https://de.nucleopedia.org/api.php?action=feedcontributions&user=10.0.1.47&feedformat=atomNucleopedia - Benutzerbeiträge [de]2024-03-28T15:42:31ZBenutzerbeiträgeMediaWiki 1.38.0https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Uranabbau&diff=8779Uranabbau2014-01-04T11:38:06Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung nach Uranbergbau erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Uranbergbau]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Uranabbau&diff=8778Uranabbau2014-01-04T11:28:34Z<p>10.0.1.47: Die Seite wurde neu angelegt: „#WEITERLEITUNG Uranbergbau Share/Save/Bookmark“</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Uranbergbau<br />
Share/Save/Bookmark]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Sewersk&diff=7961Kernkraftwerk Sewersk2013-10-01T16:15:31Z<p>10.0.1.47: akt. Planungen, Details dazu später</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Russland<br />
|REGION =Tomsk<br />
|ORT =Sewersk<br />
|LAT =56.811780<br />
|LON =84.697666<br />
|EIGENTÜMER =JSC Konzern Rosenergoatom <br />
|BETREIBER =JSC Konzern Rosenergoatom <br />
|V-JAHR =<br />
|B-JAHR =<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =2<br />
|R-PLG_MW =2440<br />
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|GESESPG =<br />
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|DUALNUTZEN =FW<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Sewersk''' (russisch Северская АЭС) soll unweit der geschlossenen [[Atomstadt]] Sewersk in der Russischen Oblast Tomsk entstehen. Es soll als Ersatz für die stillgelegten Reaktoren des [[Sibirisches Chemiekombinat|Sibirischen Chemiekombinats]] dienen und neben Elektrizität ebenfalls [[Nukleare Fernwärme]] für die Städte Sewersk und Tomsk ausspeisen. Zuvor wurde am selben Ort ein Kernheizwerk geplant, dessen Planungen jedoch nie umgesetzt wurden.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Für die bereits in den 1990er beschlossene Stilllegung der Plutinoumreaktoren im [[Bergbau- und Chemikombinat Schelesnogorsk]] und dem Chemiekombinat in Sewersk wurden ehemals Kohlebefeuerte Kraftwerke fociert. Diese sollten die weggefallenen Wärme- und Stromkapazitäten ersetzen. Aufgrund ökonomischer und ökologischer Bedenken war der Bau jedoch nur sehr schwer zu realisieren, weshalb [[Minatom]] der örtlichen Verwaltung der Oblast Tomsk den Zubau eines Kernheizwerkes vorschlug.<ref name="ISBN_1563243636">George H. Quester: ''The nuclear challenge in Russia and the new states of Eurasia, Band 6''. In: Band 6 von The international politics of Eurasia. M.E. Sharpe, 1995. ISBN 1563243636. Seite 52.</ref> Als Standort wählte man ein Gelände unweit der bestehenden Reaktoren, um die Nähe zur bestehenden Infrastruktur zu schaffen, so wie zum Fernwärmentz, zum Elektrizitätsnetz und bestehenden Laboreinrichtungen. Dadurch diese Infrastruktur bereits vorhanden war, hätte die Bauzeit sich verkürzen können. Daneben wurde die Möglichkeit in Erwägung gezogen, die bereits gefertigten Komponenten des [[Kernheizwerk Gorki|Kernheizwerkes Gorki]] in Tomsk zu nutzen. Nach Plan wäre das gesamte Werk in Gorki demontiert worden und in Sewersk erneut aufgebaut worden.<ref>L. V. Gureeva, u.a.: ''Creation of Nuclear Heating Plants in Russia: Present status and prospects for the Future''. OKB Mechanical Engineering, Nischni Nowgorod. Seite 3,4. [http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/fulltext/29067711.pdf Abgerufen] am 12.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62NlJ81Wj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Obwohl die Planungen vollständig waren<ref>International Atomic Energy Agency: ''Market potential for non-electric applications of nuclear energy''. In: Ausgabe 410 von Technical reports series. International Atomic Energy Agency, 2002. ISBN 920115402X. Seite 44. [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TRS410_web.pdf Abgerufen] am 12.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62Nm39ZjS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> wurde die Anlage nie realisiert, was auf finanzielle und sicherheitstechnisches Misstrauen seitens der örtlichen Einwohner zurückzuführen war. Als Alternative strebte Minatom einen Umbau der Reaktoren des anliegenden Chemiekombinats an, sodass lediglich Energie erzeugt werden würde, jedoch kein Plutonium. Dieses Projekt scheiterte anschließend ebenfalls aufgrund finanzieller Probleme.<ref name="ISBN_1563243636"/><br />
<br />
Die Option mit dem Kernheizwerk wurde mehrere Jahre über das Jahr 1996 hinweg geführt. Nachdem jedoch die Kosten für das Projekt auf die lokale Verwaltung der Oblast Tomsk umgelegt wurde, standen die meisten Abgeordneten einem Kernkraftwerk noch offener gegenüber als einem kleinen Kernheizwerk, dadurch diese Werke über das Staatsbudget der Russischen Föderation finanziert werden.<ref name="ISBN_0754642577">James Clay Moltz, u.a.: ''Preventing nuclear meltdown: managing decentralization of Russia's nuclear complex''. Ashgate Publishing, Ltd., 2004. ISBN 0754642577. Seite 55.</ref> Als eine mögliche Lösung wurde der Einsatz des [[WWER|WWER-640]] gesehen, der für viele neue Kernkraftwerksprojekte im europäischen Teil und erste Anlagen im Fernen Osten vorgesehen und das zeitlich modernste Reaktormodell in Russland war.<ref>British Library. Lending Division, u.a.: ''Thermal engineering, Band 43,Ausgaben 9-12''. Pergamon Press, 1996. Seite 880.</ref> Allerdings handelten im März 2003 die Vereinigten Staaten von Amerika zusammen mit der Russischen Föderation ein Abkommen aus, dass das gesamte Festkapital für das Projekt in konventionelle Kraftwerke als Ersatz für die Plutoniumreaktoren investiert werden, an dessen Hürde die Anlage letztendlich vollständig scheiterte.<ref name="ISBN_0754642577"/> Im Jahre 2006 wurde das Projekt erneut seitens der Oblast Tomsk wiederbelebt und der Bau eines Kernkraftwerks mit bis zu vier Reaktoren vorgeschlagen, nachdem Schätzungen ausgingen, dass bis zum Jahre 2030 der Stromverbrauch des Landes zwischen 25 und 30&nbsp;% ansteigen werde und die aktuellen Kapazitäten nicht reichen würden.<ref>''The petroleum economist, Band 73''. Petroleum Press Bureau, 2006. Seite 42.</ref> Seitens der Russischen Föderation gilt dieses Projekt nunmehr mit zwei Reaktoren vom Typ WWER-1200 als [[AES-2006]] als ein kooperatives Demonstrationsobjekt, weshalb die Französische Firma Alstom und das offene Aktienunternehmen Atomenergomasch ein Gemeinschaftsunternehmen gründeten, für die Fertigung der ersten Arabelle-Turbinen, die eine Laufgeschwindigkeit von 1500&nbsp;Umdrehungen pro Minute erreichen, die in Sewersk zum ersten mal zum Einsatz kommen sollen und später auch in weitere Anlagen.<ref>Eric J. Jeffs: ''Green energy: sustainable electricity supply with low environmental impact''. CRC Press, 2010. ISBN 1439818924. Seite 120.</ref> Im Rahmen des Entwurfs für einen WWER-1200 mit zwei Primärkreisen wurden die Planungen für die Anlage 2009 abgeändert zugunsten Reaktoren des Typs [[WWER-1200#Version 501|WWER-1200/501]] als [[AES-2006M]].<ref name="Ryzhov_1200">Рыжов С.Б., u.a.: ''Развитие технологии ВВЭР в рамках Федеральной Целевой Программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» (тезисы)'', 2009. [http://www.reamntk.ru/docs/15/tezis/927tezisy-ryzhov.doc Abgerufen] am 21.02.2013. ([http://www.webcitation.org/6EbEu2YY4 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Als Generalprojektant für das Kernkraftwerk Sewersk wurde [[Atomenergoprojekt Moskau]] gewählt, die diese Anlage noch vor dem offiziellen Planungsstand in die Projektion nahmen.<ref>Atomenergoprojekt: ''«Interfax»: Moscow Atomenergoproekt has increased proceeds for 2010 in 1,6 times, up to 27 billion roubles'', 12.05.2011. [http://www.aep.ru/en/press/media/2011/12-05 Abgerufen] am 13.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62OuDsS7R Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 11.&nbsp;November 2009 wurde der Standort bewilligt. Obwohl um Sewersk mehrere nukleare Anlagen stehen wird das Kernkraftwerk der erste Komplex sein, der rein zivilen Zwecken dient. Die Anlage wird rund 4,6&nbsp;Milliarden Dollar kosten.<ref name="WNN_16-11-2009">World Nuclear News: ''Licence for nuclear heat and power at Seversk'', 16.11.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Licence_for_nuclear_heat_and_power_at_Seversk_1611091.html Abgerufen] am 13.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62OubvKpg Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Planungsarbeiten für die Anlage sollen bis zum Ende des Jahres 2011 komplett sein. Mit den Erschließungsarbeiten soll im Jahr 2012 begonnen werden. Zusätzlich soll neben dem Standort der Anlage ein Industriepark angesiedelt werden, der nach Ansicht des Bürgermeisters der Stadt Sewersk attraktiv für Investoren sein würde. Dadurch allerdings der Status einer geschlossenen Stadt für viele Investoren außerhalb der Nuklearindustrie unattraktiv scheint, würde der Bau eines offenen Stadtteil diskutiert werden.<ref name="AEP_27-05-2011">Atomenergoprojekt: ''«Interfax-Siberia»: Construction of an infrastructure at the site of Seversk NPP will begin at the end of 2012'', 27.05.2011. [http://www.aep.ru/en/press/media/2011/27-05 Abgerufen] am 13.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62OvEVvya Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 30.&nbsp;November 2012 gab Rosatom bekannt, den Bau des Kernkraftwerks zu verschieben um den Bau der Kernkraftwerke [[Kursk II]] und [[Smolensk II]] vorzuziehen. Sewersk sei für das Elektrizitätsnetz nicht sehr wichtig und die regionalen Energiepreise liegen recht niedrig, weshalb sich das Projekt wirtschaftlich nicht sofort lohnen würde, allerdings bleibt das Werk im föderalen Zielprogramm ausnahmslos enthalten.<ref>Российское атомное сообщество: ''Росатом пока откладывает планы по строительству Северской и Нижегородской АЭС'', 30.11.2012. [http://www.atomic-energy.ru/news/2012/11/30/37531 Abgerufen] am 02.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6EodSnYs1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Nach Plan sollte der Bau 2015 und 2017 beginnen, allerdings verzögern sich die Bauarbeiten um zwei Jahre, weshalb nicht vor 2017 und 2019 mit einem Baubeginn zurechnen sei. Grund hierfür waren abgestufte Verbrauchsvorhersagen bei der Elektrizitätsnutzung.<ref name="WNN_16-11-2009"/><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Nach Plan soll der erste Block 2018 in Betrieb gehen,<ref name="AEP_27-05-2011"/> der zweite Block zwei bis drei Jahre später.<br />
<br />
== Technische Details ==<br />
Die Anlage soll aus zwei Reaktoren vom Typ BN-1200 bestehen. Die elektrische Leistung des ersten Blocks liegt bei 1220&nbsp;MW brutto und 1130&nbsp;MW netto.<ref name="Block-1"/><ref name="Block-2"/> Beide Reaktoren sollen zusammen 7,5&nbsp;Petajoule am Wärmeenergie ausspeisen für Heizzwecke in der lokalen Umgebung.<ref name="WNN_16-11-2009"/><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Sewersk hat zwei Reaktoren, die sich in Planung befinden.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=RU „Russian Federation“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Sewersk-1<ref name="Block-1">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=187 „Nuclear Power Reactor Details - SEVERSK-1“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SBR<br />
| align="center" | BN-1200<br />
| align="right" | 1130 MW<br />
