WWER-1000

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WWER-1000
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion
Entwicklungsjahr 1960er
Entwickler Gidropress
Hersteller Atommasch, Ischora, Skoda
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 31 (+6[+5])

Der WWER-1000 (russisch ВВЭР-1000 anhörenBeschreibungsseite der Audiodatei mit Lizenzangaben) wurde erstmals mit der Inbetriebnahme von Atommasch in den 1970er gefertigt. Die Anlage ist mit vier Kühlschleifen im Primärkreislauf ausgestattet und einen Reaktordruckbehälter mit einem Durchmesser von 4,07 Meter und einer Höhe von 10,88 Meter. Die Dicke des Reaktordruckbehälters liegt bei 19 Zentimetern. Der Reaktor arbeitet im Primärkreislauf mit einen Druck von 157 Bar bei Temperaturen zwischen 322 °C und 289 °C. Im Kern befinden sich insgesamt 163 Brennelemente mit der die Wärme erzeugt wird und anschließend über vier Dampferzeuger in jeder Kühlschleife in den Sekundärkreislauf übertragen wird. Die Anreicherung des Brennstoffs liegt bei 3,3 % bis 4,4 %. Der Abbrand liegt bei 40 Gigawatttage pro Tonne Uran.[1][2] Die erste WWER-1000-Anlage wurden standardmäßig mit zwei 500 MW-Turbine ausgestattet, wobei ab der Version 302 und 338 ausschließlich ein 1000 MW-Turbosatz verwendet wurde, der für eine langsame Geschwindigkeit von 1500 Umdrehungen pro Minute ausgelegt ist. Bei späteren Reaktoren ist die Geschwindigkeit unterschiedlich ausgelegt, entweder 1500 Umdrehungen pro Minute oder 3000 Umdrehungen pro Minute.[3]

Für die WWER-1000 wurde aufgrund der großen Druckbehälter eine neue Stahlart entwickelt mit der Bezeichnung 15Kh2NMFA. Grund dafür ist einerseits das Transportproblem, da diese nur per Bahn oder den Seeweg verschifft werden können. Das neue Material erlaubt jedoch die Druckbehälter weiterhin über diese Wege zu transportieren, da die maximale Last, die auf diesem Wege transportiert werden kann, nicht überschritten wird. Der Nachteil ist jedoch, dass die Auslegung nur für einen 30-Jährigen Betrieb reicht, gleich den WWER-440. Ein weiterer Grund, weshalb die Druckbehälter nur für einen Betrieb von 30 Jahren ausgelegt wurde war der, dass Stahl als Rohstoff in der Sowjetunion knapp war, und man so die Druckbehälter nach dem Ende des Betriebs hätte wiederverwerten können.[4]

Entwickelte Modelle

Erste Versionen

Bis zum Jahr 1979 waren erste Designs vollständig, dazu zählen die Versionen 187, 302 und 338 an den Standorten Nowoworonesch, Kalinin und Süd-Ukraine. Diese Baulinie 338 werden oftmals als "kleine Serie" (russisch малой серий) bezeichnet, da davon nur drei Exemplare gefertigt wurden. Die Versionen 187 und 302 stellen die ersten Prototypen des WWER-1000 dar.[5][6] Im Gegensatz zu den WWER-440 ist ab der Version 187 die Anlage so ausgelegt, dass keine Radioaktivität in überdurchschnittlichen Mengen an die Umwelt abgegeben werden. Außerdem wird im Design ein Leck mit einer Größe von 850 Millimeter vorgesehen. Die Gefahr eines Versagens des Reaktordruckbehälters oder eine Kernschmelze sind im Design jedoch weiterhin nicht mit eingeplant. Allerdings wird ein richtiges Containment für die WWER-1000 verwendet anstelle eines Confinements.[1]

