WWER-1200

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WWER-1200
Bau von zwei WWER-1200 im Kernkraftwerk Leningrad II, 2017
Bau von zwei WWER-1200 im Kernkraftwerk Leningrad II, 2017
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of Russia.svg Russische Föderation
Entwicklungsjahr 2006
Entwickler OKB Gidropress Podolsk
Hersteller Unternehmen unter Rosatom, vertragliche Subunternehmen weltweit
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2, MOX
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 1(+5)

Der WWER-1200 (russisch ВВЭР-1200) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor. Bei dem Reaktormodell handelt es sich aktuell um das Flaggschiff der russischen Atomwirtschaft auf dem Exportmarkt und den weltweit ersten Reaktor der Generation III+, der in Betrieb genommen wurde. Der WWER-1200 ist eine evolutionäre Entwicklung der WWER-Baulinie und baut auf die Erfahrungen der zuvor vermarkteten Reaktoren auf. Das Modell ist insbesondere im Exportmarkt mit mehreren Projekten außerhalb der russischen Föderation platziert, während in Russland selber eher der Bau von Anlagen des Typs WWER-1300 verfolgt wird. Aufgrund des Exporterfolgs der Reaktorlinie plant Rosatom den WWER-1200 in rund 30 Ländern unter den Markennamen mit der lateinischen Schreibweise VVER.1200 und der kyrillischen Schreibweise ВВЭР.1200 zu registrieren.[1] Die Vermarktung geschieht bereits unter den beiden Varianten VVER.1200E für den Reaktortyp mit eher aktiven Sicherheitssystemen, sowie VVER.1200M für den Reaktortyp mit eher passiven Sicherheitssystemen. Beiden Anlagen liegt jedoch das gleiche Basisreaktorsystem zugrunde.[2] Im internationalen Wettbewerb ist das Reaktormodell unter großen Konkurrenzdruck.

Geschichte

Kirijenko auf der Baustelle des WWER-1200-Kernkraftwerks Leningrad II mit Ministerpräsident Dimitri Medwedew im Jahr 2010

Im Jahr 2005 ersetzte durch Erlass des russischen Ministerpräsidenten Michail Fradkow der 1998 ehemalige russische Ministerpräsident und 1997 bis 1998 Energieminister der russischen Föderation, Sergei Kirijenko, den bisherigen Chef der Föderalen Agentur für Kernenergie Russlands, Aleksandr Rumjantsew. Grund hierfür sind die Pläne des russischen Präsidenten Wladimir Putin gewesen, den Nuklearsektor in einem Staatsunternehmen zu reorganisieren, sowie die Tatsache, dass der Nuklearsektor ein sicherheitsstrategischer Bereich sei und Kirijenko ein hohes persönliches Vertrauen von Wladimir Putin habe, diese Aufgaben zu übernehmen.[3] Die russische Atomwirtschaft sah sich zu diesem Zeitpunkt eher in einer schlechten Zukunftslage aufgrund wenig modernisierter Technologie, alternden Kernkraftwerken und fehlender finanzieller Mittel für die Modernisierung oder den Neubau dergleichen. Im Rahmen einer Reorganisierung von Rosatom und der Atomwirtschaft sprach Kirijenko erstmals öffentlich beim World Nuclear Fuel Cycle 2006 meeting der World Nuclear Association und des Nuclear Energy Institute im April 2006 in Hongkong, dass man eine neue Strategie verfolge, die einerseits die Gründung des Staatsunternehmen Rosatom vorsehe, als auch den Bau von neuen Kernkraftwerken mit einer Leistung zwischen 1000 und 1100 MW bis 2020 und 2030, zwei pro Jahr, um den Atomstromanteil auf 23 bis 25 % zu erhöhen, sowie die alten bestehenden Anlagen zu ersetzen.[4]

Im Oktober 2006 erklärte Kirijenko auf dem 31. jährlichen Symposium der World Nuclear Association, dass das Bauprogramm für zwei neue Blöcke ab dem Jahr 2007 genehmigt wurde mit einer Leistung von 1200 MW bis 1500 MW pro Block.[5] Allerdings war noch im gleichen Jahr klar und eine Entscheidung dazu getroffen worden, dass man das einzige mit 1500 MW fähige Modell, der WWER-1500, nicht für die neuen Projekte berücksichtigen werde, da das Stromnetz der russischen Föderation keinen Ausfall einer so großen Erzeugungskapazität kurzfristig stemmen kann.[6] Auf dieser Basis wurde entschiedenen deinen Reaktor zu verwenden, der eine Leistung zwischen 1100 MW und 1200 MW erreicht, der zu diesem Fall jedoch noch nicht entwickelt worden war.[7] Auf dieser Basis wurden die Anforderungen AES-2006 entwickelt, die dieser Reaktor entsprechen sollte:[8]

  • Mindestens 1150 MW Leistung
  • Möglichkeit die Leistung auf 1200 MW zu erhöhen
  • Verfügbarkeitsfaktor von 92 %
  • Brennstoffzyklus von bis zu 24 Monaten
Entwurf für den WWER-1200/392M

Noch im Jahr 2006 legte der WWER-Designer OKB Gidropress mit den beiden führenden Designern für Kernreaktoren in Russland, Atomenergoprojekt Moskau und Atomenergoprojekt Sankt Petersburg, den Entwurf für den WWER-1200 vor, der in zwei unterschiedlichen, aber baulich ansonsten gleichen Versionen, einmal als V-392M auf Basis des WWER-1000/392 (AES-92) und als V-466P (später V-491) auf Basis des WWER-1000/466 (AES-91/99), ein einmal mehr passives und einmal als mehr aktives Design, zwei unterschiedliche Varianten demonstrieren sollte, auf deren Basis für die russische Atomwirtschaft ein Standardmodell für den Ersatz der bestehenden Anlagen gewählt werden soll.[9]

Tatsächlich handelt es sich beim WWER-1200 teilweise mehr und teilweise weniger nur um eine vergrößerte Variante des WWER-1000, weshalb es sich um ein evolutionäres Design handelt.[10] Bereits 1987 war vorgeschlagen worden, die Leistung des WWER-1000 auf bis zu 3200 MWth zu erhöhen, insbesondere im Zusammenhang mit einem längeren Brennstoffzyklus, der zu einer höheren Effizienz geführt hätte, sofern wichtige Modernisierungen vorgenommen worden wären.[11] Dies erforderte allerdings auch Modifikationen am Reaktor selbst, was dazu führte, dass das Ischorawerk in Sankt Petersburg zusammen mit Gidropress den Reaktor des Typs WWER-1000/392 entwickelte, der etwas verlängert wurde im Gegensatz zu den Vorgängermodellen und erstmals ab 1996 für das Kernkraftwerk Buschehr gefertigt wurde. Für die Anforderung des WWER-1200 Reaktordruckbehälters, der ab 2006 geplant wurde mit einer Standzeit von 60 Jahren und erhöhter thermischer Reaktorleistung von 3200 MWth, griff man auf Empfehlungen seitens dem Ischorawerk und dem Kurtschatow Institut auf, die bereits 1989 evaluiert wurden, darunter ein vergrößerter Durchmesser des Reaktors um die Neutronenbelastung zu senken, sowie ein neues Prüfprogramm für Reaktoren dieses Typs. Abgesehen von eines ebenfalls leicht modifizierten Reaktorstahls ist die Konstruktion des Reaktors selber nahezu unverändert.[10] Nach eigener Angabe gibt der Designer der Reaktorsysteme, OKB Gidropress, offiziell an, dass sich auch die beiden Basisvarianten des WWER-1200, V-392M und V-491, im Bezug auf die Hauptkomponenten nicht unterscheiden, jedoch der identische Aufbau im Primärkreis bis zu 30 % untereinander ausweicht.[12]

Im Rahmen einer anstehenden Kooperation zwischen Rosatom und Siemens wurde seitens des TÜV Süd 2009 die Technik des WWER-1200 untersucht. Der zuständige Experte des TÜV, Hannes Wimmer, lobte die passive Bauweise der Anlage und hob hervor: „Westliche Sicherheitsstandards werden eingehalten oder sogar übertroffen.“[13] Die ersten beiden Reaktoren des Typs WWER-1200 gingen noch während der Entwicklungsphase 2007 im Kernkraftwerk Nowoworonesch II und Leningrad II in Bau. Noch während der Bauphase unterzeichnete Rosatom mehrere Verträge für den Export des Reaktors nach Weißrussland, Türkei, Finnland, Ungarn, Ägypten und Bangladesch. Am 5. August 2016 ging Nowoworonesch II-1 als erster Reaktorblock dieser Baulinie ans Netz, gleichzeitig als leistungsstärkster Reaktorblock Russlands und weltweit erster Reaktor der Generation III+.[14]

Technik

Das zentrale Reaktorsystem des WWER-1200 ist bei allen vermarkteten Varianten identisch, lediglich der Aufbau und die Zusammensetzung der Sicherheitssysteme unterscheiden sich. Als Basis für die technische Beschreibung werden daher die Basismodelle V-392M und V-491 behandelt, sowie Besonderheiten für einzelne Subversionen, falls vorhanden, ergänzend genannt.

Kreisprozess

Prinzipanordnung der Primärkreiskomponenten mit dem Reaktor, den vier Dampferzeugern und den vier Pumpen, inklusive Druckhalter

Beim WWER-1200 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit vier Primärkreisläufen, Auslegungsbasis waren die vorherigen Anlagen des Typs WWER-1000. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den versionsunterscheidenden passiven Waärmeabfuhrsystemen, die sich konstruktiv stark unterscheiden, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.[15][16]

Das Kühlmittel Wasser wird in den Primärkreisläufen unter einem Druck von 162 bar über die vier Kalten Stränge der Loops, welche einen Innendurchmesser von 850 mm besitzen, in den Reaktordruckbehälter geleitet und strömt dort die Innenwand entlang nach unten. Am Boden wird die Flussrichtung umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird und sich das Wasser von etwa 298,2 °C auf ungefähr 328,9 °C aufheizt. Von dort aus fließt es über die vier heißen Stränge der Loops durch die Rohrleitungen mit ebenfalls 850 mm Innendurchmesser durch die Heizrohre der vier Dampferzeuger, welche als Rohrbündelwärmeübertrager ausgelegt sind. Nach der Wärmeübertragung wird das Kühlmittel jedes Kreislaufes mit einer Kreiselpumpe zurück in den Reaktorkern gepumpt. Um den Druck in den Kreisläufen zu halten besitzt einer der Loops einen Druckhalter, welcher sich zwischen der Heißseite und dem Dampferzeuger befindet. Der Massenstrom durch den Kern beträgt bei einer Nennleistung von 3200 MWth etwa 86.000 m3/h.[15][16]

Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess ausgeführt ist. In den vier Dampferzeugern wird dabei Sattdampf bei 70 bar Druck und etwa 283,8 °C erzeugt, welcher über vier Leitungen über redundante Sicherheitsventile aus dem Containment in das Maschinenhaus und dort in die Dampfturbine strömt, wo der Turbosatz elektrische Energie erzeugt. Dabei wird der Dampf nach dem Durchströmen der Hochdruckturbine, ja nach Turbinentyp, in zwei oder vier parallele Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet, um danach in die zwei oder vier Niederdruckturbinen eingespeist zu werden. Kondensatpumpen fördern das Kondensat aus dem Kondensator in den Speisewasserbehälter über eine Niederdruck-Vorwärmstrecke, bevor es in einen Entgaser fließt. Dieser wird von den Wasserabscheidern bespeist. Danach wird das Wasser von der Speisewasserpumpe des jeweiligen Dampferzeugers durch den Hochdruck-Speisewasservorwärmer gepumpt, welcher von den Zwischenüberhitzern mit Restwärme versorgt wird. Danach wird es mit 225 °C in den Dampferzeuger gespeist und der Kreislauf beginnt von vorn.[15][16]

Reaktordruckbehälter

Aufbau des Reaktorbehälters

Der Reaktordruckbehälter ist die zentrale Einheit des Kraftwerks, da hier durch den Kernreaktor Masse direkt in Energie umgesetzt wird. Konkret geschieht dies durch induzierte Spaltung (Fission) von schweren Atomkernen, wobei die daraus entstehenden Spaltprodukte einen höheren Massendefekt aufweisen als das schwere Ausgangsnuklid der Kernspaltung. Der WWER-1200 verwendet als Leichtwasserreaktor thermische Neutronen, das Wasser im Primärkreislauf dient gleichzeitig als Moderator und als Kühlmittel. Das Moderieren (Abbremsen) der Neutronen erhöht dabei den Wirkungsquerschnitt für die Kernspaltung des Brennstoffes und verringert im Verhältnis den Einfangquerschnitt nicht spaltbarer Schweratome wie Uran-238. Bei steigender Temperatur im Reaktor bilden sich verstärkt Dampfblasen aus, die Moderationswirkung des Wassers lässt nach, der Wirkungsquerschnitt sinkt und folglich auch die Zahl der Kernspaltungen (negativer Dampfblasenkoeffizient). Sicherheitstechnisch sinnvoll, behindert diese Eigenschaft jedoch eine beliebige Erhöhung der Leistungsdichte sodass die Blockleistung im Laufe des Anlagenlebens nur durch bessere Dampfturbinen und effizientere Wärmetauscher erhöht werden kann. Während des Betriebes wird dem Wasser Borsäure zugesetzt. Da Bor ein wirksamer Absorber für Neutronen ist, kann durch die Borsäurekonzentration die Leistung des Reaktors geregelt werden. Eine weitere automatische Leistungsregelung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur. Eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet auch eine erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen schlecht spaltbaren Uran-238, Neutronen zu absorbieren.

Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 4,232 m und eine Wandstärke von 197,5 mm. Ohne Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe 11,185 Meter, bei einer Masse von 323 Tonnen. Der Behälter besteht dabei aus Ferritstahl, welcher in ringförmige Strukturen geschmiedet und anschließend an sechs Stellen zusammengeschweißt wird. Aus Korrosionsschutzgründen ist die Innenseite des Reaktordruckbehälters mit 7 mm dickem rostfreiem Stahl außerhalb des Kernbereichs ausgekleidet, im Kernbereich und unterhalb des Reaktorkerns beträgt die Dicke der Plattierung 9 mm. Das durch die vier Kaltseiten des Reaktordruckbehälters in diesen strömende Wasser fließt innen an der Wand entlang nach unten, um den Kern von außen zu kühlen. Am Boden befindet sich unter dem Führungsgitter ein Verteilersieb, um das Wasser gleichförmig durch den Reaktorkern zu leiten.[15][16]

Inklusive Reaktordeckel besteht der gesamte Reaktordruckbehälter aus neun Schmiedeteilen.[17] Zu Beginn wurden die ersten Reaktordruckbehälter aus dem Stahl des Typs 15Ch2NMFA der Güteklasse 1 gefertigt, der mit einem höheren Nickelanteil auch für Reaktoren des Typs WWER-1000/320 verwendet wurde. Für den WWER-1200 wurde der Anteil auf 1,3 % gesenkt, da bekanntermaßen Alterungsprobleme bei dem Stahl dieses Typs im Bezug auf die Wärmealterung nach 120.000 bis 140.000 Betriebsstunden entstehen, sowie im Block 2 des Kernkraftwerks Sapotischschja Anzeichnen für eine Versprödung in Kernnähe identifiziert wurden.[18] Die sichere Abkühltemperatur von TK0=-60 °C könnte daher für ältere Anlagen nicht mehr gelten.[17] Für Kernkraftwerke des Typs AES-2009 (heute WWER-TOI) wurde daher erwogen weiterentwickelte Stähle des Typs 15Ch2MFA-A Modifikation A oder 15Ch2MFA-A Modifikation B zu verwenden. Modifikation A mit einem begrenzten Nickelanteil von 0,2 bis 0,4 % lässt die Herstellung eines Druckbehälters mit einer Dicke bis zu 420 mm zu, Modifikation mit 0,6 bis 0,8 % Nickelanteil lässt die Herstellung eines Reaktors mit einer Dicke von 525 mm zu. 15Ch2MFA-A wurde bereits bei Reaktoren des Typs WWER-440/213 eingesetzt und bewährte sich durch seine geringe Versprödung auch im Langzeitbetrieb.[18] Grund für die Entwicklungen sind auch die European Utility Requirements, nach denen 15Ch2NMFA der Güteklasse 1 nur für einen Betrieb von 30 Jahren geeignet wäre, für den generell sicheren Einsatz für 60 Jahre. Auf Basis der Sprödbruchtemperatur der beiden Stähle des Typs 15Ch2MFA-A kann eine Betriebsstandzeit von 100 bis 120 Jahren unter EUR-Anforderungen gewährleistet werden, für den sicheren Betrieb über 150 Jahre.[19] Im Jahr 2014 entschied man sich für weitere Reaktoren des Typs WWER-1200 den Stahl des Typs 15Ch2MFA-A Modifikation A zu verwenden.[20] Einzelheiten zu den einzelnen Stählen können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.[19][21][20]

Stahlsorte Grenzwerte Bruchdehnung
A %
Höchsthärte
hmax
Sprödbruchtemperatur Neutronenflussresistenz
Neutronen/cm2
Standzeit
Ni P Cu P+Sn+Sb
15Ch2NMFA der Güteklasse 1 1,0...1,3 0,006 0,06 0,012 21 400 ≤-25 °C 4...6×1019 60 Jahre
15Ch2MFA-A Modifikation A 0,2...0,4 0,006 0,06 0,012 12 480 ≤-35 °C 3×1020 >120 Jahre
15Ch2MFA-A Modifikation B 0,6...0,8 0,006 0,06 0,012 12 520 ≤-35 °C 3×1020 >120 Jahre

Hergestellt wird der Stahl ausschließlich bei Energomashspetsstal im ukrainischen Kramatorsk, ein Unternehmen unter Atomenergoprom, oder beim Lizenznehmer OMZ im Sakt Petersburger Werk im Stadtteil Ischora bei OMZ Spetsstal. Die weitere Verarbeitung zum Schmieden findet bei einer Herstellung bei Energomashspetsstal im russischen Werk in Wolgodonsk bei der Firma Atomenergomasch, oder bei Petrosawodskmasch in Petrosawodsk statt, bei einer Produktion seitens OMZ wird vor Ort im Ischorawerk geschmiedet und anschließend weiter verarbeitet.