| align="right" | 1220 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | (Anfang 2016)<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Sewersk-2<ref name="Block-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=188 „Nuclear Power Reactor Details - SEVERSK-2“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SBR<br />
| align="center" | BN-1200<br />
| align="right" | 1130 MW<br />
| align="right" | 1220 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | (Anfang 2021)<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* {{Portal Kernkraftwerk}}<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Russland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Russland|Sewersk]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_4&diff=7744Benutzer:TZV/Spielwiese 42013-09-21T13:15:59Z<p>10.0.1.47: /* Geschichte */ +</p>
<hr />
<div>Der '''WWER-1000''' eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit [[Druckwasserreaktor]]. <br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Sowjetunion strebte in den 1960er an Kernkraftwerke nach dem Stand der Technik zu errichten. Als erste Entwicklung wurde 1966 der [[RBMK-1000]] für das [[Kernkraftwerk Leningrad]] entworfen, das zuvor mit zwei [[WWER-210]] vorgesehen war. Der Sprung von Prototypen mit einer Leistung von rund 300&nbsp;MW auf eine Blockgröße von 1000&nbsp;MW ist mit der sowjetischen Besonderheit zu begründen, dass nicht die Turbine auf die Baugröße der Reaktoren angepasst wurden, sondern die Reaktoren auf die Baugrößen der Turbinen, die im Rahmen des Turbinenbauprogramms geplant und projektiert wurden.<ref>I. W. Lapschin, u.a.: ''Ленинградская Атомная Электростанция - 30 энергетих лет''.</ref> Zwischen 1966 und 1069 wurde der Entwurf für den WWER-1000 am [[Kurtschatow-Institut]] entwickelt und seitens des Leiters, [[Anatoli Petrowitsch Alexandrow]], genehmigt.<ref name="AE_2010">Асмолов В. Г., u.a.: ''К 30-летию пуска ВВЭР-1000''. Atomnaia e'nergiia, No. 5, Vol.108, May 2010, page(s): 267-277. ISSN 0028-1263.</ref> Entsprechend des Turbinenbauprogramms, das bis 1970 die 1000&nbsp;MW-Turbine vollständig etabliert hatte, war Gidropress als Designer des WWER dazu gezwungen neben dem [[WWER-440]], der nur wegen des Turbinenbauprogramms von Škoda weiterhin angeboten werden konnte, die Leistung des WWER auf 1000&nbsp;MW<sub>el</sub> zu erhöhen und damit den WWER-1000 zu entwickeln. Im Jahr 1968 wurden entsprechende Schritte zur Entwicklung des WWER-1000 eingeleitet, sowie eines halb so großen Modells mit einer Leistung von 500&nbsp;MW, der [[WWER-500]], der parallel zum Prototypen des WWER-1000 entwickelt werden sollte und technisch identisch ist.<ref>U.S. Atomic Energy Commission, United States. Energy Research and Development Administration: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 5''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 4054.</ref> Die Differenz des Designs liegt lediglich in der Zahl der Kreisläufe. Während der WWER-1000 vier Loops haben sollte, wäre der WWER-500 mit nur zwei Loops ausgestattet worden. Aufgrund der ökonomischen Zusammenarbeit und der Umsetzung von WWER-Anlagen sollte die Entwicklung zusammen mit Škoda erfolgen. Ein entsprechender Antrag wurde bei der tschechoslowakischen Atomenergiekommission am 15.&nbsp;November 1967 eingereicht.<ref>Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: ''Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 11''. Akademie-Verlag., 1968. Seite 181.</ref><br />
<br />
=== Entwicklung ===<br />
Die eigentliche Entwicklung wurde am 31.&nbsp;Juli 1969 seitens Alexandrow und dem Ministerium für mittelschweren Maschinenbau bei Gidropress beantragt. Innerhalb der folgenden Monate, allerdings noch 1969, entschied das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau als Prototypen einen fünften Block am [[Kernkraftwerk Nowoworonesch]] zu errichten. Zwischen März und April 1971 wurde begonnen das technische Projekt hierfür in der Abteilung Nr.&nbsp;1 des Ministeriums zusammen mit Gidropress auszuarbeiten, sodass es im November 1971 vollständig war. Zum System arbeitete 1972 das in Moskau ansässige Institut Teploelektroprojekt die Anlage aus, die am 5.&nbsp;Mai 1972 dem Ministerium zugeschickt wurde und innerhalb des Jahres 1973 zur Abstimmung dem Ministerrat der Sowjetunion übermittelt und anschließend zum Bau freigegeben wurde. Der WWER-1000 kam auch für diverse andere Kernkraftwerke in der Sowjetunion als Option zur Sprache, darunter für das [[Kernkraftwerk Kursk]] und das [[Kernkraftwerk Tschernobyl]]. Beide Anlagen schwenkten allerdings auf Reaktoren des Typs [[RBMK-1000]] um, da die Komponenten bereits zur Verfügung standen und sich die Fertigung der WWER-Druckbehälter als schweres Unterfangen offenbarte. Zwar könne innerhalb von drei Jahren eine WWER-1000-Anlage errichtet werden, das einzige Unternehmen in der gesamten Sowjetunion, dass die Reaktordruckbehälter fertigen konnte, war Ischora in Sankt Petersburg, allerdings war deren technischen Einrichtungen für diese Behältergröße stark an der Auslegungsgrenze, weshalb die Fertigung eines Behälters länger als drei Jahre dauern würde.<ref name="AE_2010"/> Bereits am 22.&nbsp;Mai 1970 wurde deshalb ein Staatskomitee zusammengestellt, dass sich mit dem Bau einer großen industriellen Fertigungsstätte für Kernkraftwerke dieses Typs befassen sollte. Im Jahr 1973 wurde auf Basis der vom Staatskomitee ausgewerteten Optionen seitens des Politbüro des Zentralkomitees der kommunistischen Partei der Sowjetunion beschlossen in der Stadt Wolgodonsk am Zimljansker Stausee das Unternehmen [[Atommasch]] zu gründen. Das Unternehmen sollte mehrere ganze Kernkraftwerke pro Jahr fertigen können. Die Wahl von Wolgodosnk war begründet durch die hier fließende Wolga. Da die Druckbehälter zu schwer für den langen Transport über die Straße oder auf Schienen sind, konnten die Behälter in nahezu alle Regionen der Sowjetunion verschifft werden.<ref>S. Sadoshenko: ''IA - ATOMMASH''. Plakat, 1987. Seite 3 bis 6.</ref><br />
<br />
<br />
<br />
<!-- erste Schritte, Learning by doing, Atommasch --><br />
=== Serienfertigung ===<br />
<!-- V320, Saporischschja, Riwne ohne Ministetrium für mittelschweren Maschinenbau (flop), Export --><br />
=== Modernisierung ===<br />
<!-- V392, AES-88 Baschkir, AES-91 Loviisa, AES-92 V410 --><br />
=== Generation III ===<br />
<!-- Haptsächlich WWER-640, Finanzkriese, WWER-150; Wiederbelebung der russischen Atomwirtschaft durch Tianwan V428, Indien V412, AES-91/99, Standard AES-92 mit V392 --><br />
=== Zukunftsoptionen ===<br />
<!-- Föderales Zielprogramm, multikompatible Komponenten, Tod von Ryzhov und folgen, Exporterfolge, Eventuelles Ende des WWER-1000 durch 3-loop --><br />
* http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=496<br />
<br />
== Technik ==<br />
=== Kreisprozess ===<br />
==== Reaktordruckbehälter ====<br />
==== Druckhalter ====<br />
==== Dampferzeuger ====<br />
==== Turbosatz ====<br />
==== Kondensatoren ====<br />
=== Sicherheitstechnik ===<br />
==== Überblick ====<br />
==== Subsysteme ====<br />
==== Karenzzeit ====<br />
=== Steuerungstechnik ===<br />
=== Versionen ===<br />
[[Datei:WWER-1000 Entwicklung.png|miniatur|Das verrückte Labyrinth]]<br />
==== V187 ====<br />
<!-- NWAES-5 --><br />
==== V302 ====<br />
<!-- YUAES-1 --><br />
==== V338 (kleine Serie) ====<br />
<!-- KAES-1&2, YUAES-2 --><br />
==== V320 (große Serie) ====<br />
<!-- Saporischschja-1/Riwne-3/AES-U87<br />
* ftp://www.ssti.ru/library/textbook/2011/b0022.pdf --><br />
==== V320Č ====<br />
<!-- Basis Saporischschja-1: Temelín, Blahutovice, Tetov, Belene-Altprojekt --><br />
<br />
==== V320DD ====<br />
<!-- Basis Saporischschja-1: Stendal, Dahlen --><br />
==== V320I ====<br />
Die Version 320I wurde in den 1990ern entwickelt. Die Version ist im Reaktorsystem mit der Basisversion 320 als AES-U87 vollständig identisch, wurde jedoch um mehrere technische Einrichtungen erweitert, die in der Standardversion nicht vorhanden sind.<br />
<!-- AES-U87/88 (V320I, existiert offiziell nicht) --><br />
==== V341 ====<br />
<!-- Loviisa-3 AES-91 aus V320 --><br />
==== V392 ====<br />
<!-- Baschkir-1 AES-88 (U88)<br />
* http://www.tokmachev.narod.ru/Papers/PSA_application_90.pdf<br />
später AES-92 --><br />
==== V392B ====<br />
<!-- V320 AES-U87/92 --><br />
==== V410 ====<br />
<!-- AES-92, stehende Dampferzeuger --><br />
==== V412 ====<br />
<!-- AES-92 Kudankulam --><br />
==== V413 ====<br />
<!-- AES-91 Standard - erstes Tianwan-Konzept --><br />
<br />
==== V428 ====<br />
<!-- AES-91 Tianwan, V428 Standard --><br />
==== V428M ====<br />
<!-- V428M mit Adaptionen aus V466 --><br />
<br />
==== V446 ====<br />
<!-- Biblis C mit V320 gepaart, Buschehr --><br />
==== V466 ====<br />
<!-- AES-91/99 Loviisa-3 und Olkiluoto-3 aus V428 und V341 --><br />
==== V466B ====<br />
<!-- AES-92 Belene, Reaktorsystem mit V466 identisch, allerdings mit passiven Gebäude --><br />
<br />
== Bau und Konstruktion ==<br />
KHKW, KKW Unifikazi, KKW U-87, KKW U-87 (Sandardplot)<br />
* http://books.google.de/books?ei=1572T4HFKI7S4QT-_5yKBw&hl=de&id=bscWAQAAMAAJ&dq=Kernkraftwerk+Balakowo&q=Balakowo#search_anchor<br />
* http://books.google.de/books?ei=YZrdUfTzCIKM4ASwvYDADw&hl=de&id=bscWAQAAMAAJ&dq=%22Odessa+Saporoshje+Saporoshje%22&q=%222000+4000+6000+6000%22#search_anchor<br />
* http://books.google.de/books?ei=jZvdUb7bM8Kr4AS3u4BQ&hl=de&id=bscWAQAAMAAJ&dq=%22Anlagen+9.2.+Neben-+und+K%C3%BChlwasseranlagen%22&q=%22+Werkfl%C3%A4che+insgesamt+m%27%2FMW%22#search_anchor<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
== Marktpotenzial ==<br />
== Datentabellen ==<br />
* http://archive.nbuv.gov.ua/portal/natural/Yarb/2011_4/Y4-11_05.pdf<br />
* http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/wwer1000.php /392<br />
<div style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 1px;"><br />
{| class="prettytable"<br />
! width="16%;" |'''Technische Daten:'''<br />
! V187<br />
! V302<br />
! V338<br />
! V320<br />
! V320CS<br />
! V320DD<br />
! V320I<br />
! V341<br />
! V392<br />
! V392B<br />
! V410<br />
! V412<br />
! V428<br />
! V428M<br />
! V446<br />
! V466<br />
! V466B<br />
|-<br />
| ''Thermische Leistung''<br />
| 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3.000 MW<sub>th</sub><br />
| 3.000 MW<sub>th</sub><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Generatorleistung''<br />
| 1.000 MW<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1.000 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1.000 MW<br />
| 975 MW<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 970 MW<br />
| 1.100 MW<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 940 MW<br />
| 1.060 MW<br />
|-<br />
| ''Elektrische Leistung (Netto)''<br />
| 950 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 950 MW<br />
| 950 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 950 MW<br />
| 912 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 900 MW<br />
| 1011 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 900 MW<br />
| 990 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''elektrischer Wirkungsgrad (Netto)''<br />
| 32 %<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 32 %<br />
| 32 %<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 32 %<br />
| 30 %<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 %<br />
| 34 %<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 %<br />
| 33 %<br />
|-<br />
| ''Elektrischer Eigenbedarf''<br />
| 50 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 50 MW<br />