Im Gegensatz zu anderen WWER-1000 der nachfolgenden Generationen ist die Version 338 als Doppelblockanlage ausgeführt, weshalb die Systeme von zwei Reaktoren teilweise mit einander verzweigt sind. Außerdem ist der Primärkreislauf komplexer aufgebaut. Durch den großen Winkel (30 °) der Dampfleitung die vom Druckbehälter in die Dampferzeuger mündet, werden die Schweißnähte stärker beansprucht, was zu Rissen führen kann.[7]

Version 320

WWER-1000/320 Dampferzeugersystem

Als Nachfolger der ersten Reaktoren und als Standardbaulinie wurde die Version 320 entwickelt, die so genannte "große Serie" (russisch большой серий) oder auch aufgrund des unabhängigen Betriebs gegenüber der anderen Reaktoren auf dem Kraftwerksgelände als "Energieblöcke" (russisch Энергоблок) bezeichnet. Bei dem Design wurden die Fehler aus den ersten Versionen behoben, unter anderem wurde der Winkel der Dampfleitungen von 30 ° auf 15 ° verringert.[7] Die Version bewährte sich bereits nach kurzer Zeit im Betrieb[8] und ist die am meisten verwendete Baulinie des WWER. Anlagen dieser Baulinie befinden sich heute in Russland, der Ukraine, Bulgarien und Tschechien in Betrieb und Bau.[9] Ein Defizit dieser Version ist allerdings das aktive, als auch das passive Notkühlsystem, welches nur etwa 40 bis 50 Stunden zur Verfügung stehen kann.[10]

Ein weiteres größeres Problem liegt darin, dass sich aufgrund falsch berechneter Kernparameter die Brennelemente während des Betriebs aufgrund der Bestrahlung und der Wärme während der Kernspaltung stark verformen. Um dieses Problem zu lösen, wurde ein neuer Brennstofftyp für die WWER-1000 entwickelt, genannt TWSA.[11] Das gleiche Problem war zwar schon bei der kleinen WWER-Serie bekannt, allerdings wird die Sicherheitsrelevanz dort geringer eingeschätzt. Beim Einsatz von Brennelementen der Firma Westinghouse besteht dieses Problem jedoch weiterhin.[12]

In den 1990er Jahren wurden durch den Zerfall der Sowjetunion zahlreiche Reaktoren der Version 320 aufgerüstet. Ein Modellprojekt ist das Kernkraftwerk Temelín, das mit Brennstoff und Leittechnik von Westinghouse ausgestattet wurde. Mehrere Untersuchungen zeigen, dass diese Anlagen durch die Mischung der verschiedenen Systeme (Ost- und Westtechnik) wesentlich mehr Probleme aufweisen, als Anlagen die voll mit russischer Technik ausgestattet sind. Besonders in Temelín ist die Brennstoffverformung sehr stark ausgeprägt, weshalb die Anlage aufgrund dessen vor den offiziellen Revisionen vom Netz gehen musste.[12] In Temelín wurde deshalb der Einsatz von Westinghouse-Brennstoff vorzeitig beendet und die Nutzung von Brennelementen der Firma TWEL vorgezogen. Damit Westinghouse seinen Brennstoff für den sicheren Einsatz in den Wasser-Wasser-Energie-Reaktoren weiterentwickeln kann, sind für Versuche einige Brennstoffkassetten im Kernkraftwerk Süd-Ukraine in dessen dritten Block im Einsatz.[13]

Version 392

WWER-1000/392 als AES-92

Die Version 392 wurde nach der Katastrophe von Tschernobyl von der Sowjetunion und Finnland zusammen entworfen, weshalb oftmals für diesen Reaktor die Bezeichnung "Post-Tschernobyl-WWER" verwendet wird. Er stellt die Weiterentwicklung der Version 320 dar und ist umfangreicher mit Sicherheitssystemen ausgestattet. Unter anderem hat der Reaktor vier passive Kühlsysteme, um bei einen Ausfall der aktiven Kühlung die Situation trotzdem weiter unter Kontrolle halten zu können. Zum Einsatz kommt dieser Reaktor im AES-88 Design. Die erwartete Verwendungsdauer dieser Version liegt bei 40 Jahren.[14][15]