Reaktorkern
Übersicht der möglichen Brennstoffzyklen[22]
Zyklustyp 4×12 Monate 5×12 Monate 3×18 Monate
BE nachzuladen 42 stck. 36 stck. 72/73 stck.
Anreicherung 4,79 % 4,82 % 4,70 %
Zyklusdauer 343 Tage 310 Tage 497/510 Tage
Abbrand Ø 55,5 MWd/kg 58,4 MWd/kg 48,4 MWd/kg
Abbrand maximal 59,4 MWd/kg 64,2 MWd/kg 56,4 MWd/kg
Reaktivität mit Bor -1 pcm/°C -1 pcm/°C -2 pcm/°C
Borkonzentration 15,9 g/kg 15,8 g/kg 15,9 g/kg
Reaktivität ohne Bor +0,9 % -4,3 % -0,3 %

Der Reaktorkern besitzt eine Gesamthöhe eine aktive Höhe von 3,75 Meter bei einem Durchmesser von 3,16 Meter und besteht aus 163 Brennstoff- und 121 Steuerstabbündeln. Die 4,57 Meter hohen Brennelemente im Reaktorkern setzen durch Kernreaktionen auf der aktiven Länge Wärme frei und sind in sechseckigen Bündeln mit 312 Brennstäben aus Zirkoniumalloy, gefüllt mit gesinterten Urandioxidpellets, zusammengefasst. Neben den Brennstäben werden auch die 18 Führungsrohre für Kontrollstäbe, sowie ein Instrumentierungsrohr für die Reaktorinstrumentierung, mit 13 Abstandshaltern in das Bündel eingearbeitet. Die Urananreicherung der Brennstoffbündel liegt bei maximal 4,95 % (±0,5 %),[15][16] die je nach gefahrenen Brennstoffzyklus variiert.[22] Die durchschnittliche lineare Leistung eines Brennstabs lieht bei 167,8 Watt pro Zentimeter.[15][16] Hierbei handelt es sich um die Beschreibung des normalen Urandioxid-Brennstoffs des Typs TWS-1200, der im Schnitt einen Abbrand von bis zu 60 MWd/kg Uran erreicht, maximal 70 MWd/kg Uran. Anhand der neutronenbphysikalischen Eigenschaften ist es möglich den Brennstoff vier 12-monatige, fünf 12-monatige oder drei 18-monatige Brennstoffzyklen einzusetzen, sowie bei Lastfolgebetrieb des Blocks zwischen 75 und 100 % der Nennleistung.[23] Um Anfangsreaktivität zu verringern gibt es den Kernbrennstoff auch mit Uranium-Gadolinium-Brennstofftabletten, wobei Gadolinium hier als abbrennbarer Absorber dient.[22] Es handelt sich bei dem TWS-2006 um die erste Phase der Brennelemententwicklung für den WWER-1200, bei dem allerdings zwei ursprünglich gesetzte Ziele bisher nicht erreicht wurden: Abbrand bis zu 70 GWd/t und die Eignung für den Lastfolgebetrieb bei über 90 % der Betriebszeit bei 100-20-100 % NNOM bei Laständerungen von 5 % pro Minute. Das TWS-2006 kann lediglich eine Lastfolge von 100-75-100 % NNOM fahren.[24] (mehr zur Lastfolge siehe Abschnitt Steuerungstechnik)

Neben den traditionellen Urandioxid-Kernbrennstoff ist es auch möglich MOX-Brennstoff einzusetzen, der aufgrund seiner Eigenschaften jedoch Veränderungen im Kern hervorruft. Neben der Verringerung des negativen Reaktivitätswerts der Steuerelemente und der Borsäure, erhöhte Leistungsspitzenfaktoren, verringerte effektiver Anteil an verzögerten Neutronen, erhöhte Radioaktivitätswerte und Energieerzeugung, muss der Brennstoff auch die entsprechenden thermomechanischen Eigenschaften mitbringen. Eine im Jahr 2005 ausgearbeitete Studie zeigte bei den Vorgängeranlagen des Typs WWER-1000/320, welche Änderungen am Design vorgenommen werden müssen, sodass MOX-Brennstoff verwendet werden kann. Der WWER-1200 wurde für den Einsatz vorbereitet, unter anderem indem die Steuerstabanzahl auf 121 Stück erhöht wurde, ist es aber ohne weitere Modifikationen nicht. Da Russland derzeit im WWER-Brennstoffkreislauf keinen Einsatz von MOX vorsieht, sondern hier schnellen Reaktoren den Vorzug lässt, gibt es derzeit noch keinen MOX-Kernbrennstoff für den WWER-1200.[22]

Zur Steuerung der Kettenreaktion kommt in erster Linie das Steuer- und Schutzsystem SUZ-1200 zum Einsatz, das aus 121 Fingersteuerstäben besteht. Jedes Steuerelement besteht aus 18 Absorberelementen mit einer Länge von 4,315 Meter mit einer aktiven Absorberlänge von 3,7 Meter. An den Spitzen der Steuerstäbe befindet sich als Absorber eine Dysprosium-Titan-Verbindung (Dy2O3TiO2) in Form von Pulver, im restlichen Steuerstab befindet sich Borkarbid in Tablettenform, die zusammen in einem Hüllrohr aus Bochvalloy (42KhNM) untergebracht sind. Das Gesamtgewicht eines Steuerstabes lieht bei 18,5 kg. Die Einfallzeit eines Steuerstabs bei Freigabe der Magnetaufhängungen beträgt weniger als 2,5 Sekunden, während die normale Fahrgeschwindigkeit bei Brennstoffwechsel maximal 1,2 Meter pro Minute, während des Normalbetriebs maximal 4,0 Meter pro Minute. Die durchschnittliche Einsatzdauer liegt bei 10 Jahren.[23] Eingesetzt werden für den Antrieb der Steuerstäbe Schrittmotoren des Typs SchEM-3, die luftgekühlt sind und eine Standzeit von 40 Jahren für den mechanischen Aufbau erreichen, für den Positionsgeber und die Elektromagneten beträgt die Standzeit 30 Jahre.[25] Die Regelung von kleinen Schwankungen im Normalbetrieb wird nicht mir den Steuerstäben gefahren, sondern durch den Zusatz von Börsäure im Primärkreislauf geregelt.[22] Die Überwachung des Reaktorkerns erfolgt über die Messkanäle der Brennelemente (SWRK), von denen insgesamt 54 Kanäle mit Messinstrumenten besetzt sind. Die Messkanäle in den Brennelementen übernehmen einerseits die Aufgabe die Neutronenaktivität auf der gesamten Länge des Kerns zu messen, woraus die Leistung des Reaktorkerns errechnet werden kann, andererseits dir genaue Temperaturüberwachung der Brennelemente durch Temperatursensoren. Aufgrund des Brennelementdesigns führt die Positionierung des Messkanals allerdings dazu, dass es zu einer asymmetrischen Leistungsverteilung im Kern kommt. Für die späteren Anlagen vom Typ WWER-1300 wurde daher der Kanal repositioniert und dafür auf vier Absorberelemente bei Positionen mit Steuerstab verzichtet, jedoch dafür eine symmetrische Leistungsverteilung im Brennelement erzielt.[26]

Druckhalter

Druckhalter des WWER-1000 und WWER-1200

Der Druckhalter dient dazu den Druck im Primärkühlmittel zu erzeugen der erforderlich ist um ein Sieden im Kern zu verhindern, die bei Laständerungen des Reaktors durch Änderung der Systemtemperatur hervorgerufenen Volumenschwankungen des Kühlmittels auszugleichen und Druckabweichungen vom Sollwert zu auszuregeln. Er besteht aus einem zylindrischen Druckbehälter, mit einem Innendurchmesser von 3 m und hemisphärischen Enden, und einer Leitung zu einem der Primärkreisläufe. Die Höhe des Bauteils beträgt etwa 13,5 m. Zur Kontrolle des Kreislaufdrucks besitzt der Druckhalter im unteren Bereich, wo das Wasser flüssig ist vier elektrische Heizelemente mit 2,5 MWth. Diese können das Wasser im Druckhalter teilweise verdampfen, wodurch der Dampfdruck der Blase an dessen Spitze steigt, und somit auch der Druck der Primärkreisläufe. Zur Reduzierung des Dampfdrucks kann im oberen Bereich des Druckhalters Wasser eingesprüht werden, was den Dampf auskondensiert. Im Normalfall sind im Volllastbetrieb etwa 55 m3 Wasser im Druckhalter und 24 m3 Dampf, bei einem Gesamtvolumen von 79 m3. Angeschlossen ist der Druckhalter über eine Leitung direkt am heißen Strang des vierten Loops, sowie über eine Injektionsleitung an dem heißen Strang des dritten Loops. Gegen Überdruck sind oben Federventile eingebaut, welche den Dampf in einen Tank im Hilfsanlagengebäude abblasen. Zusätzlich gibt es einen Anschluss für die Hockdruck-Boreinspeisung in das Primärsystem über den Druckhalte im Falle einer Primär-Sekundär-Leckage um den Druck im Primärsystem durch Reduzierung der Kernleistung zu senken.[15][16]

Baulich gesehen wurden im Gegensatz zum WWER-1000 keine wesentlichen konstruktiven Änderungen am Druckhalter vorgenommen, sodass das Volumen und die anderen Abmaße gleich geblieben sind. Die Wasserstandkontrolle im Druckhalter wurde modernisiert um die Anzahl der nötigen regelnden Eingriffe zu minimieren, insbesondere wurde auf die Anwendung natürlicher Änderungen beim Primärkreisvolumen geachtet. Insgesamt wurde die Schweißnahtanzahl an der Zuleitung vom vierten Loop zum Druckhalter reduziert, um die Anfälligkeit des Materials zu verringern.[25]

Dampferzeuger

Die vier horizontal liegenden Dampferzeuger des Typs PGW-1000MKP übertragen die Wärmeenergie der Primärkreisläufe in den Sekundärkreislauf, dessen Wasser hier verdampft wird. Jeder der 330 t schweren Dampferzeuger besitzt einen Innendurchmesser von 4,2 m und eine Gesamthöhe von 13,82 m und besteht bis auf die Röhrchen des Wärmetauscher aus niedrig legierten Stahl des Typs 10GN2MFA. Das Wasser des Primärkreislaufes strömt dabei durch einen DN 500 Anschluss der Heißseite des Loops am unteren Teil des Dampferzeugers in die 10.978 U-Röhrchen mit einem Durchmesser von 16x1,5 mm aus korrosionsbeständigen Hochtemperaturstahl des Typs 08Ch18N10T. Diese besitzen einen Außendurchmesser von 19,05 mm und eine Wandstärke von lediglich 1,09 mm. Das Wasser fließt innerhalb der U-Röhrchen im Speisewasser des Sekundärkreislaufes durch jeweils eine Seite längs des Dampferzeugers und endet anschließend am zweiten DN 500 Anschluss auf der Kaltseite des Loops. Das Speisewasser des Sekundärkreislaufes wird seitlich über einen Sammler mit mehreren Abzweigung in den Dampferzeuger neben den Dampferzeugerrohrbündeln eingespeist und sammelt sich im Dampferzeuger. Das gesammelte Wasser wird dort von den U-Röhrchen erwärmt und verdampft anschließend. Zwischen den beiden Seiten der U-Rohre befindet sich eine Trennplatte, um Querströmungen zu verhindern und die Effizienz des Wärmetauschers zu steigern. So strömen nur 10% des Speisewassers in die "kalte" Seite des Wärmetauschers, wo das Wasser innerhalb der Röhrchen wieder nach unten fließt. Dadurch ist zwischen Speisewasser und den Rohrbündeln ein größerer Temperaturgradient vorhanden, was die Effizienz erhöht. Der so entstandene Sattdampf zieht nach oben ab und wird im oberen Teil des Dampferzeugers durch Dampfabscheider und Dampftrockner geleitet, bevor der Sattdampf mit dem Restwassergehalt von 0,20 % in den Dampfkollektor geleitet wird.[15][16][27]

Anordnung der Dampferzeugerröhrchen

Im Gegensatz zum beim WWER-1000 eingesetzten PGW-1000M ist der PGW-1000MKP sind die Rohre im Dampferzeuger nicht in der Schachbrettanordnung, sondern in der Korridoranordnung angeordnet.[27] Hierdurch sollen Inspektionen einfacher durchführbar sein, sowie mehr Zwischenraum vorhanden sein um Ablagerungen aus den Dampferzeugern zu entfernen.[25] Zusätzlich wird ein größerer Raum zwischen den Rohren gegeben, in dem das Wasser verdampfen kann, womit die Belastung für die Dampferzeugerrohre sinkt.[27] Der Dampferzeuger arbeitet im Sekundärbereich mit einer Speisewassertemperatur von 227 °C und einer Dampftemperatur von 283,8 °C.[15][16] Nominal wurde der Dampfdruck im Gegensatz zum PGW-1000M beim PGW-1000MKP auf 62,7 bar bis 70 bar angehoben, sowie eine erhöhte Speisewasserzuvor von 52 bis 63 Tonnen, sowie eine erhöhte Dampferzeugungsrate von 1470 bis 1602 Tonnen pro Stunde. Die Gesamtstandzeit des Dampferzeugers wurde auf 60 Jahre erhöht.[25]

Gefertigt ist der Dampferzeuger aus dem niedrig legierten Stahl des Typs 10GN2MFA, der in 25 WWER-1000-Dampferzeugern in neun Blöcken zwischen 1986 und 1995 zwischen 7000 und 60000 Betriebsstunden aufgrund thermischer Belastung Risse am Kollektor der Kaltseite aufwies. Aufgrund dieser Basis wurde für Kollektoren des Dampferzeuger des Typs PGW-1000MKP auf eine veränderte Stahlmischung zurückgegriffen, die zwischen 1991 und 1994 die tschechische Firma Vítkovice erstmals für acht Dampferzeuger für das Kernkraftwerk Temelín einsetzte, die im Gegensatz zum sowjetischen Produkt auch nach 79000 Betriebsstunden keine Schäden aufwiesen. Demnach darf nicht der für den verwendeten Korpus der Dampferzeuger der Stahl des Typs 10GN2MFA-A eingesetzt werden, sondern dessen Schlacke des Typs 10GN2MFA-Smit einem geringen Schwefelanteil unter 0,005 % und einen geringen Phosphoranteil von weniger als 0,008 %.[28]

Stahlsorte Grenzwerte in %
C Si Mn Ni S P Cr Mo V Cu
10GN2MFA-A[29] 0,08 - 0,12 0,17 - 0,37 0,80 - 1,10 1,80 - 2,30 max. 0,02 max. 0,02 max. 0,30 0,40 - 0,70 0,03 - 0,07 max. 0,30
10GN2MFA-S[30] 0,08 - 0,12 0,17 - 0,37 0,80 - 1,10 1,80 - 2,30 max. 0,005 max. 0,008 max. 0,30 0,40 - 0,70 0,03 - 0,07 max. 0,30
08Ch18N10T[31] max. 0,08 max. 0,80 max. 2,00 9,00 - 11,00 max. 0,02 max. 0,035 17,00 - 19,00 - - max. 0,30

Umwälzpumpen

Die Umwälzpumpe dient dazu das Wasser im Primärkreislauf auf der kalten Seite der Loops vom Dampferzeuger wieder in den Reaktor zu pumpen. Im Falle eines Verlusts der Versorgungsspannung dient sie zusätzlich bei reibungslosem Auslauf dazu, den Primärkreislauf übergangslos in einen Naturumlauf zu überführen.

In den Basisversionen V-491 und V-392M wird standardmäßig als Pumpe die ölgekühlte GZNA-1391 als Hauptumwälzpumpe verwendet.[15][16] Aufgrund einer fixen Entscheidung werden jedoch in neueren Projekten keine ölgekühlten Pumpen mehr eingesetzt, sondern lediglich die wassergekühlte Pumpe des Typs GZNA-1753, die ebenfalls für den WWER-TOI geeignet ist. Hierdurch soll einerseits die Anwesenheit von Öl im Bereich der Pumpen verhindert werden, andererseits dadurch ein besserer Feuerschutz erreicht werden, da keine brennbaren Flüssigkeiten in diesem Bereich mehr anwesend sind. Tertiär ist es durch eine einfachere Konstruktion möglich das Layout zu vereinfachen, das Feuerschutzsystem zu vereinfachen und insbesondere das Anfahren der Hauptumwälzpumpen zu vereinfachen, da das Öl nicht mehr vorgewärmt werden muss, bevor die Pumpe in Betrieb gehen kann.[32] Das Monopol auf die Fertigung der Hauptumwälzpumpen für den WWER-1200 besitzt das Unternehmen ZKBM.[33]

GZNA-1391

Die GZNA-1391 wurde ursprünglich für dem WWER-1000 entwickelt und befindet sich bereits in anderen Kernkraftwerken im Einsatz.[34] Es handelt sich dabei um eine vertikale einstufige Kreiselpumpe mit Gleitringdichtung,[33] die mit Motorbereich mit Öl gekühlt und Fett geschmiert, im Pumpenbereich übernimmt beide Aufgaben das Medium Wasser.[35] Angetrieben wird die Pumpe mit einem externen 10 kV-Asynchronmotor mit einer Nennleistung von 5,25 MW, der mit einem Schwungrad ausgestattet ist, um bei einem Spannungsausfall den Restschwung zu nutzen, sodass ein zwischenschrittfreier Übergang in einen Naturumlauf möglich ist. Pro Stunde kann die Pumpe rund 27.000 Kubikmeter Wasser bei einem Primärkreisdruck auf der Saugseite von 160 bar und Primärkreistemperatur von bis zu 300 °C fördern bis auf eine Förderhöhe von 90 Meter. Der Motor läuft dabei mit 1000 Umdrehungen pro Minute unter Last. Die Pumpe kann nach Herstellerangaben bis zu 16.000 Betriebsstunden wartungsfrei betrieben werden, die Standzeit wird mit 60 Jahre angegeben.[33] Um die 150 Tonnen schwere Pumpe[36] gegen seismische Einwirkungen zu schützen, sowie gegen einen Bruch des Primärkreislaufs, ist die Pumnpe mit zwei Dämpfern und Ausbruchriemen befestigt. Um einen Austritt von radioaktiven Wasser aus dem Primärkreislauf zu verhindern, kommt eine spezielle Gleitringdrichtung aus mit Silizium dotierten Graphit zum Einsatz.[33] Hierdurch soll bei Ausfall der Kühlung gewährleistet werden, dass die Gleitringdichtung am Schaft der Pumpe insgesamt 72 Stunden dicht hält.[25] Die Kühlung und die Schmierung der Lager am Förderrad erfolgt mit Wasser.[33] Im Gegensatz zu vorherigen Pumpen kommt keine reine formschlüssige Torsionskupplung mehr zum Einsatz, sondern eine Scheibenkupplung, die ebenfalls auf Torsion beansprucht wird.[25]

GZNA-1753

Die GZNA-1753 wurde für dem WWER-1200 entwickelt, kann jedoch auch in Reaktoren des Typs WWER-1300 genutzt werden[33] und kommt in Reaktoren des Typs WWER-600 zum Einsatz.[37] Es handelt sich dabei um eine vertikale einstufige Kreiselpumpe mit Gleitringdichtung, die vollständig Wassergekühlt ist.[33] Hierdruch ist es möglich die Wasserkühlung des Motors einfach an das bereits vorhandene Wasserkühlsystem der Nebensysteme anzuschließen.[35] Angetrieben wird die Pumpe mit einem externen 10 kV-Asynchronmotor,[37] der nach Herstellerangaben aufgrund der Bauart effizienter ist als der der GZNA-1391.[33] Pro Stunde kann die Pumpe rund 22000 Kubikmeter Wasser fördern[38] und hält einer Primärkreistemperatur von mehr als 300 °C stand.[38] Die Pumpe kann nach Herstellerangaben zwischen 24.000 und 48.000 Betriebsstunden wartungsfrei betrieben werden,[37] die Standzeit wird mit 60 Jahre angegeben. Die 120 Tonnen schwere Pumpe[38] ist baulich nur noch in drei Segmente mit einer einzelnen Welle aufgeteilt. Hierdruch soll die Wartung der Pumpe, auch aufgrund der besseren Zugänglichkeit der Gleitlager ohne Demontage, verbessert werden, sodass auch ein Betrieb der Blöcke für einen Brennstoffzyklus von 18 Monate ohne stetige Wartung der Pumpe bei jeder Revision möglich ist.[33][39] Für die einfachere Demontage ist das Radiallager der Welle in den Motor integriert worden und ebenfalls wassergekühlt.[35]

Turbosatz

Aktiv angeboten wird der Reaktor mit nur zwei Turbinenvarianten: Mit der K-1200-6,8/50 von Leningradskij Metallitscheskij Sawod in Sankt Petersburg, oder der ARABELLE von Alstom über das russisch-französische Gemeinschaftsunternehmen Alstrom-Atomenergomasch in Wolgodonsk.[40] Der Grund für die beschränkte Auswahl liegt darin, dass Rosatom meist die Blöcke als Komplettpaket zur Verfügung stellt, ohne ein Ausschreibungsmodell, sodass der Auftrag für die Komponenten an die heimischen Subunternehmen fällt. Da Rosatom bei Pilotausschreibungen für andere Komponenten positive Erfahrungen machte was die Realisierung, Zeit und Kostenrahmen umfasste, ist es möglich bei Kundenwunsch gegenüber dem Generalauftragnehmer auch die Turbineninsel ausschreiben zu lassen, sodass mehrere für den WWER-1200 ausgerichtete Turbinesysteme von verschiedenen Unternehmen angeboten werden.