| 50 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 50 MW<br />
| 63 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 70 MW<br />
| 89 MW<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 40 MW<br />
| 70 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Standzeit (mit Überholung)''<br />
| 30 (60) Jahre<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 (60) Jahre<br />
| 30 (60) Jahre<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 (60) Jahre<br />
| 30 (60) Jahre<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 (60) Jahre<br />
| 30 (60) Jahre<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 30 (60) Jahre<br />
| 30 (60) Jahre<br />
|-<br />
! colspan="9" |'''Kernreaktor:'''<br />
! colspan="9" |'''Kernreaktor:'''<br />
|-<br />
| ''Zahl der Brennstoffbündel''<br />
| 163<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 163<br />
| 163<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 163<br />
| 163<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 163<br />
| 163<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 163<br />
| 163<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstäbe pro Bündel''<br />
| 331<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 331<br />
| 331<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 331<br />
| 331<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 331<br />
| 331<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 331<br />
| 331<br />
|-<br />
| ''Aktive Höhe des Kerns''<br />
| 3,53 m<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3,53 m<br />
| 3,53 m<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3,53 m<br />
| 3,63 m<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3,53 m<br />
| 3,53 m<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3,53 m<br />
| 3,53 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Durchmesser des Kerns''<br />
| 3,16 m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 3,16 m<br />
| 3,16 m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 3,16 m<br />
| 3,16 m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 3,16 m<br />
| 3,16 m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 3,16 m<br />
| 3,16 m<br />
|-<br />
| ''Abbrand''<br />
| 40 GWd/t<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 40 GWd/t<br />
| 40 GWd/t<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 40 GWd/t<br />
| 45 GWd/t<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 43 GWd/t<br />
| 40 GWd/t<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 40 GWd/t<br />
| 43 GWd/t<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Energiedichte des Kerns''<br />
| 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| 105,5 MW/m<sup>3</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
| 108,0 MW/m<sup>3</sup><br />
|-<br />
| ''Reaktoreintrittstemperatur''<br />
| 289 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 290 °C<br />
| 290 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 290 °C<br />
| 288 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 290 °C<br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| 291 °C<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Reaktoraustrittstemperatur''<br />
| 324 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 322 °C<br />
| 322 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 322 °C<br />
| 318 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 322 °C<br />
| <br />
| bgcolor="#CFCFCF" | <br />
| 321 °C<br />
|-<br />
| ''Bestückungskarte''<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V187.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V302.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V338.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V392.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V392.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Spacer.gif|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V412.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V428.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V428.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V446.png|150px]]<br />
| bgcolor="#f0f0f0" align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V466.png|150px]]<br />
| align="center" | [[Datei:Kern WWER-1000 V466.png|150px]]<br />
|-<br />
! colspan="9" |'''Primärkreislauf:'''<br />
! colspan="9" |'''Primärkreislauf:'''<br />
|-<br />
| ''Umwälzpumpen''<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Massenstrom pro Pumpe''<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>3</sup>/s<br />
| m<sup>3</sup>/s<br />
|-<br />
| ''Druck im Kreislauf''<br />
| {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.7|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.7|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Maximale Förderhöhe''<br />
| m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<br />
| m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<br />
| m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<br />
| m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<br />
| m<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<br />
| m<br />
|-<br />
| ''Rotationsgeschwindigkeit''<br />
| 1.500 U/min<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Druckhalter''<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Dampferzeuger''<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 4<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger''<br />
| m<sup>2</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>2</sup><br />
| m<sup>2</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>2</sup><br />
| 6111 m<sup>2</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>2</sup><br />
| m<sup>2</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>2</sup><br />
| m<sup>2</sup><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | m<sup>2</sup><br />
|-<br />
| ''Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger''<br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" |<br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" |<br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" |<br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" |<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Gesamtmasse''<br />
| t<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | t<br />
| t<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | t<br />
| t<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | t<br />
| t<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | t<br />
| t<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | t<br />
|-<br />
! colspan="9" |'''Sekundärkreislauf:'''<br />
! colspan="9" |'''Sekundärkreislauf:'''<br />
|-<br />
| ''Speisewassertemperatur''<br />
| 220,0 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 220,0 °C<br />
| 220,0 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 220,0 °C<br />
| 220,0 °C<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| 220,0<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampftemperatur''<br />
| 274,0 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 274,3 °C<br />
| 274,3 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 274,3 °C<br />
| 278,0 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | <br />
| 274,0 °C<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | <br />
| <br />
|-<br />
| ''Dampfdruck''<br />
| {{Konvert|6.5|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|6|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|6|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|6|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|6.2|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| <br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| {{Konvert|6.27|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampfmassenstrom''<br />
| t/h<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 6.430 t/h<br />
| 6.430 t/h<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 6.430 t/h<br />
| 5.877 t/h<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | <br />
| <br />
| bgcolor="#CFCFCF" | <br />
| 5.880 t/h<br />
|-<br />
| ''Anzahl der Turbosätze''<br />
| 2<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 2<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz)''<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz)''<br />
| 4<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 2<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 4<br />
| 3<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Turbosatzaufbau''<br />
| LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
| HP+IP+LP+LP+G<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+G<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
|-<br />
| ''Umdrehungsgeschwindigkeit''<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Generatoren''<br />
| 2<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 2<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Scheinleistung''<br />
| MVA<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | MVA<br />
| MVA<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | MVA<br />
| 1.200 MVA<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | MVA<br />
| MVA<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | MVA<br />
| MVA<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Effektive Leistung''<br />
| 500 MW<sub>el</sub><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| 1.000 MW<sub>el</sub><br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 500 MW<sub>el</sub><br />
| 1.100 MW<sub>el</sub><br />
|-<br />
| ''Speisewasserpumpen''<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3<br />
| 3<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 3<br />
| 3<br />
|-<br />
! colspan="9" |'''Containment & Gebäude:'''<br />
! colspan="9" |'''Containment & Gebäude:'''<br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| {{Konvert|5|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|5|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | {{Konvert|5|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|4.6|MPa|Bar}} bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | bar<br />
| bar<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | bar<br />
| bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Zahl der Sicherheitsbehälter''<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 1<br />
| bgcolor="#CFCFCF" | 1<br />
| 2<br />
|-<br />
| ''Maximale Bodenbeschleunigung''<br />
| 0,05 g<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 0,05 g<br />
| 0,05 g<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 0,05 g<br />
| 0,05 g<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | 0,05<br />
| 0,05<br />
| bgcolor="#f0f0f0" | <br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Gebäudeaufbau''<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V187.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V302.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V338.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V320 U87.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V320.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V320DD.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V320I.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V341.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V392.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V392B.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V410.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V412.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V428.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V428.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V446.png|150px]]<br />
