall. Zwar werden die russischen Anlagen technisch mit hohen Sicherheitsstandards beschrieben, allerdings würde die Akzeptanz dieser Anlagen in Schweden nur schwer erreichbar sein, weshalb die Anlagen keine Option darstellen.[5]

Aufschlüsselung der Versionsnummern

Reaktorsystem Version Generation Primärsystem Gebäude
WWER-440 213 2 1 3
WWER-1000 320 3 2 0
WWER-1000 392 3 9 2
WWER-1200 392M 3 9 2M
WWER-1500 448 4 4 8

Die Unterscheidung der verschiedenen Reaktorsysteme sowie der verschiedenen Versionen teilt sich normalerweise nach den jeweiligen Leistungstyp auf. So entspricht beispielsweise bei einem WWER-1000 die Zahl 1000 der Leistungsklasse der Reaktorlinie in Megawatt. Die eigentliche Leistung des Werkes kann sich zwar unterscheiden, zeigt aber so auf die Basis des Reaktorsystems. Die Version des jeweiligen Reaktorsystems, beispielsweise 392 besteht aus drei Ziffern. Die erste Ziffer gibt die WWER-Generation an, die nichts mit der allgemeinen Einstufung der Reaktorgenerationen zu tun hat, sondern die interne Entwicklungsgeneration angibt, in diesem Fall die 3 für die dritte Generation. Die zweite Ziffer gibt das eingesetzte Reaktordampferzeugungssystem an. Sofern in einer Generation eine Zahl doppelt vorkommt, jedoch der Leistungstyp unterschiedlich ist, handelt es sich zwar um die gleichen Komponenten, jedoch kann der Reaktor anstatt beispielsweise vier Kreise nur zwei besitzen. Diese Kombination tritt beispielsweise bei den Versionen 491 (WWER-1200) und 498 (WWER-600) auf. Die dritte Zahl gibt das Gebäude an in dem das Reaktorsystem untergebracht ist. Möglicherweise können nach dieser Nummer noch Buchstaben folgen, die sich direkt auf das Gebäude beziehen. Diese stehen für: IИмпровизированныйImprovisiert, BБольшийGrößer beziehungsweise Vergrößert, M - Модифицированный - Modifiziert. Ausgeschlossen von diesen Versionszuordnungen sind die ersten Prototypanlagen der Reaktorsysteme WWER-210 und 365. Bei diesen Zahlen handelt es sich um interne Nummern, weshalb eine Anwendung des Benennungsschemas nicht möglich ist.

Einzelnachweise

  1. a b c Zhores Medwedjew: Das Vermächtnis von Tschernobyl. In: Daedalus Verlag, Münster 1991 ISBN 389126030X
  2. Die Entwicklung der Kernkraftwerkstechnik in Russland von Jürgen Kraemer und Roland Richter, Berlin
  3. M.A.Bykov: Light Water Reactor in Russia. In: 15th TWG-LWR Meeting, Vienna, 26-28 July 2010. OKB “GIDROPRESS”. (PDF)
  4. Samuel A. Apikyan, David J. Diamond: Nuclear Power and Energy Security. In: NATO science for peace and security series: Physics and biophysics. Springer, 2009. ISBN 9048135036
  5. The Local: Russian nuclear reactors in Sweden a hard sell, 21.03.2014. Abgerufen am 21.03.2014. (Archivierte Version bei WebCite)

Siehe auch