LMZ K-1200-6,8/50
LMZ K-1200-6,8/50

Die Turbine K-1200-6,8/50 (1200 MW Leistung, 6,8 Megapascal Druck, 50 Hertz) von Silowyje maschiny aus Sankt Petersburg ist eine Hochgeschwindigkeitsturbine (3000 1/min) in Schmetterlingsanordnung (auch Tandem-Compound) und der Konfigurationsformel ND+ND+HD+NP+NP+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und vier Niederdruckteilen mit einen Generator. Die Gesamtlänge des Turbosatzes beträgt 53 Meter und die Breite eines Niederdruckteils 9,6 Meter. Die Länge der letzte Turbinenschaufeln an den Niederdruckläufern beträgt 1,2 Meter. Alle fünf Läufer sind aus einem Stück geschmiedet, um die Schwächegefahr von Schweißnähten zu umgehen.[41]

Die Frischdampftemperatur am Eintritt in die Turbine beträgt 283,8 °C bei einem Druck von 68 Bar.[41][42] Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für zwei der vier Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers, in dem der Dampf erste Energie entzogen wird. Nach Durchströmen des Hochdruckläufers wird dem Dampf Wasser entzogen durch das Druckströmen von zwei hintereinander geschalteten mit Dampf beheizten Dampfüberhitzern. Anschließend wird der Dampf mit einer Temperatur von 270 °C[41] aufgeteilt über die vier zweiflutigen Niederdruckläufer geleitet. Nach Durchströmen wird der Restsattdampf in die Kondensatoren, in denen das Wasser durch einen getrennten Kühlkreislauf auf 20 °C gekühlt wird, zur Kondensation gebracht. Eine Besonderheit ist, dass von den insgesamt vier Kondensatoren jeweils zwei der Kondensatoren (1 mit 2 und 3 mit 4) im Kühlwasserkreis in Reihe angeschlossen sind, während normalerweise bei Turbinen die Kondensatoren immer parallel angeschlossen werden. Grund hierfür ist die Verringerung des Kühlwasserdruchflusses im Kühlkreislauf (143.680 bis 170.000 m3/h bei einer garantierten Leistung von 1195,4 bis 1198,8 MW[43]) und eine bessere Unterdruckregelung in Teilen des Kondensators. Außerdem besteht die Möglichkeit einzelne Abschnitte des Kondensators während des Betriebs zu warten, indem diese außer Betrieb genommen werden.[41] Sekundär ist es möglich durch weitere Anzapfungen an den Läufern bis zu 250 Gigakalorie an Wärmeenergie für Fernheizzwecke abzugreifen. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann. Von hier aus wird das Speisewasser mit der Speisewasserpumpe in weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 225 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.[42]

Die Turbine treibt einen wassergekühlten Generator des Typs TZW-1200-2UZ an, der bei einer Scheinleistung von 1333 MVA eine elektrische Leistung von 1200 MW bei einer Generatorspannung von 24 kV erreicht und mit einer Frequenz von 50 Hz arbeitet. Der Statorstrom liegt bei 2×16000 Ampere, der Läuferstrom bei 9560 Ampere. Der Läufer des Generators braucht für die Erregerspannung im Nennbetrieb eine Leistung von von 480 Watt. Der Generator erreicht im Nennbetrieb einen Wirkungsgrad von 90 %.[44] Für das Kernkraftwerk Kaliningrad war ursprünglich der Einsatz ebenfalls dieser Turbine vorgesehen, allerdings mit einem Generator des Typs TZW-1200-2AUChLZ. Grund hierfür ist die Gewährleistung einer Abgabeleistung von 1194 MW während parallel 250 Gigakalorie pro Stunde an Fernwärme ausgekoppelt werden sollten. Allerdings wurde zugunsten einer Turbine des Typs ARABELLE auf eine Bestellung dieses Generators verzichtet.[45]

Bei den ersten Turbinen dieses Typs, von denen insgesamt vier Stück bestellt wurden, jeweils zwei für die Kernkraftwerke Leningrad II und Nowoworonesch II, handelt es sich um die leistungsstärksten Hochgeschwindigkeitsturbinen, die weltweit bisher für Druckwasserreaktoren gefertigt wurden.[46] Lediglich das Kernkraftwerk Leibstadt besitzt eine Hochgeschwindigkeitsturbine, die mit 1275 MW mehr Leistung erreicht. Es handelt sich dabei allerdings um eine Turbine, die für Siedewasserreaktoren optimiert wurde und sich konstruktiv daher unterscheidet. Neben den beiden Referenzanlagen wurden noch zwei optimierte Varianten für das Kernkraftwerk Ostrowets bestellt, sowie vier für das Ur-Projekt des Kernkraftwerks Akkuyu.[41]

Alstom ARABELLE-1000
Alstom ARABELLE

Die Turbine ARABELLE von Alstom-Atomenergomasch aus Wolgodonsk ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Damit entspricht sie der Konfiguration der ARABELLE-1000, die in einem Leistungsspektrum von 900 bis 1400 MW eingesetzt werden kann.[47] Die Gesamtlänge des Turbosatzes beträgt 37,5 Meter. Die Länge der letzte Turbinenschaufeln an den Niederdruckläufern beträgt 1,43 Meter.[45][48] Was diese Konfiguration der ARABELLE einzigartig macht, ist die Verlegung der Dampfentspannung von den Niederdruckläufern in einen einzigen Mitteldruckläufer, der zwar mit dem Hochdruckteil einen Läufer bildet, jedoch wie ebenfalls der Hochdruckläufer nur einflutig ist. Damit Wird die Energie bei der Dampfentspannung effizienter als Drehmoment auf der Turbinenwelle umgewandelt, sodass die Niederdruckläufer lediglich die Restenergie aufnehmen und weniger Energie verloren geht.[49] Seitens Alstom handelt es sich bei der ARABELLE um ein erprobtes Produkt, das seit Ende der 1990er in den Kernkraftwerken Chooz und Civaux im Einsatz ist.[45] Seit 2007 vermarktet das neu gegründete Unternehmen Alstom-Atomenergomasch die ARABELLE ausschließlich für neue WWER-Anlagen der 1200 und 1300 MW-Klasse. Alstom hält einen Anteil von 49 % an dem Unternehmen, Atomenergomasch 51 %. Dies ermöglicht abseits der russischen Konkurrenzpropdukte die Vergabe von Aufträge an ausländische Unternehmen, sodass Alstom-Atomenergomasch lediglich die Läufer und den Generator, sowie die Blaupausen für die Maschine liefert.[50]

Die 6485,76 Tonnen Frischdampf am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von 68 Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des kombinierten Hoch- und Mitteldruckläufers, in dem der Dampf zuerst über die einflutige Hochdruckseite geleitet wird um ihm erste Energie zu entziehen. Der Druck ist danach auf 10,43 Bar reduziert worden und wird anschließend in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Anschließend wird der Dampf mit einer Temperatur von 270,4 °C über die zweite Seite des kombinierten Läufers über die einflutige Mitteldruckseite geleitet. Nach Durchlaufen dieser Stufe wird der Dampf auf die zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die in Reihe geschaltet sind, beträgt unter dem ersten Niederdruckläufer 0,05 Bar und unter dem zweiten Niederdruckläufer 0,06 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von 10 Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen mit einen Druck von 85 Bar gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 230 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.[51] Die Turbine treibt einen vierpoligen Generator des Typs GIGATOP-4 an,[45] der mit Wasserstoff gekühlt wird, während die Kühlung des Wasserstoffsystems wiederum durch Wasser erfolgt.[45] Im Bezug auf den Generator sind auch Variationen möglich durch den Einsatz von Maschinen anderer Hersteller.

Für das Kernkraftwerk Kaliningrad fiel 2012 die Entscheidung, eine ARABELLE-1000 einzusetzen. Da zu diesem Zeitpunkt bereits der Bau begonnen hatte und das Fundament für eine LMZ K-1200-6,8/50 gegossen war, stellte der Umstieg eine schwere Herausforderung da. Während für die russische Turbine das Gebäude eine Länge von 121 Meter aufweisen muss, was für die ARABELLE, die 102 Meter benötigt, mehr als ausreichend ist, benötigt das russische Modell nur eine Breite von 51 Meter, die ARABELLE jedoch 60 Meter. Die Gesamthöhe des Gebäudes ab Fundament muss für die ARABELLE ebenfalls höher sein. Als einer der Hauptnachteile der Niedergeschwindigkeitsturbinen und als einer der großen Vorteile von Hochgeschwindigkeitsturbinen ist die Baugröße. Aufgrund der größeren Abmaße der ARABELLE ist es nötig die Kräne in der Turbinenhalle größer zu dimensionieren, sodass höhere Lasten gehoben werden können. Darauf muss auch entsprechend das Gebäude ausgelegt werden. Der Vorteil gegenüber der Hochgeschwindigkeitsturbine ist jedoch, dass die Kapitalkosten für den Bau der Turbine etwa gleich liegen, jedoch die Effizienz dieser weitaus größer ist, da die Gesamtmenge an Bauressourcen gerechnet kostengünstiger kommen. Berechnungen von EVONIK haben ergeben, dass die Anlage hinsichtlich etwa 8 % vorteilhafter als der Einsatz einer K-1200-6,8/50 ist, sowohl aufgrund der 5 % höheren Effizienz und 2,8 % mehr Energieeinsparungen während des Volllastbetriebs, was etwa 30 % mehr Nettoleistung für den Block bedeutet. Der Kostenvorteil im Bezug auf diese höhere Effizienz wurde seitens Atomenergoprojekt Sankt Petersburg mit 13 Millionen Euro pro Jahr angegeben.[45]

Ebenfalls für den Einsatz vorgesehen war die ARABELLE für das Angebot des MIR-Konsortiums für die Blöcke 3 und 4 des Kernkraftwerks Temelín, da der Turbosatz mit einer garantierten Leistung von 1197 MW und der Flexibilität für den schnellen Lestwechsel von 100-20-100 % die Anforderungskriterien von ČEZ überbot.[52] Das MIR-Design erreicht diese Werte allerdings nur, wenn keine Fernwärme ausgespeist wird. Unter dieser Berücksichtigung und der Entnahme von weniger als 300 MW thermischer Leistung für Fernwärme, verringert sich die Bruttoleistung auf 1158 MW und die Nettoleistung auf 1078 MW.[53] Sicher zum Einsatz kommt die ARABELLE im finnischen Kernkraftwerk Hanhikivi mit einem Generator des Typs TA 1200-78.[54]

LMZ K-1200-6,8/25
LMZ K-1200-6,8/25

Die Turbine K-1200-6,8/25 von Silowyje maschiny aus Sankt Petersburg ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Der Entwurf dieser Turbine ist der Tatsache geschuldet, dass Silowyje maschiny feststellte, dass eine Verlängerung der Turbinenschaufeln von 1200 mm auf 1500 mm für effizientere und leistungsfähigere Projekte mit einer Hochgeschwindigkeitsturbine (3000 1/min )technisch kaum machbar war und die K-1200-6,8/50 nahe der technisch machbaren Grenze gelangte. Auf dieser Basis begann das Unternehmen mit einer Niedergeschwindigkeitsturbine ähnlich dem Entwurf der ARABELLE des Konkurrenten Alstom zu entwerfen mit Turbinenschaufelngrößen an den Enden der Niederdruckläufer mit Längen von 1500 bis 1760 mm.[45]

Die 6473 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von 68 Bar.[51][42] Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des kombinierten Hoch- und Mitteldruckläufers, in dem der Dampf zuerst über die einflutige Hochdruckseite geleitet wird um ihm erste Energie zu entziehen. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet.[51] Danach wird der Dampf mit einem Druck von 10,7 Bar[42] einer Temperatur von 269,8 °C über die zweite Seite des kombinierten Läufers über die einflutige Mitteldruckseite geleitet. Nach Durchlaufen dieser Stufe wird der Dampf mit einer Temperatur von 158,65 °C[51] bei einem Druck von 3,6 Bar[42] auf die zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die in Reihe geschaltet sind, beträgt unter dem ersten Niederdruckläufer 0,04 Bar und unter dem zweiten Niederdruckläufer 0,06 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von 10,26 Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 227,51 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.[51] In dieser Konfiguration ist der Turbosatz dafür ausgelegt einen Generator mit 1255 MW Leistung anzutreiben, die Bauform aber zulässt, dass bis zu 1750 bis 1800 MW elektrischer Energie erzeugt werden können.[42][41] Deshalb ist diese Turbine auch für Projekte wie dem WWER-1500 und dem WWER-1800 eine Option. Wie auch die Vorgängerturbinen ist die K-1200-6,8/25 darauf ausgelegt Fernwärme auszukoppeln.[43]

Siemens SST5-9000

Die Turbine SST5-9000 von Siemens aus Mülheim an der Ruhr ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HD+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Die SST5-9000 kann in verschiedenen Größen bestellt werden. Für den WWER-1200 kommen Hochdruckteile des Typs S60 zum Einsatz und Niederdruckteile des Typs L4×26.[55]

Die 6655,84 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von 68 Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Danach wird der Dampf mit einem Druck von 10,58 Bar einer Temperatur von 270,3 °C auf die beiden zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die parallel geschaltet sind, beträgt 0,06 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von 10 Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen mit einem Druck von 85 Bar gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 228,5 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.[51] An den Turbosatz kommt bei Siemens ein Generator des Typs SGen5-4000 zum Einsatz - ein Generator mit vier Polpaaren der eine Scheinleistung zwischen 1300 und 2200 MVA erreicht. Die Generatorspannung beträgt 27 kV.[56]

Siemens hat bereits mehrfach die SST5-9000 in einer Ausschreibung für diverse WWER-1200-Anlagen platziert, verlor diese jedoch gegen LMZ oder Alstom.[57] Als potentieller Auftrag wird derzeit die Ausschreibung für das Kernkraftwerk Paks II gesehen, da durch das Wettbewerbsgesetz der EU die Reglementierung und anschließende Wahl des Auftragnehmers anders funktioniert als außerhalb des EU-Raum.[58] Siemens besitzt in Ungarn ein Werk, in denen Gas- und Dampfturbinenkomponenten gefertigt werden.[57]

Turboatom K-1200-6,8/25

Die Turbine K-1200-6,8/25 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HD+ND+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und drei Niederdruckteilen mit einen Generator.

Die 6655,59 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von 68 Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Danach wird der Dampf mit einem Druck von 11,7 Bar einer Temperatur von 270,5 °C auf die frei zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die parallel geschaltet sind, beträgt 0,05 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von 10,3 Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 230 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.[51]

Der Einsatz dieser Turbine war ursprünglich für den russischen Markt vorgesehen, sowie für Neubauten in der Ukraine. Aufgrund des Konflikts mit Russland ist der Einsatz dieser Maschine aufgrund wirtschaftlicher Vorurteile fraglich.

Turboatom K-1200-6,9/25

Die Turbine K-1200-6,9/25 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Hierbei handelt es sich um eine konzeptionelle Turbine, die ähnlich dem Aufbau der K-1200-6,8/25 Silowyje maschiny ist, sowie der ARABELLE von Alstom-Atomenergomasch. Die Turbine arbeitet im gleichen Leistungsbereich, ist jedoch für Turboatom eine gänzlich neue Entwicklung. Der Einsatz dieser Turbine ist eher für Reaktoren des Typs WWER-1300 vorgesehen, jedoch auch für den Einsatz in Reaktorblöcken des Typs WWER-1200 angepasst. Aktuell befindet sich diese Turbine noch in der konzeptionellen Entwicklung.[59] Der Einsatz dieser Turbine war ursprünglich für den russischen Markt vorgesehen, sowie für Neubauten in der Ukraine. Aufgrund des Konflikts mit Russland ist der Einsatz dieser Maschine aufgrund wirtschaftlicher Vorurteile fraglich.

Sicherheitstechnik

Der WWER-1200 besitzt eine ganze Reihe von aktiven und passiven Sicherheitssystemen, die sich gegenseitig ergänzen. Hierdurch soll ein unkontrollierter Ablauf von Störungen verhindert und bei auslegungsüberschreitenden Unfällen zusätzliche Zeit gewonnen werden. Bei der Auslegung des WWER-1200 setzte man beim Entwurf des Reaktors hauptsächlich ein Augenmerk darauf die bereits bewährten Lösungen und Technologien der vorherigen Reaktoren des Typs WWER-1000 als AES-91 und AES-92 zu maximieren und optimieren, um so Kosten und Zeit zu sparen. Aufgrund der evolutionären Designpraxis konnten daher bereits Erfahrungen beim Bau der Reaktoren des Typs AES-91 und AES-92 genutzt werden um die passende Konfiguration der Sicherheitssysteme für das geforderte Sicherheitslevel der Anlage zu finden.[60]

Kernschadensfrequenz des WWER-1200 im Vergleich mit Druckwasserreaktoren der gleichen Leistungsklasse anderer Hersteller und der gleichen Baulinie

Um die Sicherheit der Anlage zu untersuchen wird eine probalistische Sicherheitsanalyse (kurz PSA) vorgenommen, im deutschen Sprachraum seit den Post-Fukushima-Maßnahmen auch politisch und volksdeutsch als „Stresstest“ bezeichnet, in der die Versagenswahrscheinlichkeit von einzelnen Sicherheitssystemen bei bestimmten Auslegungsunfällen mit der entsprechenden Karenzzeit analysiert wird, wie lange die Anlage intakt bleibt. Anhand des Schnittwertes der aus allen einzelnen Szenarien resultiert, kann die Kernschadenswahrscheinlichkeit und die Freisetzungswahrscheinlichkeit ermittelt werden. Anhand der Kernschadenswahrscheinlichkeit und des Zeitpunkts der PSA kann nach dem Modell von Wiktor Ignatiew ermittelt werden, ob es sich um ein Modell handelt, das dem Stand der Technik entspricht, fortschrittlich, oder veraltet ist. Während für ältere WWER-Anlagen in der PSA nur drei Kategorien für die Auslegungsbedingungen bestanden, wurde für den WWER-1200 für eine höhere Genauigkeit eine weitere Kategorie hinzugefügt, sowie eine Kategorie für die Auslegungsüberschreitung und eine für schwere Unfälle ergänzt. Als Folge der Reaktorunfälle von Fukushima-Daiichi wurden insbesondere Einwirkungen von Außen (EvA) berücksichtigt, darunter die Überflutung der Anlage, Tsunamis und Tornados. In allen Szenarios wurden drei initiierende Störungen angenommen: Verlust der gesamten Stromversorgung mit Verlust der Notstromversorgung, Verlust der Hauptwärmesenke und eine Kombination aus beiden.[60]

Auf Basis bewährter Rechenmodelle, die für diverse WWER-Anlagen eingesetzt wurden, wurde 2013 eine PSA für den WWER-1200/491 als Basisdesign zum Abschluss gebracht, in der die Kernschadensfrequenz mit 5,94×10-07 angegeben, womit die Wahrscheinlichkeit im Vergleich zum WWER-1000/320 etwa hundert mal geringer ist. Die Freisetzungswahrscheinlichkeit liegt bei 5,7×10-09.[60] Der WWER-1200/392M liegt in der PSA sicherheitstechnisch minimal hinter dem Schwestermodell mit einer Kernschadensfrequenz von 7,3×10-07.[61] Mit der Bestellung des Kernkraftwerks Hanhikivi wurde die Sicherheitstechnik und die PSA durch Unterscheidung weiterer Störungsszenarien weiter verfeinert um den Anforderungen der STUK zu entsprechen, sowie die Empfehlungen der WENRA umzusetzen. Der WWER-1200/522 erreichte dadurch eine Kernschadensfrequenz von 1,29×10-07.[62][63] Aufgrund der geringen Freisetzungswahrscheinlichkeit wurde das Ziel seitens des Designers der Anlage erfüllt, dass einerseits während des Normalbetriebs die sanitäre Zone auf 0,8 Kilometer um die Fortluftkamine der Blöcke verkleinert werden konnte und bei schweren auslegungsüberschreitenden Unfällen die Evakuierung in der näheren Umgebung ausgeschlossen werden kann.[2]

Überblick

Eine Übersicht der Systeme des WWER-1200 in den verschiedenen Versionen ist in der nachfolgenden Tabelle zu finden. Ein grüner Haken (Green check.svg) bedeutet, dass das Sicherheitssystem vorhanden ist. Grau unterpunktete grüne Häken (Green check.svg) enthalten eine Beschreibung der Redundanz, die beim Platzieren des Mauszeigers auf dem Haken ohne Mausklick angezeigt wird. Ein rotes Kreuz (Red x.svg) bedeutet, dass das Sicherheitssystem im Design nicht vorhanden ist. In den Zeichnungen bei den Systembeschreibungen sind aktive Systeme in rot und passive Systeme in grün gezeichnet.