| bgcolor="#CFCFCF" align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V466.png|150px]]<br />
| align="center" valign="bottom" | [[Datei:WWER-1000 V466B.png|150px]]<br />
|-<br />
|}</div><br />
<br />
== Weblinks ==<br />
== Einzelnachweise ==<br />
== Siehe auch ==</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Olkiluoto&diff=7418Kernkraftwerk Olkiluoto2013-07-29T19:37:18Z<p>10.0.1.47: /* Bau */ Bild</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =EPR OLK3 TVO fotomont 2 Vogelperspektive.jpg<br />
|BESCHR =Fotomontage des Kernkraftwerks<br />
|LAND =Finnland<br />
|REGION =Satakunta<br />
|ORT =Eurajoki<br />
|LAT =61.238655<br />
|LON =21.440542<br />
|EIGENTÜMER =Teollisuuden Voima Oy<br />
|BETREIBER =Teollisuuden Voima Oy<br />
|V-JAHR =1973<br />
|B-JAHR =1978<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-BAU_AZ =1<br />
|R-BAU_MW =1720<br />
|R-BTR_AZ =2<br />
|R-BTR_MW =1820<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =2010<br />
|ESPG-GW =14144<br />
|GESESPG =381122<br />
|STAND =8. September 2011<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Olkiluoto Nuclear Power Plant<br />
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Das '''Kernkraftwerk Olkiluoto''' (finnisch ''Olkiluodon ydinvoimalaitos'') ist eines von zwei Kernkraftwerken in Finnland, gelegen auf der Halbinsel Olkiluoto am Bottnischen Meerbusen. Bekanntheit erlangte die Anlage besonders durch den dritten Block, der den ersten Kernkraftwerksneubau in Europa im 21.&nbsp;Jahrhundert und nach rund 10&nbsp;Jahren Stagnation (die letzte Anlage die in Bau ging war 1991 Block zwei des [[Kernkraftwerk Civaux|Kernkraftwerks Civaux]] in Frankreich) darstellte. Direkt neben dem Kernkraftwerk befindet sich das [[Endlager Olkiluoto]].<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahr 1969 wurde das Gemeinschaftsunternehmen ''Teollisuuden Voima Oy'' (zu Deutsch ''Industrielles Energieversorgungsunternehmen'') durch den Zusammenschluss von 16&nbsp;Industriebetrieben und Energieversorgern Finnlands gegründet, dass die Absicht des Baus eines Gemeinschaftskernkraftwerk für die beteiligten Unternehmen hatte,<ref name="Platts_power_Bd-114">''Platts power, Band 114,Teil 1''. Hill Pub. Co., 1970. Seite 7.</ref> sowie weiterer Großkraftwerke in der Zukunft.<ref name="ISBN_3211810935">Ludwig Musil: ''Allgemeine Energiewirtschaftslehre''. Springer, 1972. ISBN 3211810935. Seite 118.</ref> Man erörterte den Bau eines 700&nbsp;MW starken Reaktorblocks am See Päijänne in Südfinnland.<ref name="Platts_power_Bd-114"/> Im Jahre 1970 wurde dieser Standort jedoch nicht weiter erörtert und ein Gelände nahe Rauma in Südwestfinnland auf der Halbinsel Olkiluoto vorgezogen.<ref name="ISBN_3211810935"/> Im Jahr 1972 wurde mit der Standorterkundung seitens Teollisuuden Voima Oy in Zusammenarbeit mit wissenschaftlichen Instituten begonnen. Anders als in Loviisa sollten die etwaigen Auswirkungen des Anlagenbetriebs vor, während und nach dem Bau und Betriebsaufnahme des Werkes begutachtet werden um einen Vergleich zu ziehen.<ref>Suomen Kemian Seura, u.a.: ''Kemia-kemi, Band 3''. Kemian Kustannus Oy, 1976. Seite 632.</ref> Im Mai 1973 verkaufte der Staat Finnland das Land an Teollisuuden Voima Oy<ref name="Minerals_YB_Bd-1">United States. Bureau of Mines, u.a.: ''Minerals yearbook, Band 1''. The Bureau, 1973. Seite 290.</ref> und legte per Ministerbeschluss des Industrie- und Handelsministeriums 1974 neben Loviisa und Kopparnäs auch Olkiluoto endgültig als Kernkraftwerksstandort fest.<ref name="ISBN_3921241472">Lutz Mez: ''Der Atomkonflikt: Atomindustrie u. Anti-Atom-Bewegung im internal. Vergleich''. Olle und Wolter, 1979. ISBN 3921241472. Seite 120, 121, 127.</ref><br />
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=== Block 1 & 2 ===<br />
Anders als das bereits bestellte Werk für [[Kernkraftwerk Loviisa|Loviisa]] wollte man für Olkiluoto nicht auf ein sowjetisches Design zurückgreifen, das seitens des staatlichen Energieversorgers Imatran Voima Oy favorisiert wurde, sondern auf ein westeuropäisches Design, vornehmlich einen [[Siedewasserreaktor]] von [[ASEA-Atom]] aus Schweden oder einem Dampf erzeugenden Schwerwasserreaktor der [[Nuclear Power Group]] aus dem Vereinigten Königreich, der bereits vor der Entscheidung für sowjetische Technik als Alternativlösung infrage kam.<ref name="Platts_power_Bd-114"/> Bereits 1972 nahm man mit ASEA-Atom intensive Verhandlungen über den Bau eines 660&nbsp;MW starken Reaktors auf, der von der [[Generation II|neuesten Generation]] sein sollte, wie sie zu dieser Zeit für das [[Kernkraftwerk Forsmark]] (Block eins und zwei) in Schweden vorgesehen waren.<ref name="ISBN_3211810935"/> Im Mai 1973 bestellte das Unternehmen den Reaktor bei ASEA-Atom, der voraussichtlich 270&nbsp;Millionen Dollar kosten sollte. Das Werk selbst sollte schlüsselfertig errichtet werden. Seitens der Regierung sollte das Projekt nur genehmigt werden, wenn staatliche Firmen mindestens einen 40-prozentigen Anteil an dem Festkapital von Teollisuuden Voima Oy halten werden. Deshalb beteiligten sich zwei staatliche Versorger an dem Unternehmen.<ref name="Minerals_YB_Bd-1"/> Obwohl noch keine Baugenehmigung für die Anlage vorlag, war sich Teollisuuden Voima Oy sicher, dass die Anlage genehmigt werden würde, weshalb bereits im August 1973 mit den Vorarbeiten am Standort begonnen wurde.<ref name="ISBN_3921241472"/> Der Brennstoff des Reaktors, das heißt der Erstkern und zwei Nachladungen, wurde zur Anreicherung in der Union der sozialistischen Sowjetrepubliken in Auftrag gegeben.<ref>Kagaku Keizai Kenkyūjo (Tokyo, Japan): ''Chemical economy & engineering review: CEER., Band 6''. Chemical Economy Research Institute, 1974. Seite 55.</ref><br />
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Etwa zur gleichen Zeit entstand erstmals eine kleine [[Anti-Atomkraftbewegung]] in Finnland, die insbesondere durch die Jugendorganisationen der schwedischen Volkspartei (SFP) einen gewissen Schub verliehen bekam. Die Partei selbst stand jedoch der Kernenergienutzung nicht negativ gegenüber, im Gegenteil: Im Rahmen des Ministerbeschlusses im Jahr 1974 bestellte das Industrie- und Handelsministerium neben dem ersten Block einen zweiten, baugleichen Reaktor für Teollisuuden Voima Oy bei ASEA-Atom.<ref name="ISBN_3921241472"/> Der Auftrag ging am 30.&nbsp;September 1974 bei ASEA-Atom ein.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, 1974. Seite 514.</ref> Der Sinn dahinter war, dass der Mindeststrombedarf durch Loviisa und Olkiluoto gedeckt werden sollte, die Anlage in Kopparnäs hingegen sollte nur so groß errichtet werden, wie der Bedarf in den nächsten Jahren ansteigen würde. Zielsetzung war es, so von Stromimporten aus Schweden und der Sowjetunion unabhängiger zu werden.<ref name="ISBN_3921241472"/><br />
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==== Bau ====<br />
Am ersten Februar 1974 ging der erste Block in Bau, Block zwei am ersten November 1975.<ref name="IAEA"/> Die Sicherheitsventile für die Anlage wurden im gleichen Jahr bei der Firma Sulzer bestellt. Die Ventile sind vom neuen Typ ''Sulzer AV-5''.<ref>Gebrüder Sulzer Aktiengesellschaft: ''Sulzer technical review''. Sulzer Brothers Ltd., 1975. Seite 137.</ref> Die gleichen Ventile wurden für den zweiten Block bestellt.<ref>''Kerntechnik, Band 19''. K. Thiemig., 1977. Seite 5.</ref> Im Jahr 1976 konnte im ersten Block der Reaktordruckbehälter eingehoben werden.<ref>''Power engineering, Band 81,Ausgaben 1-6''. PennWell Pub. Co., 1977. Seite 395.</ref> Im Jahre 1976 und 1977 wurden die Transformatoren der Anlage bei der Firma Strömberg bei Helsinki gefertigt und hatten eine Leistung von 800&nbsp;Megavoltampere und arbeiteten mit 415/20&nbsp;kV Spannung. Jeder einzelne Transformator wog 560&nbsp;Tonnen.<ref>''Elektrotechnische Zeitschrift: Beihefte, Band 99,Ausgaben 1-6''. VDE Verlag, 1978. Seite 235.</ref> Obwohl die Bauarbeiten nach Plan verliefen gab es teilweise Kostenüberschreitungen beim Bau, was Teollisuuden Voima Oy versuchte herunterzuspielen. Da sich die Kernenergiegegner im Land weiter formierten, und sich bei Umfragen die Hälfte der Finnen gegen die Kernenergienutzung aussprach, brachten diese Mehrkosten Brisanz in das Thema.<ref name="Economist_Bd-273">''The Economist, Band 273,Ausgaben 7101-7113''. Charles Reynell, 1979. Seite 8.</ref><br />
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==== Betrieb ====<br />
[[Datei:Olkiluoto 1&2.jpg|miniatur|Block eins und zwei des Werkes im Jahr 2009]]<br />
Im Jahre 1972 erwartete man, dass der erste Block bis 1978 den Betrieb aufnehmen würde,<ref name="ISBN_3211810935"/> der 1974 bestellte zweite Block sollte nach dem Vertrag im Jahr 1982 Elektrizität in das Netz speisen.<ref name="ISBN_3921241472"/> Ganz nach Zeitplan nahm am zweiten September 1978 der erste Block den Betrieb auf.<ref name="IAEA"/> Im Probebetrieb offenbarten sich jedoch Sicherheitsprobleme, die durch die Kritiker hochgespielt wurden.<ref name="Economist_Bd-273"/> Nachdem der zweite Block am ersten Oktober 1979 erstmals mit Brennstoff bestückt wurde und am 13.&nbsp;Oktober die [[Kritikalität]] erreichte, konnte im Dezember erstmals Dampf zur Turbine gespeist werden. Allerdings lag der Feuchtigkeitsgrad aufgrund eines Herstellungsfehlers an einem der Läufer zu hoch, weshalb dieser nach Schweden zurückgeschickt und gegen einen anderen getauscht wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 25''. Handelsblatt GmbH, 1980. Seite 315.</ref> Am zehnten Oktober 1979 konnte der erste Block in den kommerziellen Betrieb gehen<ref name="IAEA"/> und am 12.&nbsp;Oktober dem Betreiber übergeben werden.<ref>''Maschinenmarkt: M.M., Band 85,Ausgaben 89-104''. Vogel-Verlag., 1979. Seite 1971.</ref> Der zweite Block wurde am 18.&nbsp;Februar 1980 erstmals mit dem Stromnetz synchronisiert und am zehnten Juli 1982 in den kommerziellen Betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Anders als es in anderen europäischen Ländern der Fall ist gilt die Betriebslizenz für einen Kernkraftwerksblock in Finnland nur für zehn Jahre, begonnen ab dem Zeitpunkt der ersten Kritikalität. Nach diesem zehnjährigen Zeitraum muss eine umfassende Sicherheitsanalyse des entsprechenden Blocks erfolgen. Auf deren Basis wird dann für weitere zehn Jahre eine Betriebslizenz ausgesprochen, sofern die Anforderungen erfüllt werden.<ref>International Atomic Energy Agency, u.a.: ''Reviewing the safety of existing nuclear power plants: proceedings of an International Symposium on Reviewing the Safety of Existing Nuclear Power Plants organized by the International Atomic Energy Agency in co-operation with the Nuclear Energy Agency of the OECD''. In: Ausgabe 1005 von Proceedings series. International Atomic Energy Agency, 1997. Seite 146.</ref><br />