Im Gegensatz zu den Vorgängerreaktoren besitzt der Reaktor 121 Steuerstäbe im Kern und kann einem Erdbeben der Stärke 7 standhalten, wobei eine sichere Abschaltung bei Stärke 8 noch möglich sein soll. Das Design zielt vor allem darauf ab, die Sicherheit bei einem auslegungsüberschreitenden Störfall weiterhin zu Gewährleisten. Zudem ist der Reaktor mit einem Hochdurck-Boriersystem ausgestattet, um die Kettenreaktion im Kern bei einem Störfall schnell unterbinden zu können.[16] Weitere Änderungen wurden an der Größe des Reaktordruckbehälters vorgenommen, der um 300 Millimeter verlängert wurde.[4] Von dieser Version wurde kein Exemplar errichtet.

Auf der Basis der Version 320 und 392 wurde die Version 410 entwickelt, auch bekannt unter der Bezeichnung AES-92. Der Kraftwerksaufbau wurde radikal vereinfacht. Wie bereits die Vorgängerversion setzt das Kernkraftwerk ebenfalls auf passive Sicherheitssysteme, allerdings zusätzlich auf aktive Sicherheitssysteme. Durch den einfacheren Aufbau konnte zusätzlich die Energiedichte im Reaktorkern gesenkt werden bei gleicher bzw. höherer Effizienz. Für die passive Notkühlung wurden erstmals Wassertanks in das System integriert, sowie neue Kühlmittelpumpen. Eine Neuerung ist unter anderem die Nutzung von stehenden Dampferzeugern, sowie die Nutzung eines Doppelcontainments.[16]

Angepasste Versionen

Vom WWER-1000 wurden bislang drei verschieden Versionen entwickelt. Diese wurden länderspezifisch für Indien, Bulgarien, China und dem Iran angepasst. Die Version 428 wurde auf der Basis des WWER-1000/320 entwickelt. Diese Version weist bessere neutronenphysikalische Verhältnisse auf und wurde mit besser ausgelegten Sicherheitssystemen ausgestattet. Eine Neuerung der russischen WWER-1000-Reihe ist das Doppelcontainment und der Kernfänger, der weltweit zum ersten Mal in diesem Reaktor zum Einsatz kommt. Ausgelegt ist die Anlage im AES-99-Design.[17] Die Version 412 kommt für Indien im Kudankulam zum Einsatz. Diese Anlage basiert auf der Version 392 und dem AES-92. Genauso das Projekt im bulgarischem Belene mit der Versionsbeeichnung 466.

Im Iran wird eine besondere Version eingesetzt. Die Anlage in Buschehr sollte anfangs in den 1970er von der deutschen Kraftwerk Union errichtet werden. Durch die islamische Revolution wurde allerdings der Bau eingestellt. Atomstroiexport bot in den 1990er dem Iran die Fertigstellung der Anlage an. Allerdings muss das russische Modell, Version 446 das auf der Version 392 basiert, dem Siemens-Projekt angepasst werden und umgedreht. Durch technische Schwierigkeiten und politischen Gründen musste die Inbetriebnahme mehrmals verschoben werden.[18]