Sicherheitssystem AES-2006/91 AES-2006/92 AES-2006E WWER-TOI
V-491[40] V-508 V-392M[40] V-501 V-522[64] V-527 V-529 V-513
Systeme für Schutz, Isolation, Betriebssicherheit und Sicherheitskontrollsysteme
Steuer- und Schutzsystem (Steuerstäbe) 121 121 121 121 121 121 121 121
HD-Notkühlsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
ND-Notkühlsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Notfall-Boreinspeisung Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Notspeisewassersystem Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg
Frischdampfabblasestation Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Dampferzeugerkühlsystem Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg
Gebäudesprühsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Nachwärmeabfuhrsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Nukleartechnischer Zwischenkühlkreislauf (SB) Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg
Brauchwassersystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Hochspannungs-AC-System für Sicherheitsräume Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Containment-Isolationsventile Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Borwasserlagersystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Notfall-Gasentlastungssystem (Primärkreis) Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Frischdampfabschlussarmaturen Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Notstromdieselaggregate Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
HVAC-System für Ringraum-Unterdruck Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Druckhalter-Sicherheitsventile Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Passive Sicherheitssysteme für Auslegungsstör- und -Unfälle
Kernflutsystem 1. Stufe Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Kernflutsystem 2. Stufe Red x.svg Red x.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg
Kernflutsystem 3. Stufe Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg
Wasserstoffbegrenzungssystem 1. Stufe Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Containment UJA+UJB 1,2 m+0,6 m 1,2 m+2,2 m 1,2 m+0,5 m 1,2 m+0,5 m 1,2 m+2,2 m 1,2 m+X,X m 1,2 m+X,X m 1,2 m+X,X m
Hilfssysteme für Beherrschung auslegungsüberschreitender Unfälle
Passives Wärmeabfuhrsystem (per Dampferzeuger) Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Passives Wärmeabfuhrsystem (per Containment) Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg
Kernfänger Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Wasserstoffbegrenzungssystem 2. Stufe Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Chem. Rückhaltesystem für Iod Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Kernfängerkühlsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Abklingbeckenkühlsystem Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
BAOT-Nachspeisesystem Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg
Mobile Dieselgeneratoren und Akkumulatoren Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg
Zusätzliche feste Dieselgeneratoren Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Notfall-Leittechniksystem und Schaltwarte Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg

Subsysteme

Aufgrund der Tatsache, dass die meisten Subsysteme bei Untervarianten identisch sind, werden hier hauptsächlich die Systeme der V-392M und V-491 erläutert. Lediglich Zusatzsysteme und starke Systemmodifikationen bei Untervarianten werden inklusive hier erläutert.

Betriebliche Hilfssysteme
  • Nachwärmeabfuhrsystem:

Das Nachwärmeabfuhrsystem (KKS "JNB") ist bei allen WWER-1200-Varianten identisch. Das Wasser des heißen Strangs der Primärleitungen wird abgeleitet und über einen Wärmetauscher zum nukleartechnischen Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen geleitet, der als Wärmesenke funktioniert. Anschließend wird das Wasser in den kalten Strang hinter der Hauptumwälzpumpe wieder in den Reaktor gepumpt. Das System kommt ebenfalls bei Auslegungsunfällen zum Einsatz, um Wärme aus dem System abzuführen, da der Wärmetauscher gleichzeitig als Subsystem des Niederdruck-Notkühlsystem dient. Die Redundanz des System beträgt 4×100 %.[65]

  • Nukleartechnischer Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen:

Dieser Zwischenkreislauf (KKS "KAA") dient zur Wärmeabfuhr aus den Sicherheitssystemen innerhalb und außerhalb des Reaktorgebäudes.[66]

  • Brauchwassersystem:

Das Brauchwassersystem (KKS "PCD") ist in allen WWER-1200-Anlagen nahezu identisch und dient als Hauptwärmesenke des nukleartechnischer Zwischenkühlkreislaufs für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen. Die Zirkulation des Wassers erfolgt mit Pumpen und die Kühlung mit Sprühteichnen, von denen jeder Block insgesamt zwei Stück mit einer Redundanz von 4×100 % bei der V-491,[65] und 2×(2×100 %) bei der V-392M.[67]

Aktive Sicherheitssysteme
  • Hochdruck-Notkühlsystem (SAOZ-WD):
  • V-392M (KKS "JNG"): Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 2×100 % und es speist direkt in die Loopleitungen 1 und 3 ein.[67] Die Pumpenleistung liegt bei maximal 900 Kubikmeter pro Stunde fördern bei einem Druck von 80 Bar. Das Wasser ist mit 16 Gramm pro Kilo Wasser mit Borsäure versetzt.[68] Die Kühlung erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen.[67]
  • V-491 (KKS "JND"): Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 4×100 %. Jeder der Pumpen, eine pro Loop, kann maximal 260 Kubikmeter pro Stunde bei einem Förderdruck von 79 Bar in jeden Loop des Reaktorsystems fördern. Das System befindet sich parallel zum Niederdruck-Notkühlsystem, das bei geringeren Druck zum Einsatz kommt. Beide Systeme fördern Speisewasser, das zu 16 g/kg mit Borsäure versetzt ist, um die Leistung der Kernspaltung im Unfallszenario zu reduzieren.[60][69]
  • Niederdruck-Notkühlsystem (SAOZ-ND):
  • V-392M (KKS "JNG"): Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 2×100 % und es speist direkt in die Anschlüsse des Kernflutsystems, damit direkt in den Reaktor.[67] Die Pumpenleistung liegt bei maximal 900 Kubikmeter pro Stunde fördern bei einem Druck von 25 Bar. Das eingespeiste Wasser ist mit 16 Gramm Borsäure auf ein Kilo Wasser versetzt.[68] Die Kühlung erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen.[67]
  • V-491 (KKS "JNG"): Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Niederdruck-Notkühlsystem beträgt 4×100 %. Jeder der Pumpen, eine pro Loop, kann maximal 900 Kubikmeter pro Stunde bei einem Förderdruck von 25 Bar in jeden Loop des Reaktorsystems fördern. Das System befindet sich parallel zum Hochdruck-Notkühlsystem, das bei geringeren Druck zum Einsatz kommt. Beide Systeme fördern Speisewasser, das zu 16 g/kg mit Borsäure versetzt ist, um die Leistung der Kernspaltung im Unfallszenario zu reduzieren.[60][69] Zum Einsatz kommt das System um das Reaktorsystem auf zirka 70 °C nach Abschaltung abzukühlen, wenn die Nachwärmeabfuhr über die Dampferzeuger nicht mehr effektiv genug ist (der Fall bei Temperaturen <130 °C und einem Druck <19,6 Bar).[66]
  • Notfall-Boreinspeisung:
  • V-392M (KKS "JND"): Die Notfallboreinspeisung hat eine Redundanz von 2×(2×50) % und für die schnellen Einspeisung von Borsäure in den Druckhalter und Primärkreislauf vorgesehen. Für die Bespeisung stehen zwei Tanks mit einem Volumen von 15 Kubikmeter bereit mit einer Borsäurekonzentration von 40 Gramm pro Kilo Wasser. Die Notfall-Boreinspeisung kann insgesamt 14,5 Kubikmeter pro Stunde in den Reaktor speisen bei einem maximalen Förderdruck von 245 Bar. Langfristig kann das Wasser zusätzlich aus dem Abklingbecken eingefördert werden.[68]
  • V-491 (KKS "JDH"): Die Notfallboreinspeisung hat eine Redundanz von 4×50 % und für die schnellen Einspeisung von Borsäure in den Druckhalter und Primärkreislauf vorgesehen. Bei Primär-zu-Sekundär-Leckagen kann so der Primärkreisdruck durch Leistungsreduzierung und Erreichen des Subkritikalität des Kerns schnell gesenkt werden. Zusätzlich kann bei Störungen ohne Reaktorschnellabschaltung so das Abschalten der Anlage garantiert werden.[60] Das Bor-Wasser-Gemisch, die Konzentration liegt bei 40 Gramm auf ein Kilo Wasser[69], wird hierzu aus vier separaten je 700 Kubikmeter großen Tanks[66] außerhalb des Reaktorgebäudes entnommen und arbeitet als Hochdrucksystem mit einem Druck von 79 Bar.[65] Es ist allerdings auch möglich das borierte Wasser mit einer Konzentration von 16 Gramm pro Kilo Wasser[69] aus dem Sumpftank zu entnehmen, das bei einem Kühlmittelverluststörfall genutzt wird. Gekühlt durch das SPOT-ZO und über den nukleartechnischen Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen wird dieses mit einem Druck von 79 Bar über die Anschlussstellen des Kernflutsystems direkt in den Reaktordruckbehälter eingespeist.[65]
  • Notspeisewassersystem:

Lediglich die V-491 ist mit diesem System (KKS: System "LAR", Pumpenanlage "LAS") ausgestattet. Das System speist mit einer Redundanz von 4×50 % Speisewasser aus einem Notspeisewassertank direkt in die Dampferzeuger. Zum Einsatz kommt es wenn das normale Speisewassersystem und das Hilfsspeisewassersystem nicht verfügbar sind.[60] Ein wichtiger Teil zur Funktion des Systems ist die Frischdampfabblasestation, da bei geschlossenen Hauptdampfarmaturen der Druck und zur Beibehaltung der Wärmesenke in die Atmosphäre abgelassen werden muss.[65]

  • Frischdampfabblasestation (BRU-A):

Die Frischdampfabblasestation (KKS "LBU") dient zur schnellen Druckreduzierung (BRU-A) im Sekundärkreislauf mit Ablassen des Dampfs in die Atmosphäre (BRU-A). [65]

  • V-392M: Das System besteht pro Loop aus zwei Impulsventilen (passiver Part) zur Druckreduzierung bei Überdruck und einem elektrischen Ventil (aktiver Part) zur manuellen oder automatisierten Druckentlastung. Benötigt wird das System unter anderem beim Betrieb des Dampferzeugernotkühlsystems oder bei Turbinenschnellschluss um den Block bei Nichtverfügbarkeit von BRU-K (Schnelle Druckreduzierung über Kondensator) abzufahren.
  • V-491: Das System besteht pro Loop aus einem Impulsventil (passiver Part) zur Druckreduzierung bei Überdruck und zwei elektrische Ventile (aktiver Part) zur manuellen oder automatisierten Druckentlastung. Benötigt wird das System unter anderem beim Betrieb des Notspeisewassersystems oder bei Turbinenschnellschluss um den Block bei Nichtverfügbarkeit von BRU-K (Schnelle Druckreduzierung über Kondensator) abzufahren.[65]
  • Dampferzeugernotkühlsystem (SAR):

Das Dampferzeugernotkühlsystem (KKS "JNB10 bis 40") ist die Alternative des Notspeisewassersystems des V-491, das einen generellen Wasserverlust durch Abfahren der Wärmelast über die Frischdampfabblasestation hat. Bei der V-392M erfolgt die Kühlung der Dampferzeuger in einem geschlossenen System. Die Kühlung des Systems erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen. Innerhalb des Dampferzeugersystems wird mit einer Redundanz von 2×(2×100) % das Wasser in die Dampferzeuger zurück gepumpt. Der passive Pendant zu diesem System wäre das SPOT.[67] Die Maximalleistung jedes Stranges beträgt 80 MWth, damit hat das Gesamtsystem eine Leistung von 160 MWth, die es aufnehmen kann. Das Kondensat auf dem Wärmetauscher hat nach Wärmeabgabe eine Temperatur von rund 40 bis 70 °C. Die Förderleistung eines einzelnen Stranges liegt bei 200 Tonnen pro Stunde, die allerdings fest ist und nicht regelbar.[68]

  • Gebäudesprühsystem:
  • V-392M (KKS "JMN"): Das System dient zur aktiven Druckreduzierung im Falle eines Kühlmittelverluststörfalls und der Reinigung der Luft im Reaktorgebäude von etwaigen Spaltgasen im Falle einer Kernschmelze. Außerdem kann über das System die chemische Zusammensetzung des Wassers im Abklingbecken und Sumpftank während Auslegungsunfällen gesteuert werden.[65][67] In weniger als 24 Stunden kann bei vollständigen Druckaustritt aus dem Reaktorsystem wieder der atmosphärischer Druck erreicht werden[66]
  • V-491 (KKS "JMN"): Das Gebäudesprühsystem der V-491 ist mit dem der V-392M identisch, außer dem Wegfall des Abklingbeckens als Wasserquelle.[65]
  • Notfall-Gasentlastungssystem (Primärkreis):

Das System (KKS "KTB2") ist standardmäßig in allen WWER-1200 eingebaut. Das System dient dazu bei auslegungseinhaltenden, als auch auslegungsüberschreitenden Unfällen wie einer Kernschmelze das Dampf-Gas-Gemisch aus dem oberen Plenum des Reaktordruckbehälters abzuleiten, sowie aus den Kollektoren der Dampferzeuger und dem Druckhalter.[60][69]

  • Notstromdieselaggregate:
  • V-392M (KKS "JMN"): Beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der zwei Reservetransformatoren stehen für den Block insgesamt zwei Dieselgeneratoren mit jeweils 100 % Kapazität und einer Leistung von 6,07 MW zur Notstromversorgung für maximal 72 Stunden bereit. Für die betriebliche Notstromversorgung gibt es zusätzlich einen Dieselgenerator für eine Betriebsdauer von maximal 24 Stunden.[70]
  • V-491 (KKS "JMN"): Beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der zwei Reservetransformatoren stehen für den Block insgesamt vier Dieselgeneratoren mit jeweils 100 % Kapazität zur Notstromversorgung bereit. Für die betriebliche Notstromversorgung gibt es zusätzlich einen Dieselgenerator und im Falle einer Auslegungsüberschreitung einen mobilen Dieselgenerator, der für den Betrieb einzelner Sicherheitssysteme genutzt werden soll.[65]
  • V-522 (KKS "JMN"): Die Auslegungsbasis der V-522 ist für die finnischen Anforderungen stark gestrafft worden. So gibt es beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der beiden Reservetransformatoren ebenfalls vier Dieselgeneratoren mit je 100 %, die zur Verfügung stehen. Da die finnischen Anforderungen immer eine Verfügbarkeit für jedes System diversitär fordern, gibt es einen Dieselgenerator für die wichtigsten Betriebssysteme der Anlage und, im Gegensatz zum russischen Modell V-491 das hierfür den gleichen Dieselgenerator nutzt, zusätzlich zwei Dieselgeneratoren für die Betriebsautomatik für den normalen Betrieb. Während Russland bei der V-491 mobile Dieselgeneratoren für den Betrieb der Sicherheitssysteme nutzt, gibt es bei der V-522 ein separates Dieselgeneratorenhaus, in dem sich insgesamt vier Dieselgeneratoren mit je 100 % Kapazität befinden, von denen zwei zur Versorgung der nuklearen Sicherheitssysteme dienen und zwei zu Versorgung der Hilfssysteme, sodass in der Störfallkategorie nur noch wenig Raum für eine hypothetische Auslegungsüberschreitung besteht.[65]
  • Druckhalter-Sicherheitsventile:

Die Sicherheitsventile am Druckhalter dienen zur Druckentlastung des Primärsystems bei Auslegungsunfällen und auslegungsüberschreitenden Unfällen. Durch das Öffnen wird Dampf aus dem Druckhalter in einen Entlastungstank gelassen, um so den Druck zu senken und Komponenten des Primärkreislaufs vor Überdruck zu schützen.[69]

Passive Sicherheitssysteme
  • Kernflutsystem 1. Stufe (GE-1):

Das Kernflutsystem (KKS "JNG") der ersten Stufe wird in allen WWER-1200 eingesetzt und besteht aus vier Druckspeichern, die mit einem nominalen Druck von 59 Bar arbeiten. Jeder einzelne Speicher beinhaltet 50 Kubikmeter Wasser, das mit 16 Gramm pro Kilogramm Wasser mit Borsäure versetzt ist. Jeder der Behälter hat ein Gesamtvolumen von 60 Kubikmeter.[71] [68] Im Gegensatz zum WWER-1000/320 wurde der Durchmesser der Leitungen von den einzelnen Speichern zum Reaktor vergrößert, sodass der Gesamtdurchsatz von 6 bis 8 kg/s auf 80 bis 100 kg/s erhöht werden konnte. Grund für die Änderung war die andere Auslegungsbasis der Blöcke aufgrund des Einsatzes von zusätzlichen passiven Systemen im Design.[71] Standardmäßig ist das Wasser des Kernflutsystems auf 50 bis 70 °C vorgewärmt.[66]

  • Kernflutsystem 2. Stufe (GE-2):

Das Kernflutsystem der zweiten Stufe (KKS "JNG") wird nur in der V-392M eingesetzt und umfasst insgesamt acht Druckspeicher mit einem Fassungsvermögen von jeweils 120 m3 pro Tank, in dem sich unter einem Druck von 1,5 bar frisches Deionat für den Primärkreis befindet, gemischt mit Borsäure, die in einer Konzentration von 16 g/3 vorliegt. Jeweils zwei Druckspeicher bilden einen Stcherheitsstrang, woraus sich eine Redundanz des Systems von 4×33 % ergibt.[67]

  • Kernflutsystem 3. Stufe (GE-3):

Das Kernflutsystem der dritten Stuge (KKS "JNG") wird nur in der V-513 und anderen TOI-Anlagen angewendet. Es besteht aus Tanks mit einem Gesamtvolumen von 720 Kubikmeter. Das mit Bor versetzte Wasser wird nach Abschluss des Betriebs der zweiten Kernflutsystemstufe aktiviert.[72][73]