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Im Januar 1985 erlaubte das Zentrum für Strahlen- und radioaktive Sicherheit eine thermische Leistungserhöhung von 2000&nbsp;MW auf 2160&nbsp;MW. Hierdurch erhöhte sich die Bruttoleistung von den standardmäßigen 683&nbsp;MW auf 735&nbsp;MW und die Nettoleistung von 660&nbsp;MW auf 710&nbsp;MW.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 30''. Handelsblatt GmbH, 1985. Seite 162.</ref> Das ASEA-Atom Reaktordesign hat es standardmäßig an sich, dass die Leistung für geringe Kosten leicht erhöht werden kann. In weiteren Schritten würden Modifizierungen an den Turbinen und dem Brennstoff weitere Leistungserhöhungen bis auf über 130&nbsp;% der standardmäßigen Nennleistung bringen.<ref>''Nuclear engineering international, Band 30''. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1985. Seite 39.</ref> Im Jahre 1987 wurde tatsächlich neuer Brennstoff in Olkiluoto erstmals mit einer Gitterung von 9×9&nbsp;Brennstäben eingesetzt, wodurch der Abbrand um 33&nbsp;Megawatttage pro Kilo Uran erhöht werden sollte.<ref> International Atomic Energy Agency: ''Improvements in water reactor fuel technology and utilization: proceedings of an International Symposium on Improvements in Water Reactor Fuel Technology and Utilization, Band 1986''. International Atomic Energy Agency, 1987. Seite 52.</ref> Im gleichen Jahr kam es im ersten Block zu einem Leck im Primärsystem, bei dem mehrere Liter schwach radioaktives Wasser austraten. Das Problem wurde erst zwei Wochen nach dem Auftreten durch Teollisuuden Voima Oy bekannt gegeben. Das Unternehmen begründete die späte Informierung der Öffentlichkeit damit, dass das Wasser nur leicht radioaktiv gewesen sei und es zudem vollständig aufgefangen werden konnte.<ref>Hans-Rudolf Lutz,u.a.: ''Ausbildung in typografischer Gestaltung, Band 1''. Vlg Hans-Rudolf Lutz, 1987. Seite 112.</ref> Im Jahre 1989 wurde zur Modernisierung und Nachrüstung der beiden Blöcke die deutsche [[Kraftwerk Union]] AG beauftragt. Die Nachrüstung betrifft insbesondere ein gefiltertes [[Entlüftungssystem]] (neudeutsch als ''Ventingsystem'' bezeichnet) für das [[Containment]] beider Blöcke.<ref>''Power, Band 133,Ausgaben 1-6''. Hill Pub. Co., 1989. Seite 83.</ref> Bis zum Jahr 1989 konnten die beiden Blöcke eine Verfügbarkeit von 90&nbsp;% erreichen und stellten die baugleichen Anlagen in Schweden weit in den Schatten.<ref>International Atomic Energy Agency: ''IAEA Yearbook 1989''. International Atomic Energy Agency, 1989. ISBN 9201790899. Seite 5.</ref><br />
<br />
Im Jahre 1990 wurde bei einem Arbeiter im Bindehautsack des Auges während einer routinemäßigen Untersuchung ein 150&nbsp;Micrometer großer Partikel gefunden, der aus verschiedenen radioaktiven Stoffen bestand und eine Gesamtaktivität von 19,4&nbsp;[[Becquerel|Kilobecquerel]] aufwies. Aufgrund der Zusammensetzung des Partikels ging man davon aus, dass dieser aus einem Brennelement stammte, woher genau blieb jedoch unbekannt. Man wusste allerdings nicht, wie lange der Partikel in der Bindehaut der Person lag, Schätzungen ergaben auf der Basis von Ermittlungen, dass dieser nicht länger als vier Stunden dort unbemerkt blieb. Demnach habe der Partikel über diese vier Stunden eine Fläche von 1,4&nbsp;Quadratmillimeter dauerhaft bestrahlt und einer [[Strahlenrisiko#Effektive_Dosis|effektiven Dosis]] von einem Sievert (Organdosis) ausgesetzt. Die ärztliche Überwachung ergab jedoch keine sichtbaren Schäden durch die Strahlung.<ref>National Council on Radiation Protection and Measurements, u.a.: ''Biological effects and exposure limits for "hot particles"''. In: Ausgabe 130 von NCRP report. The Council, 1999. ISBN 0929600630. Seite 115.</ref><br />
<br />
Am zwölften April 1991 kam es zu einem größeren Zwischenfall im zweiten Block, als es durch Messarbeiten an einem Transformator zu einem Schwelbrand im 6,6&nbsp;kV-Schaltanlagengebäude in einem Schaltschrank kam, verursacht durch einen Lichtbogen mit Erdschluss des Messgerätes im Schaltschrank des 400&nbsp;kV-Netzes. Innerhalb des Raumes sprang das Feuer auf drei weitere Schaltschränke des 400 und 110&nbsp;kV-Systems über. Als direkte Folge schaltete sich die Anbindung an das externe 400&nbsp;kV-Netz und 110&nbsp;kV-Netz ab, sodass der Block 7,5&nbsp;Stunden vollständig ohne externe Stromversorgung war. Die Dieselgeneratoren sicherten die interne Stromversorgung planmäßig ab. Einer der Gründe für den vollständigen Verlust der externen Stromversorgung lag in der Konstruktion der Schränke. Da die Automatik aus dem Kontrollraum nicht mehr auf die Schaltschränke ansprach, hätte eine manuelle Abschaltung der vier redundanten 400&nbsp;kV-Leitungen geschehen müssen. Jedoch waren die Schalter hierfür in den betroffenen brennenden Schränken, weshalb in der Folge das gesamte System über den Hauptschalter abgeschaltet werden musste. Das gleiche Problem lag im 110&nbsp;kV-System vor. Die drei treffendsten Kritikpunkte der Aufsichtsbehörde waren die schlechte bauliche Trennung bezüglich des Feuerschutzes, die schlechte bauliche Trennung im Bezug auf die Schalter und die schlechte Konfiguration des Systems, dass ein punktuelles Abschalten der elektrischen Stränge ermöglichen sollte. Der direkte Auslöser hierfür war jedoch ein defekter Prüfstecker am Messgerät, der bereits bei einer routinemäßigen Wartung von 1990 diverse Schäden aufwies, jedoch nicht ausgetauscht wurde. Durch regelmäßige Überhitzung des Steckers aufgrund von großen Strömen durch die Leitungen kam es zu einer Belastung des Kabels, Versprödung und Ionisierung des Leiters.<ref name="OECD_2000">OECD Nuclear Energy Agency. Committee on the Safety of Nuclear Installations: ''Fire risk analysis, fire simulation, fire spreading and impact of smoke and heat on instrumentation electronics: state-of-the-art report''. In: Band 8,Ausgabe 67 von working papers. OECD, 2000. Seite 61, 62.</ref><br />
<br />
Als direkte Folge wurde das gesamte Prüfverfahren verändert. Die beschädigten Schaltschränke wurden gegen neue ausgetauscht die ein fest installiertes CO2-Löschsystem besitzen, sowie eine bessere bauliche Trennung zum Feuerschutz. Das elektrische System außerhalb der Anlage wurde um ein zweites, redundantes System erweitert, betreffend das 110&nbsp;kV-System sowie das 400&nbsp;kV-System. Um die Syteme gegenseitig zu stützen wurde ein Transformator eingebaut und eine direkte Verbindung zwischen den Systemen geschaffen.<ref name="OECD_2000"/> Zwischen 1994 und 1996 wurden neue Turbogeneratoren mit einer Scheinleistung von 905&nbsp;Megavoltampere bei Asea Brown Boverie bestellt. Die Kosten hierfür lagen bei 33&nbsp;Millionen Dollar. Neben den neuen Generatoren wurde ein Angebot unterbreitet für die Überholung der drei Rotoren der Turbine, sowie ein Tausch der Statoren.<ref>Asea Brown Boveri (Zürich).: ''ABB review''. ABB Asea Brown Boveri, 1992. Seite 39.</ref> Dieses Angebot nahm Teollisuuden Voima Oy an und Asea Brown Boverie bekam einen dreijährigen Wartungsauftrag mit Überholung des Turbinensystems. Die Turbine mit einem Hochdruckläufer und drei Niederdruckläufern wurde durch eine neue mit einem Hochdruckläufer und vier Niederdruckläufer ersetzt. Das direkte Ergebnis war eine Effizeinzsteigerung der Turbine, womit beide Anlagen bei den bisherigen 107&nbsp;% Leistung die sie gefahren hatten eine Nettoleistung von 775&nbsp;MW und 790&nbsp;MW brutto erreichen. Da das Schluckvermögen der Turbine durch den weiteren Läufer erhöht wurde, sollte die Anlage in einer weiteren Überholung im Jahre 1998 mit 115&nbsp;% Leistung fahren,<ref>Asea Brown Boveri B. V.: ''ABB review''. ABB Asea Brown Boveri, 1997. Seite 30.</ref> was eine Erhöhung der Nettoleistung auf 840&nbsp;MW und der Bruttoleistung auf 870&nbsp;MW nach sich zog.<ref name="OECD_IEA_99">International Energy Agency, u.a.: ''Energy policies of IEA countries: Finland review, Seite 75''. OECD, 1999. Seite 107.</ref><br />
<br />
Die Gesamtverfügbarkeit des Werkes seit Inbetriebnahme stieg bis 1998 auf 94&nbsp;% an und erreichte einen zu dieser Zeit von Kernreaktoren ungeschlagenen Verfügbarkeitsrekord. Hinsichtlich der radioaktiven Dosis die das Personal in dem Werk ausgesetzt ist erreichten die Angestellten die geringsten Dosen von Kernkraftwerksarbeitern in ganz Europa.<ref name="OECD_IEA_99"/> Zum Jahrhundertwechsel 1999/2000 gab es in Russland sowie Finnland ernsthafte Bedenken, ob die Kernkraftwerke diese Umstellung verkraften könnten, oder es aufgrund dessen zu Problemen kommen könnte. Nachdem ein Test für das [[Kernkraftwerk Leningrad]] keine Probleme für die Datumsumstellung offenbarte, war es für die beiden Reaktoren in Olkiluoto nicht sicher. Teollisuuden Voima Oy hielt sich jede Option offen und erwog im Zweifelsfall die Reaktoren zur Jahreswende abzuschalten. Obwohl nahezu alle Kernkraftwerke weltweit etwaige Jahr 2000 Tests bestanden hatten gab es nur Probleme bei der Software des US-Herstellers General Electric, der vornehmlich Siedewasserreaktoren vermarktet und keine für das Jahr 2000 gerüstete Systeme besaß.<ref>Ismo Savolainen, u.a.: ''Y2K causes nuclear concerns''. In: Computerworld, Band 32,Nr. 36. ISSN 0010-4841. Seite 46.</ref><br />
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Zwischen 2005 und 2006 wurde die bereits 1999 ausgearbeitete Turbineninselmodernisierung (kurz als ''TIMO-Projekt'' bezeichnet) in beiden Blöcken vorgenommen, dass folgende drei Ausbauschritte zusammenfasste:<ref name="TIMO_IAEA">Olli Hoikkala: ''Turbine automation modernization project in OL1 and OL2''. [http://entrac.iaea.org/I-and-C/TM_VTT_2005_11/IAEA_papers/051122_Tuesday/IAEA_paper_Hoikkala.pdf Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zQ8vnyU Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
* Austausch der einphasigen Überhitzer, Ersatz durch zweiphasige Überhitzer, inkl. die erforderlichen Modifikationen an der Hochdruckturbine<br />
* Modernisierung der 6,6&nbsp;kV-Schaltanlage<br />
* Modernisierung und Modifizierung der Turbinenautomatik<br />
<br />
Das primäre Ziel war, durch eine Leistungssteigerung die Kraftwerkseffizienz zu erhöhen und gleichzeitig die Standzeit der Komponenten zu verlängern. Die Entscheidung zur Modernisierung der Turbineninsel fiel zusammen mit der Entscheidung am 31.&nbsp;Mai 2002, beide Blöcke im Turbinensystem auf das Prozessrechnersystem [[Teleperm XP]] von Siemens umzustellen. Während der routinemäßigen Wartung von Block zwei ab dem 9.&nbsp;Mai 2005 wurde die Umrüstung begonnen. Innerhalb von 21&nbsp;Tagen wurde das gesamte Turbinensystem im Einklang mit dem TIMO-Projekt umgerüstet mit einer anschließenden Erprobung unter voller Generatorleistung ohne Last. In Block eins wurden die Modifikationen im Mai 2006 vorgenommen.<ref name="TIMO_IAEA"/> Hierdurch konnte die Bruttoleistung in beiden Blöcken von 870&nbsp;MW auf 890&nbsp;MW angehoben werden, die Nettoleistung auf 860&nbsp;MW.<ref>Erja Kainulainen: ''Regulatory Control of Nuclear Safety in Finnland, Annual report 2005''. STUK, 2006. Seite 7.</ref> Bereits 2007 einigte man sich auf ein weiteres Modernisierungsprojekt mit Änderungen des Instrumentierungs- und Kontrollsystems, Austausch der Niederdruckturbinen sowie der Einbau eines neuen Generators in Block eins. Das ausführende Unternehmen war dieses mal Alstom und sollte die Änderungen zwischen 2010 und 2011 vornehmen. Für Block zwei lief bereits ein Vertrag zum Austausch des Generators im Jahre 2009.<ref>World Nuclear News: ''More retrofits for Olkiluoto 1 and 2'', 06.06.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13518 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zRs84Zm Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Noch im Jahr 2009 gab es Planungen zwischen Block eins und zwei einen neuen Verbindungsgang zu schaffen, im Rahmen des Baus eines neuen Wartungsgebäudes zwischen den beiden Blöcken. Solch ein Gebäude existiert bereits, das jedoch nur während der Wartung der Blöcke verwendet wurde, um wichtige Bauteile zu dekontaminierten und in den anderen Block zu schaffen. Eine direkte Verbindung gab es bisher nicht. Das neue Gebäude soll dazu dienen ohne Verlassen das Kontrollbereichs verschiedene Wartungsgeräte sowie Personal von einem Block in den anderen zu bringen. In Olkiluoto hatte man beim Bau auf solch ein Gebäude verzichtet, während die baugleichen Anlagen in Forsmark diese von Beginn an hatten. Das Gebäude soll als zentraler Eingang zu beiden Blöcken dienen und etwa 3200&nbsp;Quadratmeter groß werden und eine dauerhafte Beschäftigung für 90&nbsp;Personen bieten, sowie Umkleideräume für 1250&nbsp;Männer und 300&nbsp;Frauen. Weiter soll in dem Gebäude eine neue Kantine untergebracht werden die 100&nbsp;Personen gleichzeitig versorgen kann. Im Rahmen des Baus dieses Gebäudes soll die Feuerwache um 4100&nbsp;Quadratmeter erweitert werden.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 52,Ausgaben 1-6''. American Nuclear Society, 2009. Seite 48.</ref><br />