Kernheizkraftwerke

In der Sowjetunion wurde aufgrund der Knappheit und des Exportes der fossilen Energieträger Öl und Kohle beschlossen, in den frühen 1980er den Bau von nuklearen Heizwerken voranzutreiben. Eine 500 MW-Version wurde auf Basis des WWER entwickelt und wird als AST-Reaktor bezeichnet.[19] Allerdings ist die einseitige Nutzung umstritten und begrenzt gewesen, weshalb später große Kernheizkraftwerke (АТЭЦ, vollständig Атомная теплоэлектроцентраль transkribiert ATEZ, vollständig Atomnaja Teploelektrozentralje) mit WWER-1000 angedacht wurden. Die genaue Versionsbezeichnung ist nicht bekannt. Diese Anlagen hätten Wärme mit hoher Temperatur für chemische Industrien erzeugen können und gleichzeitig eine große Menge Fernwärme für größere Städte erzeugen können. Erste Projekte waren in Odessa und Minsk angedacht gewesen. Diese stoßen allerdings in der Bevölkerung auf Widerstand. Nach dem Reaktorunfall von Tschernobyl wurden die Pläne fallen gelassen. Die Pläne für weitere Anlagen in Charkiw und Wolgograd wurden ebenfalls storniert.[19]

Für ein Kernheizkraftwerk ist es wichtig, dass eine nicht geringe Menge an Fernwärme ausgekoppelt werden kann. Man entschied sich für die Auskopplung von Fernwärme an den Kondensatoren, wofür man zwei Konzepte erarbeitete. Das Kernheizkraftwerk bei Teplodar für die Stadt Odessa sollte mit zwei Turbinen vom Typ TK-450-500/60 je Reaktor ausgestattet werden, die dafür ausgelegt sind, große Wärmelasten abzuführen. Mit einem WWER-1000 als Wärmequelle wäre es möglich, eine Fernwärmeausspeisung von 900 Gcal/h (1040 MWth[20]) je Reaktor zu erreichen. Die große Wärmeabfuhr bewirkt allerdings, dass nur 900 MW elektrisch erzeugt werden können im Gegensatz zu normalen Kernkraftwerken mit WWER-1000, die 1000 MWe erreichen.[21] Im Sommer ist es möglich, die Leistung dieses Kernheizkraftwerkes auf 1000 MWe zu erhöhen. Für die Kernheizwerke in Minsk, Charkiw und Wolgograd wurde eine neue Turbine entwickelt, die den Einbau von zwei Turbosätzen überflüssig macht. So ist es möglich bis zu 1400 MWth aus dem Kernheizkraftwerk als Fernwärme auszuspeisen und im Sommer bis zu 1080 MWe zu erzeugen.[20]

Solche Anlagen wurden im Rahmen des zwölften Fünfjahresplanes im Jahre 1986 erstmals geplant. Die ersten Anlagen sollten für Odessa, Minsk, Charkiw und Wolgograd entstehen und bes zum Ende des Fünfjahresplanes 1990 am Netz sein. Weitere Anlagen waren im Fünfjahresplan bis zum Jahr 2000 für die Städte Kuibyschew (heute Samara), Gorki (heute Nischni Nowgorod), Kiew und Leningrad (heute Sankt Petersburg) vorgesehen.[22] Nach dem Unfall in Tschernobyl wurden die Vorgaben für die Positionierung von solchen Anlagen gestrafft, weshalb die bereits in Erschließungsarbeiten gewesenen Anlagen in Odessa und Minsk storniert wurden, sowie die für später geplanten Anlagen in Charkiw und Wolgograd.[20]

Technische Daten

Technische Daten der verschiedenen Reaktorversionen des WWER-1000:[4]

Technische Daten Version 187 Version 302 Version 338 Version 320 Version 392 Version 412 Version 428 Version 466
Ersteinsatz 1980 1983 1984 1984 (2012) 2007
Elektrische Leistung (MW) 1000 1000 1000 1000 1000 1000 1000 1000
Kühlmitteltemperatur Ein-/Austritt 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C 290 °C/ 320 °C
Anzahl der Steuerstäbe 109 49 61 121
Druckbehältermeterial 15Kh2NMFA Stahl, 15Kh2NMFA-A Stahl 15Kh2NMFA Stahl, 15Kh2NMFA-A Stahl, 15Kh2NMFA Stahl der Klasse 1
Länge des Reaktors 10885 bis 10897 Millimeter 11185 Millimeter
Innerer Durchmesser des Reaktors 4150 Millimeter
Designte Einsatzdauer 30 Jahre 40 Jahre