  • Passives Wärmeabfuhrsystem (SPOT):
    Es gibt zwei Abwandlungen des Systems, die für den WWER-1200 zum Einsatz kommen und teilt sich nach den beiden Basismodellen auf, sowie die Folgeprojekte:
SPOT des WWER-1200/392M
  • V-392M: Der Reaktor besitzt ein passives Kühlystem für den Primärkreislauf, das SPOT (KKS JNB, Subsysteme 50 bis 80). Es besteht aus Wärmetauschern auf dem Dach des sekundären Containment und nutzt die Umgebungsluft als Kühlmedium.[15] Das System ist stetig im Stand by-Betrieb und auf Sekundärkreistemperatur und wird ausschließlich automatisch und passiv aktiviert, wenn der Druck >72,5 bar ist, oder bei einem Ausfall sämtlicher Stromversorgung nach 30 Sekunden, indem die Magnetspulen der Ventile abfallen und damit den Durchfluss für die Außenluft freigeben.[74] Im Primärkreislauf setzt bei einem Ausfall der Primärumwelzpumpen ein Naturumlauf ein der ausreicht um die Nachzerfallswärme an die Dampferzeuger abzuführen. Das Wasser im Sekundärteil der Dampferzeugern beginnt durch die Wärme aus dem Primärsystem zu verdampfen. Bei der Aktivierung des SPOT werden die Dampferzeuger durch absperren der Speisewasser- und Frischdampfleitungen isoliert, gleichzeitig werden die Ventile der Leitungen zu den SPOT Wärmetauschern geöffnet. Der entstehende Dampf strömt nun durch die Leitungen im Reaktorgebäude von den Dampferzeugern bis zu den Luftwärmetauschern außerhalb des sekundären Containments. Der Dampf durchströmt die Wärmetauscher von oben nach unten und überträgt die Wärme aus dem Sekundärsystem an die durch den Kamineffekt einströmende Luft wobei er kondensiert. Die Kühlluft wird in Rohrleitungen an der Außenseite des sekundären Containments entlang geleitet und wird am so genannten Filterblock, der für Dampf aus dem Ringraum zwischen primären und sekundären Containment dient, wieder in die Atmosphäre abgegeben; ein historisches Vorbild für dieses Kaminsystem ist der arabische Malqaf-Windfänger, eine Abwandlung des persischen Bādgir welche im nahen Osten zur Gebäudekühlung genutzt werden. Die Redundanz des SPOT beträgt 4×33 %. Der Dampf, der in den Luftwärmetauschern kondensiert, fließt anschließend als Kondensat über eigene Leitungen durch die Schwerkraft wieder zurück in die Dampferzeuger, um erneut verdampft zu werden. Hierdurch entsteht ein natürlicher Kreislauf nach dem Schema eines Zwei-Phasen-Thermosiphons, der zeitlich unbegrenzt arbeiten kann und daher die Kühlung des Reaktors, solange er intakt bleibt, aufrechterhalten kann.[15]
Die gesamte Regelung des SPOT erfolgt durch Klappen oberhalb und unterhalb der Luftwärmetauscher, die unterschiedlich regelbar sind. Der einfachste Fall ist der Stromausfall, bei dem die Klappen automatisch vollständig geöffnet werden und das SPOT mit voller Leistung die Kühlung übernimmt. Die zweite Regelmöglichkeit hängt vom Druck im Dampferzeuger ab: Steigt der Druck über 72,5 bar, beginnen sich die Klappen für die Wärmeabfuhr leicht zu öffnen. Hierdruch wird die überschüssige Wärme aus dem Dampferzeuger und der Druck im Sekundärkreis selbstregelnd und passiv gesenkt. Ab 80 bar sind die Klappen vollständig geöffnet, bei fallenden Druck schließen sich ab 78 bar die Klappen wieder und sind bei 68 bar wieder vollständig geschlossen. Diese Hysterese soll einen gewissen Vorsprung schaffen, bevor das System erneut aktiviert wird.[75] Durch diese Selbstregelung, je nach Druck im Reaktorsystem, steht das SPOT als ständig verfügbares Backup zur Verfügung bei Störungen, die einen Anstieg der Temperatur und damit des Drucks im Dampferzeuger verursachen.[76] Die Effektivität der Wärmeabfuhr ist allerdings von der Außentemperatur abhängig. Der Druck im Sekundärsystem ist dabei von der Temperatur im Primärsystem abhängig und sollte den Auslegungsdruck von 70 bar nicht überschreiten. Die Tabelle und das Diagramm zeigen stellen das Verhältnis von Dampferzeugerdruck, Außentemperatur und Abwärmeleistung bei einer Nutzung aller vier Stränge an. Ein weiteres Problem ist, dass das SPOT unter Umständen so effektiv ist, dass es eine Wärmeabfuhr von mehr als 60 K pro Stunde erreicht, was die Auslegungsgrenze des Reaktordruckbehälters überschreitet, dem Problem kann man durch Abschaltung von ein oder zwei der vier Teilsysteme begegnen. Eingesetzt kann das SPOT zwischen Außentemperaturen von -37 °C bis maximal 38 °C.[71] Eine indirekte Leistungsgrenze stellen auch die Luftwärmertauscher dar, die mit einer Kapaz0ität von je 8 MWth damit eine Gesamtnennleistung des Systems von 64 MWth vorgeben.[67]
Druck im
Dampferzeuger
Außentemperatur SPOT Leistung WWER V-392M.svg
-37 bis -20 °C -20 bis -10 °C -10 bis 0 °C 0 bis 10 °C 10 bis 20 °C 20 bis 38 °C
20 bar 71,9 MW 66,1 MW 60,5 MW 55,3 MW 50,4 MW 42,3 MW
30 bar 79,5 MW 73,4 MW 67,7 MW 62,2 MW 57,1 MW 48,7 MW
40 bar 85,4 MW 79,1 MW 73,2 MW 67,6 MW 62,3 MW 53,5 MW
50 bar 90,0 MW 83,7 MW 77,6 MW 71,9 MW 66,5 MW 57,6 MW
60 bar 94,1 MW 87,6 MW 81,4 MW 75,6 MW 70,1 MW 61,0 MW
70 bar 97,8 MW 91,0 MW 84,8 MW 78,9 MW 73,2 MW 64,0 MW
  • V-491: Das System besteht aus zwei Teilsystemen:
SPOT-ZO des WWER-1200/491
Das SPOT-ZO (KKS JMP) ist ein passives Containmentkühlsystem das bei Kühlmittelverluststörfällen zum Einsatz kommt. Der bei einem Kühlmittelverluststörfall freigesetzte Dampf wird an insgesamt 16 Wärmetauschern im oberen Bereich des Containments kondensiert, die jeweils in vier Subsystemen aufgeteilt sind, bestehend aus jeweils vier Wärmetauschern, die insgesamt 33 % des projektierten Wärmeaufkommens abführen können. Jeder der Wärmetauscher besteht aus 132 vertikal angeordneten Rohren mit den Abmaßen 28×3 millimeter und einer Länge von 5 Meter. Ein einzelner Wärmetauscher hat eine Wärmeaufnahmefläche von 75 Quadratmeter, womit das gesamte SPOT-ZO eine Fläche von rund 1200 Quadratmetern abdeckt. Die Wärmetauscher sind mit dem im Kuppelringraum befindlichen BAOT (Notfallwärmeabfuhrtank) verbunden, der das Wasser für die einzelnen Kondensatoren zur Verfügung stellt. Pro Strangsystem stehen neun BAOT-Sektionen zur Verfügung, die insgesamt 538 Tonnen Wasser beinhalten, womit sich im gesamten BAOT-Tank rund 2152 Kubikmeter Wasser befinden.
Bei einem Kühlmittelverluststörfall steigt die Temperatur im Containment auf über 100°C, auch der Druck steigt an womit der Siedepunkt bzw. Taupunkt des Wassers auf über 100°C ansteigt. Unter diesen Bedingungen kondensiert der Dampf im Containment an den Rohren der SPOT-ZO Kondensatoren, das Wasser in ihrem inneren erhitzt sich dabei auf 100°C und beginnt zu Verdampfen, der Dampf steigt auf und entweicht in die Atmosphäre wodurch die Wärme abgeführt wird, das verdampfende Wasser fließt aus dem BAOT nach.
Für die vollständige Wärmeabfuhr reichen drei der vier SPOT-ZO-Systeme die insgesamt eine Wärmeleistung von 17 bis 19 MW abführen können und neben dem aktiven Containmentsprühsystem dazu beitragen, bei einem Austritt von Dampf in das Reaktorgebäude den Druck abzubauen. Entgegen der V-392M kann das passive Wärmeabfuhrsystem bei der V-491 generell nicht zeitlich unbegrenzt betrieben werden da das Wasser im BAOT irgendwann vollständig verdampft ist. Im SPOT-ZO-Betrieb ist eine Funktion für mindestens 24 Stunden ohne Nachfüllen des BAOT gewährleistet. Es wird davon ausgegangen, dass nach Ablauf dieser Zeit der BAOT mit Notfallwasser, das am Kernkraftwerksgelände in Tanks zusätzlich gelagert wird, nachgefüllt wird.
Das an den SPOT-ZO Kondensaotoren kondensierte Wasser Tropft oder fließt im Containment nach unten in den Sumpf. Von dort aus kann es passiv den Kernfänger kühlen oder zur Bespeisung des Abklingbeckens oder des Reaktorkühlkreislaufs mit Hilfe entsprechender (aktiver) Pumpen genutzt werden.[77]
SPOT-PG des WWER-1200/491
Das SPOT-PG (KKS JMB) ist ein passives System für die Wärmeabfuhr aus dem Primärkreislauf über die Dampferzeuger auf der Sekundärseite, das sich 30 Sekunden nach Ausfall aller elektrischen Systeme aktiviert, indem die Magnetspulen der Ventile abfallen und damit den Durchfluss freigeben. Hierbei bleibt im Primärsystem ein durch die thermische Ausdehnung des Wassers im Kern angetriebener Naturumlauf bestehen, der weiterhin die Wärme des noch heißen Reaktorkerns zu den Dampferzeugern weiterleitet und dort durch diese Wärmesenke wieder abkühlt und zurück in den Reaktor zirkuliert. Das Wasser in den Dampferzeugern erhitzt sich dabei und verdampft.[78] Der Dampf wird über eine separate Anbidung am Dampferzeuger nach oben zum 41,1 Meter höher gelegenen Eintrittspunkt am BAOT geleitet.[76] Innerhalb des BAOT befindet sich in jeden der neun Tanks pro Sicherheitsstrang je ein Wärmetauscher, der die Wärme in den Tank abführt. Die Redundanz liegt hier ebenfalls bei 4×33 %. Der Dampf kondensiert in den Wärmetauschern und das Wasser fließt durch sein Eigengewicht[78] durch die 46,5 Meter langen Fallleitungen[76] zurück in den Dampferzeuger. Das Wasser im BAOT wird dabei erhitzt und beginnt nach einiger Zeit zu sieden, die Wärme wird mit dem dabei entstehenden Dampf final in die Atmosphäre abgeführt. Um das System zu aktivieren muss die Frischdampf- und die Speisewasserleitung abgesperrt werden, die Ventile an den SPOT-PG Leitungen müssen geöffnet werden; bei einem Verlust der Spannungsversorgung passiert das automatisch in allen vier Subsystemen,[78] ansonsten können die Systeme manuell aktiviert werden, insbesondere bei Störungen wie der vollständige Verlust aller Speisewasserquellen und bei Dampferzeugerleckagen für eine geschlossene Wärmeabfuhr.[76] Befindet sich kein Wasser in den Dampferzeugern müssen sie zunächst über das aktive Notspeisesystem wieder befüllt werden bevor das SPOT-PG arbeiten kann. Wie auch beim SPOT-ZO werden für den (manuellen) Normalbetrieb nur drei der vier Sicherheitsstränge verwendet um die Einsatzzeit des Systems durch spätere Umschaltung auf das vierte, das gleichzeitig als Redundanz bei Versagen eines Systems dient, erhöhen zu können, nach einiger Zeit reicht ein System alleine für die Wärmeabfuhr aus. Das SPOT-PG kann nach der Auslegung vor den Reaktorunfällen von Fukushima-Daiichi 24 Stunden ohne Operatoreingriffe autonom arbeiten wenn nur drei der vier Stränge genutzt werden werden. Bei einem Ausfall von mehr als 24 Stunden hätte der BAOT mit mobilen Pumpen nachgefüllt werden müssen, die auf dem Kernkraftwerksgelände gelagert werden. Untersuchungen nach 2011 zeigten, dass beim Betrieb aller vier Sicherheitsstränge bei minimaler Wärmeabfuhr, bei nicht überschreiten der kritischen Marke von 1200 °C an den Brennelementhüllrohren, die von der EUR geforderte Zeit von 72 Stunden erreicht werden kann. Nach dieser Zeit ist die Wärmefreisetzung des Reaktorkerns so gering, dass das Reaktorsystem in einen langfristig stabilen Zustand überführt werden kann, allerdings muss der BAOT nach dieser Zeit nachgefüllt werden. Ohne weiteren Betrieb des SPOT-PG würde nach weiteren 86 Stunden der Wasserstand im Reaktor durch Verdampfen soweit abfallen, dass der obere Teil der Brennelemente zu schmelzen beginnen würde. Bei einem kontinuierlichen Einsatz des SPOT-PG sinkt die Temperatur und damit der Druck im Primärsystem 13 bis 15 Tage nach Unfallbeginn so weit ab das die erste Stufe der Druckspeicher greift welche einen weiteren Druckabfall im System und damit ein mögliches Sieden im Kern verhindern.[78]
Als Problematisch angesichts der Erfahrung aus den Reaktorunfällen in Fukushima-Daiichi stellte sich heraus, dass der BAOT nicht mit einem System neu befüllt werden kann, sondern manuell mit einer temporären Versorgungsleitung befüllt werden muss. Daher wurde nach 2011 mit der Planung eines Befüllungssystems begonnen, das neben dem BAOT auch das Abklingbecken bespeisen soll. Hierzu wurde eine zusätzliche Pumpe mit geringer Leistung in der Dampfarmaturenkammer eingebaut, die entmineralisiertes Wasser aus Speichertanks des Sekundärkreislaufs sowohl in das Abklingbecken, als auch in den BAOT fördert. Die Pumpe kann sowohl mit den Dieselgeneratoren, mobilen Dieselgeneratoren und den Reserveakkumulatoren des Blocks versorgt werden. Dadurch konnte die Einsatzdauer des SPOT-PG auf bis zu 168 Stunden erweitert werden. Aufgrund konstruktionstechnischer Genehmigung steht das System für die Kernkraftwerk Leningrad II und Kaliningrad nicht zur Verfügung, für alle Folgeblöcke jedoch schon.[78]
  • Kernfänger (ULR):

Der Kernfänger (KKS "JKM") dient dazu im Reaktorschacht unterhalb des Reaktordruckbehälters bei auslegungsüberschreitenden Unfällen bei einer Kernschmelze mit Druchdringen des Reaktordruckbehälters das geschmolzene Corium aufzufangen. Es dient damit insbesondere als Schutz des dortigen Betonbodens vor einer thermomechanischer Einwirkung seitens des Coriums. Durch ein eigens integriertes Kühlsystem kann hier der Kern dauerhaft gekühlt werden und eine Subkritikalität des Gemisches gewährleistet werden, was die Freisetzung von Radionukliden und Wasserstoffgasen in das Containment reduziert. Um eine Subkritikalität zu gewährleisten, befinden sich zusätzliche Materialien wie Aluminiumoxide, Stahl und andere Zusatzoxide im Kernfänger, die durch das Corium ausgeschmolzen werden und damit die Dichte des Kernbrennstoffs im Corium weiter verringert. Zusätzlich wird Gadoliniumoxid als zusätzliches Neutronengift im Kernfänger eingesetzt. Der Kernfänger selber ist wartungsfrei.[60] Der Einsatz von Aluminiumoxiden ist insbesondere mit einer verringerten Freisetzung von Wasserstoff verbunden, da die beim Nachzerfall entstehenden Produkte die beiden Sauerstoffatome des Wassermolekühls H2O nicht verwenden, sondern der Aluminiumoxide Al2O3. Die Wasserstofffreisetzung ist hierdurch etwa um den Faktor vier geringer.[66]

Das Kühlsystem des Kernfängers umfasst ein aktives und passives System. Fällt der Strom aus, öffnen sich zwei Ventile, die Wasser aus dem Saumpftank direkt in die Außenhülle des Kernfängers leiten. Der Dampf steigt durch Schächte im Reaktorgebäude hoch und wird durch das SPOT-ZO gekühlt. Das kondensierte Wasser fällt zurück in den Sumpftank.[65][67] Der Sumpftank selber hat ein Wasservolumen von 1500 Kubikmeter.[79] Wenn die Schmelze nach längerer Zeit gekühlt im Kernfänger angekommen ist, geht man davon aus, dass die Stromversorgung wiederhergestellt ist, sodass über ein aktives System Wasser aus dem Abklingbecken über ein Sprühsystem über dem Kernfänger und der Schmelze versprüht werden kann.[65][67]

  • Chemisches Rückhaltesystem für Iod:

Nur die V-491 besitzt ein chemisches Rückhaltesystem für Iod (JNB50) im Falle einer Auslegungsüberschreitung. Das System besteht aus einem Tank, in dem eine 30 %ige Natriumhydroxidlösung untergebracht wird. Beim Verlust der Energieversorgung ist das System betriebsbereit und kann fernausgelöst über die Schaltwarte direkt in den Sumpftank passiv eingeleitet werden. Durch die Lösung soll Iod im Reaktorgebäude gebunden werden, das bei einer etwaigen Kernschmelze freigesetzt wird.[65]

  • Wasserstoffrekombinatoren:
  • V-392M: Im Reaktorgebäude befinden sich insgesamt 187 katalytische Wasserstoffrekombinatoren des Typs RWK-1000 und 12 des Typs RWK-500. Innerhalb von weniger als 24 Stunden können diese den Wasserstoffgehalt in der Luft des Reaktorgebäudes auf den Ursprungswert reduzieren.[67]
  • V-491: Im Reaktorgebäude befinden sich insgesamt 154 katalytische Wasserstoffrekombinatoren, die die maximale Wasserstoffkonzentration im auslegungsüberschreitenden Unfall bei 0,56 % halten soll bei einer Spizenkonzentration von 1,8 % jederzeit bei trockener Luftkonzentration.[66]


Steuerungstechnik

Allgemeiner Aufbau der Schaltwarte von Leningrad II-1 und 2

Die Anzahl des Betriebspersonals beträgt bei den in Osteuropa errichteten Blöcken zwischen 450 und 500 Personen, was darauf zurückzuführen ist, dass das Wartungspersonal für die Anlagen nicht von externen Unternehmen kommt, sondern im Kraftwerk fest eingestellt sind. Demnach befinden sich im Leistungsbetrieb pro Schicht etwa 150 bis 170 Personen in einem Block.[40] Die Steuerung des Kernkraftwerks erfolgt dabei aus der Schaltwarte, die sich in Reaktoren des Typs AES-2006/91 im Kontrollgebäude (KKS: UCB) befindet und das Reaktorgebäude im Rücken hat. Eine zweite Notstandswarte befindet sich zwischen Sicherheitsgebäude und Dieselgeneratoren zum Reaktorgebäude hin zugewandt. In Reaktoren des Typs AES-2006/92 befindet sich die Schaltwarte im den das Reaktorgebäude umgebende Hilfsanlagengebäude. Die beiden Schaltwarten sind unterschiedlich aufgebaut, sind aber in der Anordnung und in der Bedienung relativ identisch. Insgesamt gibt es drei voneinander unabhängige Arbeitsplätze für den Reaktorbetriebsingenieur, den Turbinenbetriebsingenieur und den Blockschichtleiter. Diese Arbeitsplätze sind separiert um die Konzentration auf den Betriebsprozess des Kraftwerks zu stärken. An den Arbeitsplätzen können keine Schalthandlungen vorgenommen werden, sondern lediglich die Prozessparameter beobachtet werden. Der operative Teil der Schaltwarte sind die Bedienpanele vor den Pulten. Von Dort wird die Anlage gesteuert, Aktoren in Betrieb genommen oder abgeschaltet werden, sowie betriebliche Parameter eingestellt werden. Der Zugang ist nur mit Genehmigung des Schichtleiters erlaubt. Ansonsten läuft der gesamte Betrieb des Blocks automatisch ab, sodass im stabilen Volllastbetrieb kein Eingriff der Operatoren nötig ist. Für den Anfahrbetrieb, den Abfahrbetrieb und bei Störungen steht ein weiterer Arbeitsplatz in der operativen Hilfszone zur Verfügung, in der der Blockschichtleiter die beiden anderen Ingenieure unterstützen kann. Der Hauptarbeitsplatz des Blocksichtleiters ist mit Anzeigen für Kameras ausgestattet, um die Situation im einzelnen Raumen des Blocks zu überwachen, sowie mit speziellen Kommunikationsschnittstellen für den innerbetrieblichen Ablauf, als auch für die Kommunikation mit externen Organisationen, inklusive der Möglichkeit über Videotelefonie zu kommunizieren.[15][16]