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Im Mai 2010 wurden die Arbeiten zur Überholung der Turbine im ersten Block abgeschlossen, im zweiten Block im Juni 2010. Die Wartung wurde als die bisher umfangreichste bezeichnet, die an den beiden Blöcken jemals vorgenommen wurde. Beide Blöcke erreichen durch die Verbesserung 20&nbsp;MW mehr Leistung,<ref>World Nuclear News: ''Upgrade completed at Olkiluoto 2'', 10.06.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Upgrade_completed_at_Olkiluoto_2-1006114.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660ZpgVFs Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> weshalb die Bruttoleistung nun bei 910&nbsp;MW und die Nettoleistung bei 880&nbsp;MW liegt.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
==== Stilllegung ====<br />
Nach einer Standzeit von 60&nbsp;Jahren soll der erste Block 2039 und der zweite 2042 vom Netz gehen.<ref name="WNA_2012-03-08">World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Finland''. [http://world-nuclear.org/info/inf76.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660bM4vWp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Block 3 ===<br />
Nachdem im geplanten Kernkraftwerk Kopparnäs ein 1000&nbsp;MW starker Reaktor errichtet werden sollte, sollten dort später zwei weitere 1000&nbsp;MW starke Blöcke errichtet werden. Als Alternativstandort kam Olkiluoto in Frage.<ref>''Nuclear engineering international, Band 20''. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1975. Seite 724.</ref> <br />
<br />
Im Jahr 1978 wurden die Planungen für einen dritten Block in Olkiluoto näher betrachtet. Allerdings käme nur ein [[Druckwasserreaktor]] infrage, da sich dieser Reakortyp anscheinend international durchsetzte, und für die Ausspeisung von [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] im großen Stil besser geeignet schien. Die Anlage sollte bis zu 1000&nbsp;MW erreichen.<ref name="ISBN_0902852949">Leslie Grainger: ''Energy resources: availability and rational use : a digest of the 10th World Energy Conference, Istanbul, 19-23 September, 1977''. IPC Science and Technology Press for the WEC, 1978. ISBN 0902852949. Seite 103.</ref> Die Pläne blieben jedoch aufgrund des zurückgegangenen Engagements der Politik und des größeren Widerstandes auf der Strecke. Nach der [[Katastrophe von Tschernobyl]] wurden etwaige Neubaupläne in naher Zukunft als unrealistisch gesehen.<ref>''The petroleum economist, Band 55''. Petroleum Press Bureau, 1988. Seite 233.</ref> Erst 1991 wurde ein Neubau als Option gesehen, nachdem das Land mehr und mehr von Stromimporten aus der Sowjetunion abhängig wurde. Nach Plan sollte ein neuer Block entweder in Loviisa oder Olkiluoto entstehen.<ref>Suomen Ulkomaankauppaliitto: ''Finnish trade review''. Finnish Foreign Trade Association, 1991.</ref> Die Leistung des Reaktors sollte zwischen 1000 und 1400&nbsp;MW liegen. Angebote für das Werk gab es durch Schweden (1 × [[ASEA-Atom BWR-90]]), der Sowjetunion (1 × [[WWER-1000|WWER-1000/392]] als [[AES-91]]), Deutschland (1 × [[KWU-Baulinie '80|Konvoi '95]]) und Frankreich (1 × [[Nouveau 4|N4+]]).<ref>United States. Foreign Broadcast Information Service: ''Daily report. West Europe, Ausgabe 152''. The Service, 1991. Seite 34.</ref> Der Plan sah vor, dass bei einer Entscheidung für einen Siedewasserreaktor die Anlage in Olkiluoto entstehen sollte, bei einem Druckwasserreaktor in Loviisa. Dies hängt mit den Betriebserfahrungen des Personals vor Ort mit den entsprechenden Reaktortypen zusammen. Der Block sollte bis 2000 am Netz sein.<ref>OECD Nuclear Energy Agency, u.a.: ''Uranium resources, production and demand''. Organisation for Economic Co-operation and Development, 1992. Seite 122.</ref> Aus der Sicht Finnlands war ein fünfter Kernreaktor im Land für die Deckung des zukünftigen Energiebedarfs unerlässlich.<ref>Economist Intelligence Unit (Great Britain): ''Country profile: Finland''. The Unit, 1995. Seite 16.</ref> Die Ausschreibung endete jedoch in den 1990ern ohne Ergebnis oder Auftragsvergabe.<br />
<br />
Erst ab dem Jahr 2000 gab es durch Teollisuuden Voima Oy einen Antrag für einen fünften finnischen Reaktor bei der staatlichen Aufsichtsbehörde, der eine Leistung zwischen 1000 und 1600&nbsp;MW haben sollte, je nachdem welches Design gewählt würde. Die Kosten des Werkes selbst sollten bei rund zwei Milliarden Dollar oder höher liegen. In einer Abstimmung am 25.&nbsp;Mai 2002 stimmten 107&nbsp;Parlamentarier für den Ausbau des Werkes, 92&nbsp;Parlamentarier dagegen, womit der Bauvorschlag angenommen war.<ref name="Report_Bd-25">Bureau of National Affairs (Arlington, Va.), u.a.: ''International environment reporter: Current report, Band 25''. Bureau of National Affairs, 2002. Seite 576.</ref> Europaweit führte diese Entscheidung bei den Grünen Parteien zu Unmut, da ein nicht geringer Teil der Stimmen für das Projekt von Politikern aus grünen Parteien kamen.<ref>Heinrich-Böll-Stiftung: ''Die Grünen in Europa: ein Handbuch''. Westfälisches Dampfboot, 2004. ISBN 3896915711. Seite 161.</ref> Die finnische Bevölkerung stand jedoch mehrheitlich hinter dem kernenergiefreundlichen Kurs der Regierung.<ref>Ralf Jeß: ''Perspektiven zur Deckung des Bedarfs an elektrischer Energie in Deutschland bis 2020''. GRIN Verlag, 2004. ISBN 3638318095. Seite 32.</ref> Seitens Teollisuuden Voima Oy, die neben Kernkraftwerken auch konventionelle Kraftwerke besitzt, gab es mehrere Gründe sich für ein Kernkraftwerk zu entscheiden: Die günstigen Erzeugungskosten, die Versorgungssicherheit des Kraftwerks und Umweltbedenken wie CO<sub>2</sub>-Ausstoß. Es zeigte sich, dass ein Kernkraftwerk unter diesen Gesichtspunkten die preisgünstigste Alternative ist, obwohl die Kapitalkosten beim Bau etwa dreimal höher sind als bei Gaskraftwerken.<ref>J. N. Lillington: ''The future of nuclear power''. Elsevier, 2004. ISBN 008044489X. Seite 174.</ref><br />
<br />
Die Abstimmung ermöglichte Teollisuuden Voima Oy die Bieter (Areva, Atomstroiexport, General Electric und Westinghouse) zur Abgabe ihrer Angebote für die vorgesehenen Rektordesigns ([[Advanced Boiling Water Reactor|ABWR]], [[ASEA-Atom BWR '90|BWR '90+]], [[Areva KERNA|SWR1000]], [[Westinghouse Advanced Passiv 1000|AP1000]], [[Areva EPR|EPR]] und [[WWER-1000]]) aufzufordern.<ref>NACE International: ''Materials performance, Band 41''. National Association of Corrosion Engineers, 2002. Seite 6.</ref> Im Jahr 2003 wurde der EPR von Areva als Reaktordesign für den neuen Block gewählt, der nach einer Entscheidung im November in Olkiluoto errichtet werden sollte.<ref>International Atomic Energy Agency, u.a.: ''IAEA bulletin: quarterly journal of the International Atomic Energy Agency, Bände 45-46''. International Atomic Energy Agency, Division of Public Information, 2003. Seite 6.</ref> Zu Beginn des Jahres 2004 erwartete man die Baulizenz für den Reaktor.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Country nuclear power profiles, Teil 1''. International Atomic Energy Agency, 2004. ISBN 9201069049. Seite 2003.</ref> Die Kosten für das Werk wurden zu diesem Zeitpunkt auf etwa drei Milliarden Euro geschätzt.<ref>''Keesing's record of world events, Band 50,Ausgaben 1-12''. Longman, 2004.</ref> Mit den Erschließungsarbeiten wurde noch im Dezember 2003 begonnen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''ATW: Internationale Zeitschrift für Kernenergie, Band 50''. Verlagsgruppe Handelsblatt, 2005. Seite 40.</ref><br />
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==== Bau ====<br />
[[Datei:OL3.jpg|miniatur|Die Baustelle von Block drei im Jahr 2009]]<br />
Ehemals sah Teollisuuden Voima Oy vor den Bau des Blocks zwischen dem Jahr 2003 und 2004 zu beginnen.<ref name="ISBN_1930956002">Laura Mars: ''Nations of the world: a political, economic & business handbook''. In: Nations of the World. Grey House, 2002. ISBN 1930956002. Seite 502.</ref> Mit dem Bau wurde schließlich am zwölften August 2005 begonnen.<ref name="IAEA"/> Der Vertrag sieht eine schlüsselfertige Errichtung vor.<ref>Société française d'énergie nucléaire: ''Revue générale nucléaire: RGN, Band 2005''. Revue Générale de l'Electricité, 2005. Seite 10.</ref> Die finnische Aufsichtsbehörde Säteilyturvakeskus (kurz ''STUK'') stellte jedoch bereits im Jahr 2005 Unregelmäßigkeiten und Probleme hinsichtlich der Sicherheitssysteme des Designs fest, die bereits im ersten vollem Jahr zu einer Verzögerung der Bauarbeiten von 18&nbsp;Monaten führte,<ref>''New scientist, Band 194,Ausgaben 2606-2610''. IPC Magazines, 2007. Seite 6.</ref> im Januar 2007 lag der Verzug bereits bei 19&nbsp;Monaten. Neben diesen Problemen kam hinzu, dass der Beton nach Prüfungen durch die Aufsichtsbehörde STUK für das Fundament des Werkes einen höheren Wassergehalt aufwies als er sollte. Zwar stand außer Frage, dass der Beton mit diesem Wassergehalt die Sicherheit des Werkes nicht beeinflussen würde, jedoch forderte die Behörde einen Stopp der Gussarbeiten am Fundament. Ein weiteres Problem war die verzögerte Lieferung des Druckhalters, der aufgrund minderer Qualität neu gegossen werden musste. Ein ähnliches Problem betraf einige Schmiedestücke von drei der vier Primärkreise des Reaktors. Nach der Aussage von Beobachtern sind diese Probleme damit zu begründen, dass viele Jahre hinweg in Europa kaum Kernkraftwerkskomponenten gefertigt wurden und erst wieder durch den Bau des Blocks langsam aber sicher das Know-How zurückkehrt. Teollisuuden Voima Oy hingegen gab ein Statement zu diesen Problemen ab und gab bekannt, dass der Konzern mit dem Zeitplan überhaupt nicht zufrieden sei. Zu diesem Zeitpunkt befanden sich 1000&nbsp;Arbeiter auf dem Baustellengelände.<ref name="WNN_2007-01-11">World Nuclear News: ''New operation date for Olkiluoto 3'', 11.01.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=12602 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zOmmbzA Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Im September kam es zu einem Unfall auf der Baustelle als eine Person an der Turbineninsel des Blocks acht Meter in die Tiefe fiel und schwere Knochenbrücke erlitt, an denen er auch in der Folge im Krankenhaus starb. Am 12.&nbsp;September genehmigte die STUK die Wiederaufnahme der Arbeiten an der Stahlauskleidung des Containments, die vorher aufgrund von Unregelmäßigkeiten an Schweißnähten unterbrochen wurden. Diese sollten ausgebessert werden, bevor die Arbeiten fortgeführt wurden.<ref>World Nuclear News: ''Accident at nuclear construction site'', 19.09.