Einzelnachweise

  1. a b P. A. Sterne, A. Gonis, Aleksandr Aleksandrovich Borovoĭ: Actinides and the Environment. In: Springer Netherland, Berlin 1998 ISBN 0792349687
  2. Karl-Heinz Neeb: The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors. In: Walter de Gruyter, Berlin, New York 1997 ISBN 3110132427
  3. FAS - Technology and Soviet Energy Availability, November 1981, NTIS order #PB82-133455 (englisch)
  4. a b c V. I. Bakaldin, u.a.: Evolution of the structure of the WWER-1000 reactor vessel from the prototype model to WWER-1200 . Strength of Materials, Volume 42, Nummer 1, 2010. (PDF)
  5. Institut für Risikoforschung des akademischen Senats der Universität Wien - Comments on the Safety of Khmelnitsky Unit 2 and Rivne Unit 4 in the Frame of the Public Participation Procedure of EBRD von Peter Hofer, u. a. Report für die österreichische Regierung, Wien 1998 (englisch)
  6. Atomstroyexport - Technology: Russian VVER-1000 reactors (englisch)
  7. a b ОЦЕНКА НАПРЯЖЕННОСТИ УЗЛА ПРИВАРКИ КОЛЛЕКТОРА К ПАТРУБКУ ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1000 АЭС ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ТЕРМООБРАБОТКЕ ПОСЛЕ РЕМОНТА von Г.В.Степанов1 u.a. (russisch)
  8. Die Entwicklung der Kernkraftwerkstechnik in Russland von Jürgen Kraemer und Roland Richter, Berlin
  9. Power Reactor Information System der IAEA (englisch)
  10. IAEA - Using probabilistic safety assessment for making dacisions on improving safety of in-service and newly developed nuchear power stations with WWER reactors von Y. V. Shvyryaev (englisch)
  11. IAEA - Structural behaviour of fuel assemblies for water cooled reactors, Juli 2006 (englisch)
  12. a b IAEA - Final Report of the Programme on the safety of WWER and RBMK nuclear poer plants, Februar 1999 (englisch)
  13. Ukraine Nachrichten: Wirtschaft: Russische TWEL sichert sich Monopolstellung auf dem ukrainischen Markt am Mittwoch, 02.Juni 2010
  14. IAEA - Overview of global development of advanced nuclear power plants (englisch)
  15. IAEA - Advanced light-water reactor: A number of projects are under way for nuclear plants featuring new design concepts and approaches von A. Yu. Gagarinski u. a. (englisch)
  16. a b http://web.archive.org/web/20070928003843/http://www.gidropress.podolsk.ru/English/rasrab_e.html OKB Gidropress - Perspective Designs: Reactor Plant with WWER-1000 (V–392)] (englisch)
  17. Atomstroyexport - Tianwan NPS (China) (englisch)
  18. Uni Kassel: Bushehr: Fertigstellung des iranischen Kernkraftwerkes ist für Russland Ehrensache
  19. a b Zhores Medwedjew: Das Vermächtnis von Tschernobyl. In: Daedalus Verlag, Münster 1991 ISBN 389126030X
  20. a b c William C. Horak: Cogeneration in the former Soviet union. International Projects Division, Brookhaven National Laboratory, 24. Juni 1997. (PDF)
  21. A. Panasenkov, V.G. Sychev, K. Mensel: A promising area for collaboration. In: Nuclear heat supply systems in CMEA countries. IAEA Bulletin, Volume 26, Nummer 4, 1984. (PDF)
  22. Charles K. Dodd: Industrial decision-making and high-risk technology: siting nuclear power facilities in the USSR. In: Rowman & Littlefield, 1994 ISBN 0847678474

Siehe auch