Schematischer Aufbau der Leittechnik

Die Steuerungstechnik des WWER-1200 basiert auf der Auslegung der WWER-1000-Anlagen, die für China und Indien exportiert wurden. Der generelle Aufbau der Leittechnik ist identisch und greift auf bewährte Plattformen zurück, die bereits in anderen Kernkraftwerken im Einsatz sind. So wird beim Reaktorschutz und bei Systembegrenzungen auf das TELEPERM XS von Areva zurückgegriffen[80] mit Anpassungen auf die russischen Bedürfnisse[81]und für die Betriebsleittechnik auf das TPTS-NT von WNIIAES.[80] Alle Systeme sind N+3 redundant ausgelegt, das TELEPERM XS ist auf drei Schaltschränke aufgeteilt. Durch den Einsatz digitaler Systeme kann sich die Anlage selbst auf Fehler überprüfen. Die starke Digitalisierung des Systems und der Einsatz von programmierbarer Hardware führt zu einer steigenden Gefahr eines Fehlers mit gemeinsamer Ursache aufgrund von Programmierfehlern, wodurch sich mehrere Systeme gegenseitig lahmlegen könnten. Um den Problem zu begegnen setzt man daher auf das Prinzip der Vielfalt,[81] weshalb als diversitäres Back-Up der Sicherheitsleittechnik ein fest verdrahtetes Back-Up auf Basis konventioneller Elektrotechnik zum Einsatz kommt.[80]

Infolge der Reaktorunfälle im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi wurde anhand der Erfahrungen, die beim Ausfall der dortigen Leittechnik während des Unfallverlaufs gewonnen werden konnten, das System für das AES-2006 neu geprüft. Hierbei wurden Mängel bei der diversitären Vielfalt festgestellt, darunter Probleme mit dem TELEPERM XS im Bezug auf die hardwaretechnische Umsetzung, da beide Systeme ineinander verzweigt waren, obwohl es im Areva EPR ähnlich eingesetzt wurde. Aufgrund dessen musste Areva die Leittechnik für die Anforderungen in Finnland und den USA abändern und ebenfalls eine räumliche Trennung der Systeme ergänzen. Um beim WWER-1200 eine nicht nur räumliche Trennung vorzunehmen, sondern auch eine Systemunabhängige, wurden die Signale, die beide Systeme über ursprünglich die gleiche Quelle entnahmenen, galvanisch getrennt, um eine eindeutige Trennung zwischen programmierbaren und nicht programmierbaren Systemen zu bilden. Das System reagiert daher zunächst auf das TELEPERM XS. Sollte kein Signal gebildet werden durch den Ausfall des Systems aufgrund eines Fehlers, übernimmt in genau dieser Reihenfolge das analoge Back-Up. Der Operator hat danach 30 Minuten Zeit das fehlerhafte Signal zu lokalisieren und zu beheben. Kommt kein Signal mehr zustande, übernimmt die analoge Regelung die Kontrolle über den Block vollständig und schaltet ihn ab, da ein Defekt an einer Baugruppe vorliegen könnte. DIe gesamte analoge Automatik steuert ebenfalls den Block beim Ausfall der Stromversorgung und schaltet das passive Wärmeabfuhrsystem SPOT ein.[81][82]

Die Steuerungstechnik ist digital und in drei sogenannte „Level“ eingeteilt: Level 0 umfasst alle Schalter und Sensoren, Level 1 die Reaktorkontrolle und Sicherheitssysteme und Level 2 die Benutzerschnittstelle. Die Benutzerschnittstelle, das bedeutet die schaltbaren Panele in der Schaltwarte, sind dabei mittels optischen PROFIBUS mit den Subsystemen verbunden, wobei alle Verbindungen N+1 redundant und diversitär aufgebaut sind. Für die Überwachung der Anlage können abseits der analogen Anzeigen in der Panelen in der Schaltwarte auch die Werte mittels einzelner Terminals abgerufen werden, die mittels Ethernet (je nach Einsatzort elektrisch oder optisch) angebunden sind. Das Ethernetnetzwerk ist ebenfalls redundant und diversitär aufgebaut. Während das Lettechniksystem für den normalen Betrieb jederzeit aufgerufen werden kann und per Rechner einzelne Werte angepasst werden können, ist das Reaktorschutzsystem auf Basis des TELEPERM XS nicht veränderbar. Die Wartung dieser Systeme findet über spezielle Schnittstellen statt und kann nur von leitenden Personal vorgenommen werden.[65]

Da der WWER-1200 vornehmlich als Reaktormodell in Russland zum Einsatz kommen sollte, war die Lastfolgefähigkeit der Reaktorblöcke eher sekundär, da der Netzbetreiber in der russischen Förderation nur kleine Leistungsregelungen seit Mitte 2000 von Kernkraftwerken anfordert, meist laufen die Anlagen daher im Grundlastbetrieb. Um das Reaktormodell allerdings auch in Europa genehmigungsfähig zu machen, fordern die European Utility Requirements genug Flexibilität von dem Reaktorblock, sodass die Anlagen zur Frequenzregelung eingesetzt werden können, sowie im Lastfolgebetrieb. Im WWER-1200 erfolgt die primäre Frequenzregelung vom System her automatisch und kann bei einer Bemessungsprimärfrequenzregelung mit ±2 % der Nennleistung erfolgen, für die Gesamtprimärfrequenzregelung erfolgt dies mit Leistungsregfelungen von +2 % oder -8 % der Nennleistung. Für eine sekundäre Frequenzregelung, das bedeutet für einen Inselbetrieb, ist der WWER-1200 nicht ausgelegt, lediglich dessen Nachfolger, der WWER-1300. Im Grundlastbetrieb soll der WWER-1200 im täglich flexiblen Betrieb die elektrische Leistung zwischen 80 und 100 % NNOM der elektrischen Nennleistung regeln können mit einer Leistungserhöhung von 0,2 % pro Minute und eine Entladung des Generators von 3 % pro Minute. Für eine richtige Lastfolge ist der Block nicht ausgelegt,[83] da das Brennelement des Typs TWS-2006 die Lastfolgefähigkeit bis auf 75 % NNOM begrenzt.[24] Der Block ist allerdings technisch bereits für eine Lastfolge von 100-50-100 % NNOM ausgelegt, sodass beim Einsatz anderer Brennstoffvarianten, die es bisher nicht gibt, der Block flexibler gefahren werden kann.[84]

Die Manövrierfähigkeit des WWER-1200 wird wie folgt angegeben, mit Berücksichtigung der Auswirkungen auf die Standfestigkeit der wichtigsten Komponenten:[84]

Betriebsregime Anzahl der Zyklen Beschränkung aufgrund Auswirkungen
auf die Komponentenstandfestigkeit
Änderung der Reaktorleistung mit mehr als 2 % und weniger als 5 % Leistung mit der Geschwindigkeit von 1 % pro Sekunde 7×106 Keine Auswirkungen
Änderung der Reaktorleistung mit einger Geschwindigkeit von mehr als 1 % pro Minute und weniger als 5 % pro Minute im Leistungsbereich von 50 bis 100 % 5×106 Keine Auswirkungen
Lastfolge mit geplanten oder ungeplanten Zeitplänen mit der Geschwindigkeit von 5 % pro Minute im Leistungsbereich von 50 bis 100 % 15000 Maximal 20000 Zyklen
Reaktorleistungsänderung im Leistungsbereich zwischen 50 und 100 % in Notsituationen mit Leistungserhöhung von 5 % pro Minute und Leistungsreduzierung mit 20 % pro Minute 100 Maximal 20000 Zyklen
Änderung der Reaktorleistung um 10 % mit der Geschwindigkeit von 5 % pro Sekunde 1000 Keine Auswirkungen
Änderung der Reaktorleistung um 20 % mit der Geschwindigkeit von 10 % pro Minute 65 Maximal 20000 Zyklen

Versionen

Entwicklung der Baulinie

Um eine hohe Standardisierung der Reaktormodelle bei gleichzeitiger Anpassung an Kundenwünsche zu gewährleisten, bietet Rosatom mehrere Varianten des WWER-1200 an. Das Basisprojekt der Gesamtlinie ist das technische Konzept 392M-TZ-001 (V-392M) sowie 392M-TZ-005 (V-491), die beide auf dem AES-2006 basieren. Für den Export werden die beiden Varianten unter der Bezeichnung WWER.1200E vermarktet auf Basis des WWER-1200/491, sowie als WWER.1200M auf Basis des WWER-1200/392M.[2] Die historische und technische Entwicklung der einzelnen Versionen ist in der rechts nebenstehenden Grafik zu finden.

V-392M

Die Version 392M ist das Prototyp-Basisdesign, das für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II entwickelt wurde. Die Anlage basiert insbesondere auf dem WWER-1000/466B als AES-92 und ist mit vornehmlich passiven Systemen ausgestattet mit einer eher auf N+1 ausgelegten Redundanz, jedoch mit zusätzlicher N+1-Redundanz innerhalb der einzelnen Sicherheitsstränge.[40]

WWER-1200 V392M.png WWER-1200/392M (Generation III+)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1199 MWel Leistung: 3212 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 1114 MWel Eintrittstemperatur: 298,2 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 85 MWel Austrittstemperatur: 328,9 °C Pumpenvolumenstrom: 5,97 m³/s ×4 Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 34,5 % Höhe des Kerns: 3,75 m Pumpenleistung: 6,8 MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,25 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6105 m² ×4 Rotation: 3000 U/min
Containment Abbrand: 60 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V392M.svg Betriebsdruck: 70 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 225,0 °C Scheinleistung: 1333 MVA
Auslegungsdruck: 5 bar Dampftemperatur: 283,8 °C Effektivleistung: 1200 MWel
Gebäudewandstärke: 1,2 + 0,5 m Dampfmassenstrom: 1602 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V-466P

Auf Basis des WWER-1000/466 als AES-91/99 sollte die Projektvariante V-466P mit WWER-1200 entworfen werden. Hierzu wurde der Entwurf des Reaktordesigns auf 3200 MW thermische Reaktorleistung abgeändert und die elektrische Bruttoleistung auf 1160 MW gesteigert. Die technischen Werte und der Aufbau entsprachen weitestgehend dem des WWER-1000/466, so auch das SPOT, das hier noch über einen Thermosiphon direkt an das Primärsystem angebunden war.[85] Der Entwurf wurde zugunsten des WWER-1200/491 nicht weiter verfolgt, jedoch das Layout der Anlage übernommen.

V-491

Die Version 491 ist das Basisdesign, das für das Kernkraftwerk Leningrad II entwickelt wurde. Die Anlage basiert insbesondere auf dem WWER-1000/466 als AES-91/99, sowie dem WWER-1000/428 als AES-91, und ist mit vornehmlich aktiven Systemen ausgestattet mit einer eher auf N+2 ausgelegten Redundanz.[40] Im Gegensatz zum V-392M handelt es sich bei der V-491 um das erste Serienmodell des WWER-1200, das ebenfalls im Kernkraftwerk Kaliningrad und dem Kernkraftwerk Ostrowets zum Einsatz kommt. Im Gegensatz zu den FOAK-Blöcken in Leningrad II, erhielten die Folgeblöcke einige Verbesserungen.

WWER-1200 V-491.png WWER-1200/491 (Generation III+)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1199 MWel Leistung: 3212 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 1109 MWel Eintrittstemperatur: 298,2 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 90 MWel Austrittstemperatur: 328,9 °C Pumpenvolumenstrom: 5,97 m³/s ×4 Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 34,5 % Höhe des Kerns: 3,75 m Pumpenleistung: 6,8 MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,25 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6105 m² ×4 Rotation: 3000 U/min
Containment Abbrand: 60 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V491.svg Betriebsdruck: 70 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 225,0 °C Scheinleistung: 1333 MVA
Auslegungsdruck: 5 bar Dampftemperatur: 283,8 °C Effektivleistung: 1200 MWel
Gebäudewandstärke: 1,2 + 0,8 m Dampfmassenstrom: 1602 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V-501

Die Version 501 war als spezielle Alternativvariante mit nur zwei Primärloops vorgesehen. Der Grund hierfür ist, dass durch die horizontalen Dampferzeuger dehr viel Platz im Reaktorgebäude verloren geht. Durch einen 2-Loop-Variante könnte Platz gespart werden, der sich auf die Kosten des Blocks, auch durch den geringeren Transportaufwand, positiv auswirken könnte. Zunächst war man davon ausgegangen zwei große Dampferzeuger zu nehmen, die bereits für den WWER-1500 entwickelt wurden.[32] Allerdings wurden auch verschiedene Konzepte mit stehenden Dampferzeugern in Erwägung gezogen, die in der Entwicklung des PGW-1200 endeten mit einer Länge von 20 Metern, einem Druchmesser von 5,2 Meter und einem Gewicht von 790 Tonnen. Bezogen auf den Platz konnte man vier Meter sparen, sodass der Raumdurchmesser im Reaktorgebäude nur noch 40 Meter betrug.[86] Der Dampferzeuger stellte allerdings für die Pumpenentwicklung ein Problem dar, da eine 10,9 MW starke Pumpe entwickelt werden müsste. Um die Regelbarkeit der Reaktorkühlung zu gewährleisten orientierte man sich daher ab 2014 an den koreanischen Reaktoren des Typs APR-1400 und OPR-1000, die mit einer 2×4 Loopanordnung errichtet wurden: Zwei heiße Stränge zu den Dampferzeugern und vier kalte Stränge mit vier Pumpen in den Reaktor. Dadurch wäre bei gleichzeitig größeren Durchsatz der Einsatz kleinerer Pumpen möglich.[87] Im Jahr 2015 wurde allerdings die Entwicklung des WWER-1200A zugunsten der Entwicklung des WWER-1300A aufgegeben.[88]

V-508

Mit der Version 508 wurde im Jahr 2011 eine Variante entwickelt die auf die Ansprüche osteuropäischer Kunden angepasst wurde und die Reste der tschechoslowakischen Nuklearindustrie, darunter federführend Škoda JS aus Tschechien, inkorporieren kann. Für den europäischen Markt und auf die möglichen Fertigungstechniken hinsichtlich Großkomponenten und auch der Automatisierung wurde daher mit dem MIR-Konsortium der MIR.1200 (WWER-1200/508) geschaffen. Angeboten wurde das Design erstmals für das Kernkraftwerk Temelín für den Ausbau der Blöcke 3 und 4 mit der Option eine Flotte von weiteren vier Reaktoren in Tschechien und der Slowakei zu errichten. Basisdesign ist die Version 491, die den Ansprüchen der Länder nicht genügte, da die konsequente räumliche Trennung und Erdbebensicherheit nicht nach den Maßstäben der EU realisiert wurde. Dies wurde im Design der Version 508 berücksichtigt und ausgebessert.[89][90] Für den Betrieb der Anlage wird die benötigte Personalstärke auf 0,35 Personen pro Megawatt nominal kalkuliert, womit im Block bei einer Leistung von 1200 MW rund 420 Personen benötigt werden.[53] Mit der Stornierung der Ausschreibung im Jahr 2014 wurde das Design nicht mehr weiterverfolgt, da durch den fehlgeschlagenen Versuch die tschechischen und slowakischen Teilhaber die Lizenzen zur Fertigung von Komponenten nicht erhielten.

WWER-1200 V-508.png WWER-1200/508 (Generation III+)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1200 MWel Leistung: 3200 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 1113 MWel Eintrittstemperatur: 298,2 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 87 MWel Austrittstemperatur: 328,9 °C Pumpenvolumenstrom: 5,97 m³/s ×4 Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 34,5 % Höhe des Kerns: 3,75 m Pumpenleistung: 6,8 MW ×4 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,35 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6105 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 60 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V491.svg Betriebsdruck: 70 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 225,0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 5 bar Dampftemperatur: 283,8 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 1,2 + 0,5 m Dampfmassenstrom: 1602 t/h Arbeitsspannung: kV

V-513

Nach dem Jahr 2010 wurde als Entwurf für einen TOI-Basierten Reaktor des Typs WWER-1200 die Version 513 entwickelt. Dabei handelt es sich, parallel zum WWER-1300 um eine gleichwertig ausgestattete Anlage mit einem zusätzlichen passiven Kanal, einem dritten Kernflutsystem.[91][92]

V-522

Die Version 522 für das Kernkraftwerk Hanhikivi ist eine evolutionäre Entwicklung der Version 491 hin zu einem mit den europäischen Normen übereinstimmenden Reaktordesign. Aufgrund der speziellen Vorgaben der finnischen Anforderungen für nukleare Sicherheit (YVL), die 2013 eingeführt wurden infolge der Reaktorunfälle im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi, der Anpassungen der European Utility Requirements, Empfehlungen der WENRA, wünschen seitens Fennovoima und aufgrund der speziellen Standortbedingungen, wurden am AES-2006 Anpassungen am Design vorgenommen.[64] So muss die Anlage aufgrund der Lage im sehr weiten Norden extremen Temperaturen zwischen -47 °C und +36 °C standhalten können mit starken Schnee- und Windlasten.[2]

Entgegen des Standarddesigns der Version 491 wurde für die Version 522 die Auslegung verbessert. Die Fläche der elektrischen Einrichtungen wurde auf 100 Quadratmeter reduziert, um mehr Platz für technologische Verbesserungen zu bieten, der die Anlagenleittechnik und die Elektronikeinrichtungen betrifft. Um die Wartungsfreundlichkeit zu erhöhen wurde der Nuclear Island ein Wartungsgebäude hinzugefügt. Aus diesen Änderungen und Modernisierung resultiert eine Minimierung der Arbeitsplätze im Kernkraftwerk, sowie einer Erhöhung der Standzeit der Gesamtanlage von 60 Jahre (V-491) auf 100 Jahre. Um gegen den Ausfall der Energieversorgung besser gewappnet zu sein, sowie eine bessere Energieversorgung während Wartungsarbeiten zu gewährleisten, stehen dem Kernkraftwerk neben den vier Notstromdiesel, die auch die Standardversion besitzt, zusätzlich sieben Dieselgeneratoren zur Verfügung, die jeweils mit entsprechenden Akkumulatoren verbunden sind, um eine unterbrechungsfreie Stromversorgung zu garantieren. Die Standardversion 491 besitzt neben den vier Notstromdiesel hingegen nur zwei zusätzliche Dieselgeneratoren, von denen jeder jeweils zwei Subsysteme versorgt. Die Räumlichkeiten, in denen die Leittechnik untergebracht ist, haben im Gegensatz zur V-491 ein um etwa 20 % mehr platz, um genug Raum für zukünftige Modernisierungen am Block zu haben.[64]

WWER-1200 V-522.png WWER-1200/522 (Generation III+)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1250 MWel Leistung: 3200 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 1175 MWel Eintrittstemperatur: 298,2 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 75 MWel Austrittstemperatur: 328,9 °C Pumpenvolumenstrom: 5,97 m³/s ×4 Niederdruckteile: 2 stck.
Wirkungsgrad: 36,7 % Höhe des Kerns: 3,75 m Pumpenleistung: 6,8 MW ×4 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,35 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6105 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 60 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V491.svg Betriebsdruck: 70 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 225,0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 5 bar Dampftemperatur: 283,8 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 1,2 + 0,5 m Dampfmassenstrom: 1602 t/h Arbeitsspannung: kV