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14076 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zX6WIFH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis Januar 2008 schaffte man es den Rohbau der Turbinenhalle auf Dachebene zubringen womit der von Siemens zu liefernde sekundäre Anlagenteil ab April in Komponenten am Standort Olkiluoto ankommen sollte.<ref name="WNN_2008-01-02">World Nuclear News: ''Completion of Olkiluoto 3 set for 2011'', 02.01.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14610 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zXPrkf2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein Hauptproblem für Areva, den Lieferanten der Reaktorinsel, waren die starken Kostenüberschreitungen die im Jahr 2008 zu einem Verlust von 285&nbsp;Millionen Euro führte und die CEO Anne Lauvergeon unter Druck setzte. In der Folge wurden einige Punkte dem Bauvertrag hinzugefügt und 50&nbsp;Maßnahmen zur Verbesserung der Baudokumentation und zur Arbeitsbeschleunigung vorgenommen.<ref>World Nuclear News: ''Areva: Outlook bright despite OL3 overruns'', 01.09.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Areva_Outlook_bright_despite_Olkiluoto_overruns-0209087.html Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zcFZc3x Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Oktober 2008 gab es seitens Teollisuuden Voima Oy ein Statement, in dem der Konzern den Lieferanten des Werkes, das Gemeinschaftsunternehmen Areva für den Verzug verantwortlich machte. Etwa zur gleichen Zeit befanden sich 4000&nbsp;Arbeiter auf der Baustelle.<ref name="WNN_2008-10-17">World Nuclear News: ''Olkiluoto 3 start-up 'may be postponed until 2012' '', 17.10.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=23202 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zcpDlo9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Infolge der Unstimmigkeiten zwischen den beiden Vertragspartnern Areva und Teollisuuden Voima Oy gab es ab dem 5.&nbsp;Dezember 2008 ein Schiedsgerichtverfahren, da Areva als Lieferant den Auftraggeber Teollisuuden Voima Oy entschädigen sollte, Areva dies jedoch verweigerte. Teollisuuden Voima Oy beharrte auf dem Fixpreis von drei Milliarden Euro für den Block, seitens Areva gibt es den Vorwurf, dass Teollisuuden Voima Oy die Verzögerungen selbst verursacht hat. Nur der Bau der Turbinenhalle die von Siemens errichtet wurde war nach dem Zeitplan realisiert worden.<ref name="WNN_2009-01-05"/> Von Teollisuuden Voima Oy wird der finanzielle Schaden auf 2,4&nbsp;Milliarden Euro kalkuliert, Areva selbst forderte Nachzahlungen in Höhe von einer Milliarde Euro sowie eine Fristverlängerung bis zur Fertigstellung des Blocks. Durch Teollisuuden Voima Oy wurden seit Beginn des Schiedsverfahrens mehrfach Artikel veröffentlicht, die Areva stark kritisieren.<ref>World Nuclear News: ''Huge potential costs for OL3 delay'', 29.01.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=24553 Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660WSgTvN Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am fünften Januar 2009 kam der in Japan gefertigte [[Reaktordruckbehälter]] am Standort an.<ref name="WNN_2009-01-05">World Nuclear News: ''Arbitration over delays in nuclear build'', 05.01.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=24227 Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660VwgQxi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Mai 2009 gab es mehrfach Berichte, dass die Bauarbeiten an dem Block gestoppt worden sein aufgrund von fehlerhaften Schweißnähten an den Kühlmittelrohren, was durch Teollisuuden Voima Oy aber dementiert wurde. Nach Medienangaben soll die Aufsichtsbehörde STUK den Baustopp angeordnet haben wegen ein bis zwei Millimeter große Risse die rund 1,8&nbsp;Millimeter tief seien. Zwar gab es diese Risse, die jedoch vor Ort repariert werden konnten.<ref>World Nuclear News: ''TVO: Welding won't delay Olkiluoto 3'', 13.05.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-TVO_Faulty_welding_wont_delay_Olkiluoto_3-1305095.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660XbAfYr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im September wurde das Schiedsgerichtsverfahren fortgesetzt in dem Areva seine Forderungen auf 2,3&nbsp;Milliarden Euro erhöht hatte. Der Konzern gab bekannt, dass das Werk nur vollendet werden würde, sofern es eine Einigung mit Teollisuuden Voima Oy gebe.<ref>World Nuclear News: ''Areva talks tough on Olkiluoto 3'', 01.09.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/c_areva_talks_tough_on_ol3_0109092.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660Y6hWkl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Etwa zur gleichen Zeit konnte die 200&nbsp;Tonnen schwere und 47&nbsp;Meter im Druchmesser große Kuppel des Werkes installiert werden.<ref>World Nuclear News: ''Olkiluoto 3 gets its dome'', 08.09.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Olkiluoto_3_gets_its_dome-0809098.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660YJfD0o Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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[[Datei:Olkiluoto-3 2010-07-02.jpg|mini|Baufortschritt im Juli 2010]]<br />
Im Juni 2010 gab es erneut Verzögerung bei den Arbeiten am Block: Neben den Problemen mit den Rohrleitungen, die nach Areva zu dieser Zeit wieder unter Kontrolle waren, hatte die Aufsichtsbehörde STUK Änderungen im Instrumentierungs- und Kontrollsystem gefordert, die jedoch nicht direkt die Arbeiten am Werk beeinflussten.<ref name="WNN_2010-06-08">World Nuclear News: ''Start-up of Finnish EPR pushed back to 2013'', 08.06.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Startup_of_Finnish_EPR_pushed_back_to_2013-0806104.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660Z99rBn Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 21.&nbsp;Juni 2010 konnte der Reaktordruckbehälter in den Block eingebaut werden,<ref name="WNN_2010-06-21">World Nuclear News: ''Reactor vessel in place at Olkiluoto 3'', 21.06.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Reactor_vessel_in_place_at_Olkiluoto_3_2106101.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660ZTXX41 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> ab Mitte November wurde mit der Installation der vier Dampferzeuger begonnen. Der letzte Dampferzeuger konnte am 31.&nbsp;Januar in Position gebracht werden.<ref name="WNN_2011-02-08">World Nuclear News: ''Steam generators in at Olkiluoto'', 08.02.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Steam_generators_in_at_Olkiluoto-0802117.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660ZbzwtM Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Gegen Ende Februar 2012 konnte die Turbineninsel an das 110&nbsp;kV-Netz angebunden werden und damit energetisch in Betrieb genommen werden. Der nächste Schritt sollte die Anbindung an das 400&nbsp;kV-Netz sein.<ref>World Nuclear News: ''Turbine island progress at Olkiluoto 3'', 21.02.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Turbine_island_progress_at_Olkiluoto_3-2102128.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660auMV0c Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Juli 2012 konnte Areva im Schiedsgerichtsverfahren einen Erfolg verbuchen: Das Gericht entschied, dass Teollisuuden Voima Oy insgesamt 125&nbsp;Millionen Euro an den Kernkraftwerksbauer zahlen musste. Der Versorger Teollisuuden Voima Oy allerdings forderte im Oktober 2012 rund 1,8&nbsp;Milliarden Euro von Areva, als Schadensersatzforderung durch die verzögerte Inbetriebnahme.<ref>Stern: ''Finnen verlangen Milliarden-Schadenersatz für Reaktorbau'', 01.10.2012. [http://www.stern.de/wirtschaft/news/unternehmen/finnen-verlangen-milliarden-schadenersatz-fuer-reaktorbau-1903383.html Abgerufen] am 04.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6B9tXVBFd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mitte November 2012 konnte die Turbineninsel an das 400 kV-Netz angebunden werden. Im nächsten Schritt soll auch die Reaktorinsel mit der Turbineninsel energetisch verbunden werden.<ref>TVO: ''OL3 turbine island connected to national grid '', 16.11.2012. [http://www.tvo.fi/news/14 Abgerufen] am 18.07.2012. ([http://www.webcitation.org/6ID1TeTjl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Bis zum Stand des 30.&nbsp;Juni 2013 waren sämtliche Bauarbeiten an dem Block weitestgehend abgeschlossen und rund 2500&nbsp;Arbeiter vor Ort. Die Großkomponenten waren zu diesem Zeitpunkt bereits alle installiert und die Brennstoffanlagen mit Equipment in der Erprobung.<ref name="NEI_18-07-2013"/> Die meisten Anlagen des Blocks waren zu diesem Zeitpunkt soweit vollendet, dass bereits mit den Test- und Inbetriebnahmeprozeduren begonnen werden konnte.<ref>TVO: ''Finishing works on buildings progress side by side with commissioning activities at OL3 plant unit'', 26.06.2013. [http://www.tvo.fi/news/93 Abgerufen] am 18.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6ID1Jay7d Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach Teollisuuden Voima Oy bestandenen zu diesem Zeitpunkt nur noch Verzögerungen aufgrund der unvollständigen Planung, Dokumentation und Lizenzierung der Reaktorautomatik. Bereits einige Zeit zuvor im gleichen Monat nahm Teollisuuden Voima Oy von seinen Anteilseignern einen Kredit in Höhe von 100&nbsp;Millionen Euro für den Block auf.<ref name="NEI_18-07-2013">Nuclear Engineering International: ''Performance of Olkiluoto 1&2 improves in first half of 2013'', 18.07.2013. [http://www.neimagazine.com/news/newsperformance-of-olkiluoto-12-improves-in-first-half-of-2013 Abgerufen] am 18.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6ICzpYz2N Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== Betrieb ====<br />
Nach den Planungen um Mai 2002 sollte der Block gegen das Jahr 2009 in Betrieb sein.<ref name="Report_Bd-25"/> Im November ging man sogar von einer Inbetriebnahme um das Jahr 2008 aus.<ref name="ISBN_1930956002"/> Im Jahr 2004 wurde jedoch eine Inbetriebnahme nicht vor 2009 erwartet.<ref>IEA Greenhouse Gas R & D Programme: ''Greenhouse issues, Ausgaben 72-84''. The Programme, 2004. Seite 15.</ref> Im Januar 2007 wurde aufgrund verschiedener Probleme die Inbetriebnahme auf Ende 2010 verschoben.<ref name="WNN_2007-01-11"/> Im August 2007 wurde ein etwaiger Inbetriebnahmetermin aufgehoben und nur noch von der Fertigstellung auf das Jahre 2011 gelegt, die eigentlich für den EPR selbst veranschlagte Zeitspanne für den Bau eines solchen Blocks.<ref>World Nuclear News: ''Dates revised again for Olkiluoto 3'', 10.08.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13848 Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zSHgWCt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Dezember legte man den Termin auf Sommer 2011 fest.<ref name="WNN_2008-01-02"/> Im Oktober 2008 verschob Teollisuuden Voima Oy die Fertigstellung in das Jahr 2012 mit starker Kritik am Vertragspartners Areva.<ref name="WNN_2008-10-17"/> Obwohl der Block ehemals der weltweit erste in Betrieb befindliche EPR werden sollte wird es nach Stand 2009 wahrscheinlich der vierte, da sowohl der Block im französischen [[Kernkraftwerk Flamanville]] früher in Betrieb gehen soll wie auch die beiden Blöcke im chinesischen [[Kernkraftwerk Taishan]].<ref>''The petroleum economist, Band 76''. Petroleum Press Bureau, 2009. Seite 32.</ref> Im Juni 2010 wurde die Inbetriebnahme in das Jahr 2013 verschoben.