V-523

Bei der Version 523 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 392M für die örtlichen Gegebenheiten in Bangladesch zur Installation im Kernkraftwerk Ruppur. Das technische Projekt soll bis 30. September 2019 fertiggestellt sein.[93]

V-527

Bei der Version 527 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 491 und 522 für die örtlichen Gegebenheiten in Ungarn zur Installation im Kernkraftwerk Paks. Der Block wurde stark auf Anforderungen des Eigentümers angepasst[94] und muss insbesondere aufgrund der Lage in einer erdbebengefährdeten Zone darauf ausgelegt werden.[95]

V-529

Bei der Version 529 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 491 und 522 für die örtlichen Gegebenheiten in Ägypten zur Installation im Kernkraftwerk El Dabaa. Die Blöcke müssen insbesondere an die Lage am Mittelmeer angepasst werden mit einer Durchlaufkühlung durch Meereswasser des Mittelmeeres. Der Wüstenstandort weißt außerdem einen sehr harten Boden auf, sowie starke seismische Parameter mit vertikalen Beschleunigungen von 0,1 g und horizontalen Beschleunigungen von 0,35 g. Auf Anforderung des ägyptischen Käufers muss die Anlage den Absturz eines großen Verkehrsflugzeug aushalten.[2]

Bau und Konstruktion

Für die Planung des Baus, des Betriebs und der Stilllegung von Reaktoren des Typs WWER-1200 und anderen neuen Anlagen der WWER-Baulinie, hat die Rosatom-Tochter Nischni Nowgorod Atomenergoprojekt zusammen mit Dassault Systèmes, bekannt für Produkte wie Solid Works oder 3DVIA, auf Basis der 3DEXPERIENCE-Plattform die Projektsoftware ENOVIA Version 6 entwickelt, bezeichnet als Nuclear Plant Management Model. Neben ENOVIA umfasste die Entwicklung auch die Anwendersoftware CATIA Version 6 zur automatisieren Dokumentation des Engineeringprozesses und DELMIA Version 6. Weltweit machte Atomenergoprojekt Nischni Nowgorod einen großen Schritt mit der Umsetzung, da es das erste Unternehmen ist, dass solch ein integriertes 3D-Managementsystem für die gesamte Laufzeit eines Kernkraftwerks umsetzte.[96] Grund für die Entwicklung des Systems war die Projektierung, Planung, Bau, Betrieb und Stilllegung von Kernkraftwerken zu vereinfachen und vor Ausführung zu verifizieren. Insbesondere bei der zuvor zum Einsatz kommenden Projektion von Kernkraftwerken war es schwer geplante Anlagenteile nahtlos ineinander einzufügen, sowie eine reibungslos funktionierende Ausführung auf der Baustelle zu gewährleisten. Durch den Einsatz der als Multi-D-Plattform bezeichneten Lösung erleichterte diese Probleme, da sowohl für das Engineering der Anlagen, für den Bau und für den Betrieb jederzeit zentral auf die Planungen zurückgegriffen werden kann. Insbesondere bei der Projektion bietet dieses System Vorteile, sodass gleichzeitig verschiedene Personen aus verschiedenen Städten gleichzeitig am selben Projekt arbeiten können, sowie durch Echtzeitfeedback gegenseitig schnelle Korrekturen an der Projektion durchführen können.[97] Multi-D umfasst insgesamt acht Dimensionen: Während die ersten drei Dimensionen alleine der 3D-Darstellung der Konstruktion dienen, umfasst die vierte Dimension den Zeitplan, die fünfte Dimension die physikalischen Volumen, die sechste Dimension die menschlichen Ressourcen, die siebte Dimension die Maschinen und Mechanismen und die achte Dimension die Kosten.[98]

Schematische Funktion des Equipmentkatalogs

Als Referenzprojekt wurden erstmals die Blöcke 3 und 4 des Kernkraftwerks Rostow mit dieser Technologie projektiert, geplant und realisiert. Sowohl bei der Planung, als auch bei der Ausführung konnte durch das Zurückgreifen auf das Multi-D-System für Lebenszyklusmanagement von komplexen Industrieanlagen die Bauzeit im Rahmen der Projektion gehalten werden, sowie Kosten genaustens kalkuliert werden.[97] Die Technologie wird seit der Etablierung in allen russischen Kernkraftwerksprojekten sowie allen Kernkraftwerken eim Exportspektrum von Rosatom eingesetzt.[99] Eine Besonderheit bietet das integrierte System zudem für die Lokalisierung der Komponentenfertigung, da auch Unternehmen im Ausland, die Teil der Rosatom-Lieferkette sind, auf die Projektdaten über einen Equipmentkatalog online auf eoncom.niaep.ru zuzugreifen um die Standardbeschribungen einzelner Komponenten und Produkte abzurufen. Hierdurch wird die Möglichkeit gegeben einzelne Komponenten in die Fertigung von der Fertigungszeit und den Fertigungskosten besser zu projektieren. Sekundär bietet es die Möglichkeit, dass über die Internetpräsenzen zakupki.gov.ru und zakupki.rosatom.ru Unternehmen weltweit an Ausschreibungen für einzelne Komponenten teilnehmen können.[100] Der Equipmentkatalog wird durch Hersteller und Lieferanten ergänzt. NIAEP dient am Ende nur als Verifizierungszentrum, dass die Komponente verwendet oder nicht. Ein großer Vorteil der Multi-D-Plattform ist daher die Kompatibilität mit anderen CAD-Softwares anderer Hersteller wie beispielsweise Intergraph, Bentley, Aveva oder auch den Systemen von Siemens. Das Plant Information Model kann am Ende alle einzelnen CAD-Zeichnungen zu einem Kraftwerksblock zusammensetzen und vor dem Bau eventuelle Planungsfehler wie aufeinandertreffende Rohrleitungen erkennen, was zur Lösung von Planungsproblemen vor dem Bau führt mit revidierten Versionen einer System- oder Komponentenzeichnung unter Berücksichtigung aller acht Multi-D-Dimensionen zur effizientesten und kostengünstigsten Lösung.[98]

Ursache für die Entwicklung dieses Systems waren große Probleme, mit denen man beim Bau der ersten vier AES-2006-Blöcke konfrontiert wurde. Für das Kernkraftwerk Leningrad II gab es beim Transport von Dampferzeuger vom Zulieferer ZiO Podolsk aus Podolsk, Oblast Moskau, große Probleme bei der Planung des Transports, da man immer nur von einem straßenseitigen Transport auf der gesamten Strecke ausging. Dazu hätten die Dampferzeuger allerdings auf der Ringstraße um die Hauptstadt Moskau transportiert werden müssen, was allerdings nicht genehmigungsfähig war, da keiner der Brücken die Lasten hätte tragen können. Daher war man gezwungen vor Moskau auf ein Schiff umzuladen, dass unter speziellen Sicherheitsanforderungen und Genehmigungen die Erlaubnis erteilt bekam, über die Moskwa durch Moskau am Kreml vorbei transportiert zu werden. Es handelt sich damit um den einzigen Transportweg um Schwerkomponenten aus Podolsk in Richtung Norden zu transportieren. Ähnliche Probleme gab es bei den Zulieferern für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II, bei dem starke Verzögerungen bei den Zulieferern auftraten durch Probleme in der Fertigung der Komponenten, allerdings auch wegen mangelnder Organisation seitens des Generalprojektanten Atomeneroprojekt Moskau. Um die Situation zu verbessern wurde eine eigene Abteilung beim Auftraggeber Rosenergoatom geschaffen. Hier wurde die Ursache in der fehlenden Vernetzung gefunden und die fehlende Kommunikation zwischen Teilnehmern am Bauprojekt. Als mit dem Bau der Anlagen begonnen wurde, gab es keine einheitlichen Blaupausen für die Blöcke, da die Beschaffung von Komponenten und Material, als auch die Pläne für die Anlage dauerhaft aktualisiert wurden, weshalb oftmals nach Umsetzung einer Arbeit diese am Ende nachgebessert werden musste, was zusätzliche Arbeitsstunden kostete und unter Umständen zu Konstruktionsfehlern hätte führen können, was daran liegt, dass im Hause des Planers Fachwissen zu bestimmten Fertigungsarten fehlte. Während Atomenergorpojekt mit seinen Schwesterunternehmen der Muttergruppe Atomenergorom den Bau stemmte, machte es die Konkurrenz anders. Areva hatte im eigenen Unternehmen keine Arbeiter mit dem know-how für die Fertigung von Sicherheitsbehältern, weshalb die Fertigung in Polen bei der Werft in Danzig in Auftrag gegeben wurde, die eng mit der Technologie arbeiteten und daher neben dem Entwurf auch die Technik dazu liefern konnten. Mit dem integrierten Management und dem Onlineproduktkatalog können diese Probleme umgangen werden.[101]

Für den Bau der Anlagen gibt es im Bezug auf den Beton im Bereich der Reaktorgebäude Vorschriften. Demnach wird für das primäre Reaktorgebäude ein Beton der Klasse V50 oder V60 eingesetzt, der eine Dichte von nicht mehr als 2350 kg/m3 aufweist. Für das sekundäre äußere Containment wird Beton der Klasse V25 oder V30 angewendet, allerdings nur in Bereichen, an denen andere Gebäudeteile angrenzen. An nicht durch andere Baustrukturen geschützte Stellen wird Beton der Klasse V50 verwendet, der bei starker Sonneneinstrahlung im Sommer nicht so stark schrumpft.[102] Obwohl beide Varianten des AES-2006, sowohl die V-392M als auch V-491 identisch sind, so gibt es bei der Umsetzung der baulichen Maßnahmen große Unterschiede zueinander. Einerseits gibt es Differenzen in der Konstruktion der Gebäude, andererseits werden unterschiedliche Bautechniken angewendet. Einen technischen Konsens bei der Umsetzung aller Projekte gibt es nicht.[101]

Atomprojekt Sankt Petersburg

AES-2006/91

Bau von Leningrad II

Das Layout der Anlage ist in der Design- und Planungsphase nach verschiedenen Ansätzen ausgelegt worden, darunter unter anderem den modularen Aufbau des Standortes um zwei Blöcke unabhängig voneinander und in Bauabschnitten zu errichten, eine rationale Verbindung der Gebäude um zusätzliche Wege zu vermeiden, sowie Vorsorge für den physischen Schutz der Gebäude. Durch rationales Positionieren von Anlagenteilen, beispielsweise feuergefährliche Lagereinrichtungen entfernt vom Gebäude zu errichten, sollten Gefahren ausgeschlossen werden. Die Positionierung eines AES-2006/91 richtet sich insbesondere nach der Besonderheit der Kühlmethode der Anlage. So wird die Turbinenhalle in vorteilhafter Lage zum Kühlturm oder Kühlwasserpumpenbauwerk positioniert und sämtliche Hilfsanlagen um den aktiven Produktionsteil der Anlage, der der das Zentrum eines Blocks bildet bestehend aus Reaktoranlage und Maschinenhalle, herum positioniert. Ausgerichtet ist die Maschinenhalle in I-Antworten in Prooduktionsrichtung, das heißt von Reaktor zur Turbine, zu den Maschinentransformatoren und Einspeisung in die Kraftwerksschaltanlage. Um genügend Platz für die Installation zusätzlicher Rohrverbindungen wie Fernwärmeleitungen oder für Transportrouten zu haben, beträgt der Abstand von Block zu Block ab einer Doppelblockanlage bis zur Multiunit-Station 200 Meter von Achse zu Achse zueinander. Bei dem Einsatz von Kühltürmen werden diese auf dem Standort hinter der Turbinenhalle (in Produktionsrichtung) positioniert. Vor dem Reaktorgebäude entgegen der Produktionsrichtung befinden sich die Sprühteiche zur Kühlung der Reaktorhilfsanlagen.[69]

Bei dem Aufbau der Gebäude setzte man vornehmlich auf kurze Leitungswege zwischen dem Reaktorgebäude und den Hilfsanlagen, sowie der Turbinenhalle. Daher befinden sich die Hilfsanlagen und die Turbinenhalle direkt um das Reaktorgebäude herum. Durch die Konstruktion aller Gebäude aus Stahlbeton ist es möglich die Strahlenbelastung für das Personal während dem Anlagenbetrieb zu minimieren. In Gebäudeteilen mit mehreren Sicherheitssträngen gibt es eine physische Trennung der einzelnen Systeme mit Wänden um auch bei einem Brand die Funktionsfähigkeit der Systeme zu gewährleisten und ein Übergreifen zu verhindern oder zu verzögern. Die Turbinenhalle ist in I-Konfiguration zum Reaktorgebäude angeordnet um bei einem Zerreißen der Turbine keine Trümmerteile auf das Reaktorgebäude zu katapultieren, wodurch Beschädigungen auftreten könnten.[60] Im Gegensatz zur passiven Konstruktion V-392M handelt es sich bei der V-491 um eine monolithisch mit Beton gegossene Konstruktion.[101] Das Reaktorgebäude ist gegen den Absturz eines 5,7 Tonnen schweren Kleinflugzeug ausgelegt,[64] sowie gegen Erdbeben mit einer Beschleunigung von 0,25 g. Demnach ist das sichere Abschalten der Anlage bei einem Erdbeben der Stärke 8 auf der MSK-64-Skala noch möglich, während das Betriebsauslegungserdbeben aus der MSK-64-Skala in der Auslegung der Stärke 6 entspricht.[60] Als Nachteil wird allerdings gesehen, dass aufgrund des passiven Wärmeabfuhrsystems SPOT-PG rund 1600 Tonnen auf einer Höhe von 41,5 Meter positioniert sind und das Gebäude bei starken Bewegungen daher kopflastig ist. Dies stellte ein schwer lösbares ingenieurtechnisches Problem dar, das man durch Verstärkung der Struktur vermeiden will.[101] Zum Sicherheitsbereich des nuklearen Anlagenteils gibt es mehrere Kontrollstationen. Eine Doppelblockanlage dieses Typs benötigt zusammen mit anderen hydrotechnischen Bauwerken und Kühltürmen eine Fläche von 90 Hektar.[60]

Der Bau der Blöcke erfolgte ursprünglich nach dem Modell, dass Areva auch am dritten Block des Kernkraftwerks Olkiluoto angewendet hatte, dass ganze Ringe des Reaktorgebäudes am Boden vormontiert werden, zusammen mit der Bewährung und diese dann auf das zuvor installierte und betonierte Segment aufsetzt.[101] Für das Kernkraftwerk Ostrowets ist man von dieser Bauweise abgesprungen und auf Segmentinstallation umgestiegen.

AES-2006/E

Der Aufbau des AES-2006/E differenziert vom AES-2006 hinsichtlich detaillierter Merkmale. Generell ist die räumliche Trennung konsequenter umgesetzt, sowie wichtige Gebäude durch ihre Lage zueinander physikalisch am Standort getrennt. Sinn dahinter die sind die EUR-Vorgaben, denn durch dieses Schema soll verhindert werden, dass es zu einem Ausfall eines anliegenden Systems aufgrund gemeinsamer Ursache kommt, eine direkte Lehre aus dem Zwischenfall im Kernkraftwerk Forsmark im Jahr 2006. Durch den kompakten Aufbau in einem großen Gebäudekomplex der Nuclear Island können Wege innerhalb des Kernkraftwerks gespart werden, die ansonsten für nötige Trassen oder für lange Laufwege des Personals benötigt werden müssten. Die Turbinenhalle ist längs angeordnet um etwaige Schäden am Reaktorgebäude durch fliegende Teile der Turbine zu verhindern. Insbesondere die Umsetzung der von den EUR geforderten 72 Stunden-Regel wurde konsequent umgesetzt. Die Automatisierung der Anlage wurde optimiert und die europäische Norm umgesetzt. Die Anlage kann nach Eintritt eines Unfalls sich 72 Stunden ohne Eingriff des Personals selbst regeln. Bei dem Eintritt einer passiven Nachwärmeabfuhr aus dem Block, fährt die Anlage allerdings nur 12 Stunden ohne Regelung durch das Personal eigenständig, entgegen zur Standardversion 491 hat die Version 522 jedoch größere Wasserspeicher für das System und kann 72 Stunden die Nachwärmeabfuhr passiv sicherstellen. Die 72 Stunden-Regel findet auch bei der Sicherstellung der Notstromversorgung Anwendung bei vollständigen Verlust der externen Stromversorgung, sowie bei der Vorhaltung von Speisewasser für die Dampferzeuger. Anders verhält sich die Regelung beim Eintritt auslegungsüberschreitender Unfall, bei der die Anlage nur, allerdings mindestens, 30 Minuten lang automatisch die Regelung übernimmt und das Containment mindestens 24 Stunden lang, ohne Berücksichtigung der Maßnahmen die durch das Personal getroffen werden, seine hermetische Dichtigkeit beibehalten muss.[65]

Auf Basis von Ergebnissen aus der probalistischen Sicherheitsanalyse und Empfehlungen sind im Gegensatz zur Variante AES-2006/91 auch alle Nebengebäude gebunkert ausgeführt worden. Durch diese Auslegungsvariante sind die Gebäude für einen Absturz eines 400 Tonnen schweren Verkehrsflugzeug ausgelegt, sowie gegen Querbeschleunigungen bei Erdbeben von 0,35 g.[64]

Atomenergoprojekt Moskau

Bau von Nowoworonsch II-1

AES-2006/92

Der Bau der Blöcke erfolgt nach dem Modell, dass bereits zur Sowjetzeit angewendet wurde, dass einzelne Segmente des Reaktorgebäudes nacheinander installiert werden auf das zuvor installierte und betonierte Segment.[101] Die 128 Spannseile für das Reaktorgebäude werden mit jeweils 11,4 Meganewton vorgespannt.[103] Ausgelegt ist das Reaktorgebäude für den Absturz eines LearJet 23 mit einer Masse von 5,7 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 100 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 12 m2. Für die späteren auf TOI-Basis ausgelegten Reaktorgebäude, beispielsweise auch für Bangladesch, ist zusätzlich der Absturz einer Phantom RF-4E mit einer Masse von 20 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 215 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 7 m2 als Auslegungsbasis vorgesehen, sowie der Absturz einer Boeing 747-400 mit einem Gewicht von 400 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 150 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 50+50 m2.[104] Konstruktiv bemängelt wurde von Experten mehrfach, dass es Bedenken bei den Luftwärmetauscher des SPOT gebe und unter bestimmten Bedingungen, beispielsweise an Küstenstandorten, korrodieren könnten.[101] Die Turbinenhalle ist im Gegensatz zur aktiven Variante V-491 bei der V-392M als einfache Metallrahmenkonstruktion ausgelegt.[101]

Im Vergleich zum WWER-1000/320 ist der WWER-1200/392M viel aufwändiger konstruiert mit mehr Subsystemen[67] und damit das völlige Gegenteil zum Konkurrenzprodukt AP1000, der zum Ziel hatte weniger Systeme durch Vereinfachung im Gegensatz zu seinen Vorgängeranlagen zu haben,[105] wie aus der folgenden Tabelle hervorgeht.[67]

Einrichtung V-320[67] V-392M[67] AP1000[105]
Technologische Systeme 247 482 N/A
Pumpen 339 482 180
Ventilationsanlagen 676 1600 N/A
Hebeeinrichtungen 35 158 N/A
Steuerstabanzahl 75 121 N/A
Ventile 4319 6175 1400
Schrittkettenabläufe 34 154 N/A
Tech. Schutzeinrichtungen 3686 11.140 N/A
Messkanäle 6238 12.081 N/A
Prüfungen bei Inbetriebnahme 1638 2231 N/A

Kühleinrichtungen

Bau von zwei Standardkühltürmen am Kernkraftwerk Ostrowets

Für die Basisprojekte wurden jeweils zwei unterschiedliche Lösungswege angewendet für die Kühlung der Anlage, auch für die Exportprojekte differenzieren die Kühlkonzepte. Für das Kernkraftwerk Leningrad II kommen beim ersten Block zwei Naturzug-Nasskühltürme mit einer Höhe von 150 Meter zum Einsatz nach einer russischen Konstruktion. 2012 wechselte man den Entwurf für die Kühltürme des zweiten Blocks und ersetzte beide Planungen durch einen einzelnen 167 Meter hohen Standardkühlturm.[101] Da das Kernkraftwerk Leningrad II als Kühlmedium das Meerwasser aus der Ostsee nutzt, sind die Kühltürme speziell ausgelegt worden für den Einsatz von Salzwasser. Die internationalen Erfahrungen dazu sind relativ knapp, da es weltweit bis 2015 nur etwa 60 Kühltürme gab, die mit Meerwasser arbeiteten.[106] Für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II kommen zwei Naturzug-Nasskühltürme mit einer Höhe von 171,5 Meter zum Einsatz nach einer deutschen Konstruktion.[101] Die gleichen Kühltürme kommen auch für das Kernkraftwerk Rostow zum Einsatz. Die Kühltürme sind aus Beton des Typs V45 mit einer Standzeit von 60 Jahren.[107]

Nach dem Review der Konstruktionen für den WWER-TOI war aus Gründen des Aufwandes und der Kosten, insbesondere auch wegen dem Platzbedarf die Konstruktion von großen Kühltürmen, wie man sie für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II einsetzte, vorteilhafter, weshalb man sich auf die Entwicklung eines Standardkühlturms einigte.[101] Bereits 2012 hatte man für das Kernkraftwerk Ostrowets, das Kernkraftwerk Kaliningrad und das Kernkraftwerk Nischni Nowgorod mit dem Entwurf eines 167 Meter hohen Naturzug-Nasskühlturms mit einem Durchmesser an der Basis von 128 Meter begonnen. Hierbei sollte es sich insbesondere zur Lokalisierung um einen russischen Kühlturm handeln. Die Bauzeit wird auf 3 Jahre für einen Kühlturm veranschlagt, der für einen Betrieb von 60 Jahren ausgelegt ist, die technischen Anlagen aber nach 25 bis 30 Jahren getauscht werden müssen.[108][109]

Als Alternative zu den Nasskühltürmen wurde 2015 der Einsatz von Naturzug-Trockenkühltürmen mit einer Höhe von 190 und 210 Meter für die Blöcke-3 und 4 des Kernkraftwerks Leningrad II untersucht.[110] Ursache hierfür waren Konflikte mit Anwohnern, die unter anderem die Versalzung durch den Wassersdampf des Grünflächen kritisierten. Nach einem Kostenvergleich und der Vergleich der benötigten zusätzlichen Energie, die benötigt werden würde, verzichtete man auf die Option, zumal die Kosten für solch einen Trockenkühlturm etwa vierfach höher liegen als für einen Nasskühlturm.[111]

Für das Kernkraftwerk Ruppur in Bangladesch ist der Einsatz von Naturzug-Nasskühltürmen keine Lösung, weshalb man den Einsatz von zwangsbelüfteten Zellenkühlern in Erwägung zieht. Da der Platz am Standort stark eingeschränkt ist entwirft Atomprojekt Sankt Petersburg ein kompakteres Zellenkühlerdesign speziellen für den Einsatz in Bangladesch.[112]

Nowoworonesch II[107] Leningrad II-1
(2 Kühltürme)
Standard Trockenkühlturm
Variante 1
Trockenkühlturm
Variante 2
Gesamthöhe 171,5 m 150,0 m[113] 167,0 m[113] 190,0 m 210,0 m
Bewässerungshöhe 115 m
Rieselplattenhöhe 13,1 m
Ø Auslass 72,0 m 74,1 m[114] 80,9 m[114] 114,9 m
Ø Einlass 129,5 m 124,1 m[114] 128,2 m[114] 191,9 m 196,3 m
Ø Fundament 136,5 m
Benötigte Fläche 20.000 m2[113] 11.400 m2[113]
Thermische Leistung 2215 MW
Wassertemp. Eintritt 42,9 °C
Wassertemp. Austritt 31,0 °C
Temperaturdifferenz 11,9 °C
Kühlwasserdurchsatz 160.000 t/h 170.000 t/h[113] 150.000 t/h[113] 195.000 t/h
Verdunstung 2896 t/h 3770 t/h[115]

Abtransport abgebrannter Brennelemente

Zur Zwischenlagerung und zum Transport kommen Behälter des Typs TUK-146 zum Einsatz. Dieser wurde zum Transport für Brennelemente der Reaktoren des Typs WWER-1000 und WWER-1200 gezielt von Atomenergomasch entwickelt, dessen Tochterunternehmen Petrosawodskmasch im September 2013 einen ersten Prototypen fertigte.[116] Anforderung war es neben dem Transport den Behälter so auszulegen, dass er auch in ein Endlager gebracht werden könnte. Der Behälter, der 18 Brennelemente aufnehmen kann, besteht aus hochfesten Gusseisen und Kugelgraphit. Das Arbeitsgewicht des Behälters liegt bei 118 Tonnen, eine Höhe von 5,916 Meter und einen Durchmesser von 2,48 Meter - mit Transportsicherung 2,77 Meter. Der Transportbehälter ist dafür ausgelegt, dass jedes Brennelement eine Nachwärmeleistung von 2 kW aufweist, weshalb der abgebrannte Brennstoff vor dem Beladen insgesamt sechs Jahre im Abklingbecken verbleiben muss.[117] 2015 kündigte das Ischorawerk der OMZ-Gruppe ebenfalls an einen gleichwertigen Behälter mit der Bezeichnung TUK-151 zu fertigen.[118]

Wirtschaftlichkeit

Kernkraftwerke sind langfristige Investitionen, denn während des Abschreibungszeitraumes werden meist nur die Kosten für Betrieb und Kapitaldienst eingespielt. Erst nach erfolgter Abschreibung produziert ein Kernkraftwerk konkurrenzlos billigen Strom und wird für den Betreiber zum reinen Gewinnbringer. Da auf dem angelsächsischen Markt das kurzfristige Gewinndenken überwiegt, haben neue Kernkraftwerke einen schweren Stand. Neben einer hohen Einspeisevergütung im Abschreibungszeitraum, um dem Investor vom ersten Tag an Traumrenditen zu ermöglichen, kann auch eine erfolgreiche Kommunikationsstrategie das Interesse an einer Kernkraftinvestition wecken.

Eine Kommunikationsstrategie kann darin bestehen, die Investitions- und Betriebskosten von Kernkraftwerken klein zu rechnen, um auch während des Abschreibungszeitraumes gegen konventionelle Kraftwerke wettbewerbsfähig zu sein. So kommt eine Studie von Gidropress aus dem Jahr 2006 zu dem Schluss, dass der WWER-1200 bereits für 1000 €/kW (35500 Rubel/kW) errichtet werden könnte.[119] Tatsächlich kosteten die FOAK-Anlagen am Kernkraftwerk Nowoworonesch II (V-392M) im Jahr 2013 rund 2933 $/kW,[120][121] als Schnittwert wird daher in Russland von Kosten in Höhe von 3200 $/kW ausgegangen. Die Kosten sind nur schwer konkurrierbar mit konventionellen abgeschriebenen Kraftwerken.[122] Das Modell V-491 ist im Schnitt um etwa 5 bis 7 % teurer, begründet durch den Mehraufwand der Sicherheitssysteme und der geringeren kompakten Bauweise, allerdings ist die Fertigung für den Export einfacher, insbesondere bei einer etwaigen Lokalisierung.[101] Innerhalb von Europa sind die Anlagen im Schnitt teurer aufgrund des Ausschreibungsmodells, mit dem Rosatom kein Komplettpaket anbieten kann. Die europäische Referenzanlage Hanhikivi darf daher, um nach 30 Jahren abgeschrieben zu sein und um gleichzeitig die Erzeugungskosten konkurrenzfähig niedrig auf 35 €/MWh zu halten, nicht mehr als 7 Milliarden Euro kosten.[123] Über die gewährte Standzeit von 60 Jahren bei der angegebenen Verfügbarkeit von 92 % würde aus der Rechnung 60 a×1200000 kW×8766 h×0,92×0,035 €/kWh ein Reingewinn von zirka 20,32 Milliarden Euro mit dem Block über dessen gesamte Laufzeit erwirtschaftet werden, womit der Jahresgewinn bei rund 338 Millionen Euro liegt. Unter dieser Annahme wäre die Anlage nach etwa 20 Jahren abgeschrieben (bei Kosten zwischen den anvisierten 6,5 bis 7 Milliarden Euro).

Die Kosten für den WWER-1200 können weiter durch Lokalisierung gesenkt werden. Russland bietet an bis zu 90 % der Anlagenproduktion schrittweise zu lokalisieren.[124] Hierdruch können Zölle entfallen und auch lange Lieferwege, etwaige Produktionsanpassungen auf die Exportländer vermieden werden und für das Käuferland die Wirtschaft angekurbelt werden. Dies kann zu signifikanten Kosteneinsparungen führen. Für den WWER-1200 gibt es bisher kein Fallbeispiel, Indien ist allerdings potentieller Kandidat für diese Variante, die sie bereits für die WWER-1000 des Kernkraftwerks Kudankulam anwendet. Während die ersten beiden Blöcke nur eine Lokalisierung von 10 % aufwiesen, stieg diese für die Folgeblöcke auf 50 bis 60 %, wodurch die Kapitalkosten pro Block in Höhe von zirka 20 % reduziert werden konnten.[125]

Marktpotential

Der WWER-1200 besitzt als Druckwasserreaktor der Generation III+ zwei direkte Konkurrenzprodukte in der gleichen Leistungsklasse zwischen 1100 und 1200 MW: Der AP1000 der Firma Westinghouse, ein Unternehmen des japanischen Toshiba-Konzerns und den ATMEA1 aus dem ATMEA-Konsortium der Firmen Mitsubishi Heavy Industries und Areva. Lizenziert oder für den Bau zugelassen (je nach Anforderung der Aufsichtsbehörde) ist der Reaktortyp, davon jeweils unterschiedliche Versionen, in Russland, Weißrussland, Tschechien, Vietnam, Finnland, Ungarn, Ägypten und Bangladesch. Aufträge für Argentinien, China, Indien, Südafrika und Nigeria für den WWER-1200, somit auch dessen Genehmigung, stehen noch aus.[126] Im Jahr 2012 kündigte Rosatom auch die Absicht an den WWER-1200 im Vereinigten Königreich, sowie in den Vereinigten Staaten zu lizenzieren, insbesondere weil solch eine Zertifizierung im Auslandsmarkt ein gutes Bild auf das Design werde.[127] Nach Bestreben der Industrie des Vereinigten Königreich den WWER für das Neubauprogramm zu gewinnen, gib es seit 2013 entsprechende Verträge mit Firmen in diesem Land.[128]

Da Rosatom ein Staatsunternehmen ist und die Expansion des Unternehmens als Staatsauftrag bei der Gründung festgeschrieben wurde, wirbt die russische Regierung, darunter insbesondere auch das Außenministerium der russischen Föderation, für Anlagen von Rosatom. Darunter erhalten Anlagen für den Export Kredite in Milliardenhöhe vom russischen Staaten für den Bau der Anlagen, sowie vertraglich eine Versorgung mit Kernbrennstoff mit Entsorgung angeboten, außerdem die Ausbildung des Personals, den Bau der nötigejn Infrastruktur und der Aufsichtssturktur für die zuständigen übergeordneten Behörden.[126] Grund hierfür ist primär der Hintergrund, obwohl die Kredite und der Bau der Anlagen ein Verlustgeschäft sind, dass der finanzielle Gewinn über eine Betriebszeit von 60 Jahren viel höher ist und dem russischen Staat ebenfalls auf Basis von Abgaben einen größeren Gewinn erbringt. Im Falle des Kernkraftwerks Hanhikivi in Finnland mit WWER-1200/522 finanziert Russland einen Kredit von 2,3 Milliarden Dollar, während der Gesamtgewinn alleine für den russischen Staat durch die Gesamtbetriebszeit bei 5,2 Milliarden Dollar liegt,[129] obwohl es keine reine schlüsselfertige Anlage ist, sondern eine Beteiligung durch Rosatom von 34 % erfolgt. Als besondere Variante bot Rosatom für vier WWER-1200/392M für das türkische Kernkraftwerk Akkuyu (Auftrag hat mittlerweile Upgrade auf WWER-1300 erhalten) im Jahr 2010 als erstes Unternehmen weltweit ein BOO an. Damit würde Rosatom die Anlage errichten, selber der Besitzer sein und betreiben. Insbesondere für die Ausschreibungen in Ländern, die sich nur beschränkt Kernkraftwerke leisten können, ist dieses Angebot attraktiv, da Rosatom über die Tochter Rusatom Overseas die Kosten selbst übernimmt, durch dauerhafte Aufträge an russische Subunternehmen, die Teil des Rosatom-Konzerns sind, sowie durch garantierte Strompreise, einen großen finanziellen Gewinn einfährt und gleichzeitig als Jobmotor Arbeitsplätze in der russischen Atomwirtschaft schafft und erhält.[126]

Bis September 2016 konnte Rosatom den WWER-1200 in 6 Länder mit einem Auftragsvolumen von 463,5 Milliarden Dollar vermarkten. Mit sämtlichen anderen Exporten bis Dezember 2015 (Ohne den Auftrag für das Kernkraftwerk El Dabaa) hatte Rosatom so viele Aufträge im Ausland in Auftrag wie kein anderer Reaktorbauer weltweit.[126]

Innerhalb Russlands sind abseits der Reaktoren Nowoworonesch II-1 und 2, sowie Leningrad II-1 bis 4 keine weiteren WWER-1200 mehr geplant. Grund hierfür ist die Wahl des WWER-1200/392M als Standarddesigns, die als Endergebnis einen typisieren optimierten und informatisierten Reaktor (WWER-TOI) zur Folge hatten, die durch eine noch mal erhöhte Leistung und verbesserter Konstruktion den WWER-1300/510 als Standarddesign für die russische Atomwirtschaft etablierte.[130]

Zuliefererkette

Im Jahr 2013 äußerten die finnische Fortum und die britische Rolls-Royce zusammen mit Rosatom den WWER bereit für den Einsatz im Vereinigten Königreich zu machen, sodass er einem Generic Design Assessment standhalten würde und damit lizenziert wäre. Im September 2013 unterzeichneten die Unternehmen dazu ein dreiseitiges kommerzielles Abkommen. Zusätzlich gab es ein bilaterales Abkommen zwischen dem Energieminister des Vereinigten Königreichs, Michael Fallon und dem Generalsekretär von Rosatom, Sergej Kirijenko, das in Moskau offiziell unterzeichnet wurde.[128] Im Rahmen des Baus des Kernkraftwerks Hanhikivi und Paks II hilft Rolls-Royce bei der Umsetzung von Leittechniksystemen für die Nuklearindustrie um zu verhindern, dass Rosatom bei Aufsichtsbehörden aufgrund falscher Auslegung ein Redesign der Auslegung vornehmen muss, was zu Verzögerungen führen kann. Dadurch Rolls-Royce nicht an ein Reaktormodell gebunden ist, sondern durch das Angebot von Rosatom eine individuelle Version zu entwerfen immer die Leittechnik an die örtlichen Anforderungen anpassen kann, ist das Unternehmen weitaus flexibler in der Erfüllung der Anforderungen der Aufsichtsbehörden.[131]

MIR-Konsortium

Historisch bedingt ist die tschechische Firma Škoda JS ein Lizenznehmer des WWER-440 und WWER-1000 und hat in der Tschechoslowakei, sowie Länder in Osteuropa außerhalb der Sowjetunion, im Auftrag der Sowjetunion Kernkraftwerke errichtet. Nach dem Fall des eisernen Vorhangs und dem Zerfall der Sowjetunion wurden die meisten Unternehmen der Atomwirtschaft privatisiert, sodass insbesondere Tschechien heute noch über das Know-how verfügt, selbstständig Kernkraftwerke zu errichten, auch damit begründet, dass durch den relativ langen Bau des Kernkraftwerks Temelín ein Teil der Unternehmen stetig mit Aufträgen versorgt war. Eine Lizenz zur Fertigung von Komponenten für WWER-1200 besaß das Unternehmen allerdings nicht, sodass sich auch andere tschechische Unternehmen nur schwer bei anderen Projekten für Rosatom beteiligen konnten.

Am 3. August 2009 lancierte ČEZ die Ausschreibung für die Blöcke 3 und 4 im Kernkraftwerk Temelín, mit der Option für drei weitere Blöcke als Folgeaufträge, ein fünfter und sechster Block am zweiten tschechischen Standort Dukovany, und ein neuer Block im slowakischen Kernkraftwerk Bohunice V3.[132] In der Folge wurde bereits am 14. Oktober 2009 das Konsortium MIR.1200 unter der Führung von Škoda JS gegründet, an dem sich neben dem Designer des WWER, Gidropress, auch der Exporteur Atomstroiexport beteiligte. Auftrag des Konsortium war es das Angebot der russischen Seite mit einem Reaktor des Typs WWER-1200 für Temelín vorzubereiten. Die dazu auf die Ausschreibung spezifizierte Variante V-508 des WWER-1200 wurde als MIR.1200 (Modernized International Reactor) bezeichnet. Gleichzeitig sollte für das Reaktorprojekt ein sehr großer Anteil an tschechischen Unternehmen als Zulieferer auftreten, anvisiert wurden bis zu 70 %.[133] Am 20. November 2009 unterschrieb Atomstroiexport mit den Teilnehmern an dem MIR-Konsortium eine Absichtserklärung über die Teilnahme an Reaktorbauprojekten für Kernkraftwerke auf russischen Boden, sowie weltweit, womit die Unternehmen entsprechende Lizenzen zum Fertigen dieser Komponenten erhalten würden.[134] Bedingung war jedoch hierfür die erfolgreiche Ausschreibung und Bau von Temelín-3 und 4,[135] dann hätte man unter dem Konsortium ebenfalls den Reaktor als eine Lösung für Ausschreibungen in Europa weiter vermarkten können, darunter auch nach Ungarn und Finnland.[134]

Mehr als 350 Unternehmen in Tschechien, der Slowakei, Russland und aus der gesamten EU unterzeichneten in den folgenden Monaten ein Abkommen im Bezug auf technische Zusammenarbeit mit dem Konsortium, insbesondere die führenden tschechischen Unternehmen aus dem Reaktorbau, als auch mit den drei größten Unternehmen des Landes.[136][137] Zusammen mit den Teilhabern gründeten die drei führenden Unternehmen im Juni 2013 das Unternehmen Nuclear Power Alliance mit Sitz in Prag. Atomstroyexport hielt an der neuen Firma einen Anteil von 51 %, Škoda JS von 34 % und Gidropress von 15 %. Das Unternehmen sollte als Kopfgesellschaft den späteren Bau der Reaktoren leiten, falls die Ausschreibung erfolgreich verlaufen sollte.[138]. Mit der Stornierung der Ausschreibung am 10. April 2014 seitens ČEZ,[139] war der Auftrag für das MIR-Konsortium verloren. Die Folge davon war, dass die ehemalige tschechoslowakische Atomwirtschaft keine Lizenzen zur Fertigung von WWER-1200-Komponenten bekam, sodass sie auch weiterhin nur über einzelne Ausschreibungen an Bauprojekten des WWER-1200 teilhaben kann. Der MIR.1200 (WWER-1200/508) wird seither nicht mehr vermarktet. Eine voll russische Variante wurde in der Folgezeit von Rosatom selbst entwickelt und als AES-2006/E vermarktet.

Einzelnachweise

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Weblinks

Siehe auch