<ref name="WNN_2010-06-08"/> Im Oktober 2011 verschob Teollisuuden Voima Oy die Inbetriebnahme auf 2014, zum Erstaunen des Vorstandsvorsitzenden von Areva, Luc Oursel der in einem Interview mit Reuters davon überrascht wurde. Laut dem Vorstandsvorsitzenden ist die Beladung des Blocks gegen Ende des Jahres 2012 weiterhin fest geplant gewesen, die energetische Inbetriebnahme im Jahr 2013.<ref>World Nuclear News: ''Olkiluoto date dispute'', 12.10.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Olkiluoto_date_dispute_1210111.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660a8vq5t Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Dezember 2011 setzte Teollisuuden Voima Oy den Termin auf August 2014.<ref>World Nuclear News: ''New date for Olkiluoto 3'', 21.12.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/IT_New_date_for_Olkiluoto_3_2112112.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660akUrBE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Juli 2012 wurde dieser Termin ebenfalls als nicht realistisch angesehen, nachdem neue Informationen über den Stand der Arbeiten durch Siemens und Areva übermittelt wurden. Demnach gab es bei der Ausbesserung der Kontroll- und Sicherheitsleittechnik, sowie bei der Lizenzierung des Blocks Verzögerungen, wonach der Block erst nach 2014 ans Netz gehen sollte, nach Einschätzung von Teollisuuden Voima Oy.<ref>World Nuclear News: ''Olkiluoto 3 delayed beyond 2014'', 17.07.2012. [http://world-nuclear-news.org/NN-Olkiluoto_3_delayed_beyond_2014-1707124.html Abgerufen] am 17.07.2012. ([http://www.webcitation.org/69EHEHgHG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Februar 2013 stellte sich Teollisuuden Voima Oy aufgrund des langsamen Fortschritts am Bau darauf ein, dass der Block wohl erst 2016 ans Netz gehen werde. Seitens Areva und Siemens wurde bis zu diesem Zeitpunkt der Betreiber nicht informiert, wie der neue Zeitplan aussehe, Areva räumte allerdings ein, dass es Verzögerung bei der Installation der Computerleittechnik gäbe und zusammen mit Teollisuuden Voima Oy eine engere Kooperation für das endgültige Design dieses Systems benötigt werde.<ref>World Nuclear News: ''TVO prepares for further Olkiluoto 3 delay'', 11.02.2013. [http://world-nuclear-news.org/NN-TVO_prepares_for_further_Olkiluoto_3_delay-1102134.html Abgerufen] am 11.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6EMFRigNI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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=== Block 4 ===<br />
Im Januar 2008 gab Teollisuuden Voima Oy bekannt, dass man überlege einen vierten Block in Olkiluoto zu errichten. Seitens der lokalen Wirtschaft wurde diese Überlegung sehr positiv aufgenommen. Am 14.&nbsp;Februar reichte das Unternehmen hierzu eine Anfrage für eine Umweltverträglichkeitsprüfung beim Ministerium für Arbeit und Wirtschaft ein. Für die Prüfung wurde seitens Teollisuuden Voima Oy nur spezifiziert, dass der Block entweder aus einen Druck- oder Siedewasserreaktor bestehen soll mit einer Leistung zwischen 1000 und 1800&nbsp;MW. Weiter wurden zwei mögliche Standorte auf der Halbinsel Olkiluoto für den Block genannt, die geprüft werden sollten. Die Beeinflussung des vierten Blocks könnte dazu führen, dass sich über die Wintermonate nur eine dünne oder gar keine Eisschicht mehr um Olkiluoto bilden könnte, was zu einer direkten Beeinträchtigung der Fischereiindustrie in der Umgebung führen könnte, da die Vegetationsperiode der Flora und Fauna im Wasser stark steigt.<ref>World Nuclear News: ''Environmental study for Olkiluoto 4'', 15.02.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/NN/Environmental_study_for_Olkiluoto_4_150208.html Abgerufen] am 07.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65zYz5KOW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Aufgrund der Probleme beim Bau des dritten Blocks gaben die Anteilseigner von Teollisuuden Voima Oy im Oktober 2008 bekannt, dass ein vierter Block wenn überhaupt erst gebaut wird, wenn der dritte Block am Netz ist und Gewinn abwirft.<ref name="WNN_2008-10-17"/> Gegen Ende Mai 2009 gab die Aufsichtsbehörde STUK bekannt, dass es keine Einwände gegen den Bau des vierten Block am Standort Olkiluoto gebe.<ref>World Nuclear News: ''Regulator's OK for Olkiluoto 4'', 29.05.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/IT_Regulators_OK_for_Olkiluoto_4_2905092.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660XmwT4w Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Seitens des finnischen Parlaments wurde im April über die drei Kernkraftwerksprojekte in Finnland abgestimmt. Während ein dritter Block in Loviisa abgelehnt wurde gab es für einen neuen Block der Firma Fennovoima und für den vierten Block des Kernkraftwerks Olkiluoto bis auf eine Stimme große Zustimmung.<ref>World Nuclear News: ''Two out of three for Finland'', 21.04.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Two_out_of_three_for_Finland_2104102.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660YlejnP Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach der Ablehnung des neuen Blocks in Loviisa der Firma Fortum gab das Unternehmen im November 2011 bekannt, dass es sich am vierten Block in Olkiluoto beteiligen wolle, sowohl in der Finanzierung, als auch in der Ausschreibungs- und Planungsphase. Fortum ist ein Anteilseigner an dem Gemeinschaftsunternehmen Teollisuuden Voima Oy. Das Unternehmen erwartete zu diesem Zeitpunkt eine Baugenehmigung im Juni 2015.<ref>World Nuclear News: ''Fortum for fourth Olkiluoto unit'', 03.11.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Fortum_for_fourth_Olkiluoto_unit-0311114.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660aO1fKH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Als mögliche Reaktormodelle wurden neben einem EPR wie er im dritten Block zum Einsatz kommt ein [[Economic Simplified Boiling Water Reactor|ESBWR]] von General Electric, [[Advanced Power Reactor|APR-1400]] von Korea Hydro and Nuclear Power, ein [[Advanced Pressurized Water Reactor|APWR]] von Mitsubishi und der [[Advanced Boiling Water Reactor|ABWR]] von Toshiba erwogen.<ref>World Nuclear News: ''Fluor, GEH team up for Olkiluoto 4'', 11.11.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/-IT_Fluor_GEH_team_up_for_Olkiluoto_4_111111a.html Abgerufen] am 08.03.2012. ([http://www.webcitation.org/660aekXUb Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 26.&nbsp;März 2012 wurde durch Teollisuuden Voima Oy die Bieterrunde für die fünf Unternehmen eröffnet. Bis Anfang 2013 sollten die entsprechenden Angebote dem Versorgungsunternehmen vorliegen. Nach Plan könnte 2015 der Block seine Baugenehmigung erhalten. Gemäß TVO sollen innerhalb dieses Zeitraumes entsprechende Prüfungen der Reaktormodelle vorgenommen werden, ob diese unter den finnischen Vorschriften auch genehmigungsfähig sind. Von Mitsubishi Heavy Industries wurde bereits zugesagt das Design des APWR entsprechend anzupassen, sofern er nicht den Standards entsprechen würde.<ref>World Nuclear News: ''Bidding starts for Olkiluoto 4'', 26.03.2012. [http://world-nuclear-news.org/NN-Bidding_starts_for_Olkiluoto_4-2603124.html Abgerufen] am 05.04.2012. ([http://www.webcitation.org/66hjzJsRq Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Bis zur Deadline am 1.&nbsp;Februar 2013 bewarben sich tatsächlich alle erwogenen Bieter mit den erwogenen Reaktormodellen. Die eingereichten Angebote sollten laut Jarmo Tanhua, Vorstand von Teollisuuden Voima Oy, von einem 150&nbsp;Personen starken Team ausgewertet werden. Der Betreiber erwägt Mitte des Jahres 2015 ein Baugesuch für den Block bei der Regierung einzureichen, rund ein Jahr nach Wahl des Reaktordesigns.<ref>World Nuclear News: ''Five designs compete for next Olkiluoto build'', 01.02.2013. [http://world-nuclear-news.org/NN_Five_designs_compete_for_next_Olkiluoto_build_0102132.html Abgerufen] am 07.02.2013. ([http://www.webcitation.org/6EFwyr8MC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Juni 2013 nahm Teollisuuden Voima Oy bei seinen Anteilseignern einen Kredit in Höhe von 10&nbsp;Millionen Euro auf für die Bezahlung der Ausschreibungsphase, sowie für die Entwicklungsphase für das spezifische Projekt.<ref name="NEI_18-07-2013"/><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
[[Datei:Olkiluoto power.jpg|miniatur|Panorama über alle drei Blöcke im Jahr 2009]]<br />
Das Kühlmittel aller Reaktoren und zukünftiger Blöcke wird südlich der Halbinsel Olkiluoto entnommen und nördlich wieder in das Meer zurück geleitet. Man verlässt sich bei der Rückleitung weitestgehend auf die vorherrschende Meeresströmung. Beim Bau der Blöcke eins und zwei hatte man besonders Sorge, dass das Wasser nach Süden zirkulieren könnte und das Frischwasser zur Kühlung zu stark erwärmen könnte. Solange das Wasser aber mit einer Strömung von mehr als einem Meter pro Sekunde aus dem Rücklauf in das Meer zurück fließt, kommt das erwärmte Wasser direkt in die nordwärts abgehende Strömung. Ein kleiner, kaum nach verfolgbare Teil der Abwärme zirkuliert in die Gegenströmung die nach Süden zirkuliert, jedoch das Wasser nicht nachhaltig erwärmt, dass es die Kühlung der Blöcke beeinflussen könnte.<ref>International Atomic Energy Agency, u.a.: ''Environmental effects of cooling systems at nuclear power plants: proceedings of a Symposium on the Physical and Biological Effects on the Environment of Cooling Systems and Thermal Discharges at Nuclear Power Stations, Band 378''. In: Proceedings series. The Agency, 1975. ISBN 9200200753. Seite 145.</ref><br />
<br />
Als Alternative zur Rückleitung der Abwärme der ersten beiden Blöcke ins Meer gab es die Überlegung Prozess- und [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] auszuspeisen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Urban district heating using nuclear heat: proceedings of an Advisory Group, Band 1''. In: Panel proceedings series. International Atomic Energy Agency, 1977. Seite 4.</ref> Im Rahmen der Planung des dritten Blocks 1978 wurde eine entsprechende Studie aufgestellt, die technische und ökonomische Probleme des Werkes aufwarf. Die thermische Lastnachfrage war jedoch im Vergleich gering: 136&nbsp;MW an Prozessdampf für Industrien und 60&nbsp;MW Grundlast-Fernwärme für die Umgebung und die Stadt Rauma selbst, die 14,5&nbsp;Kilometer südlich des Werkes liegt. Die Kosten pro Megawattstunde beliefen sich auf 10,5&nbsp;Dollar und waren damit konkurrenzfähig zu konventionellen Heizkraftwerken.<ref name="ISBN_0902852949"/> Man betrachtete eine etwaige Fernwärmenutzung als Modellprojekt für ein eventuelles Kernkraftwerksprojekt in einer moderaten Nähe zur Hauptstadt Helsinki, um diese Stadt mit Fernwärme zu versorgen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Revista de energia atomica, Band 17,Seiten 603-950''. International Atomic Energy Agency., 1979. Seite 936.</ref><br />
<br />
Neben der Abwärmenutzung gab es 1987 die Überlegung mit den warmen Abwässern Fischzucht zu betreiben, genauer mit atlantischen Lachsen. In Finnland wird dieser Lachs bereits gezüchtet, allerdings könnte die gesamte Anzucht durch die warmen Abwässer um ein Jahr verkürzt werden. Durch Betriebserfahrungen konnte man sicherstellen, dass die Abwassertemperatur im Herbst und Frühjahr nicht mehr als 15&nbsp;°C übersteigen werde.<ref>Environment Information Center, u.a.: ''Environment abstracts, Band 17''. Environment Information Center, 1987. Seite 19.</ref> Seit 2001 wird die Abwärme des Werkes für die Weinproduktion des ''Château Olkiluoto'' genutzt.<ref>''Profil, Band 32''. Wirtschafts-trend Zeitschriftenverlag., 2001. Seite 123.</ref> Hierfür wurde eine 1000&nbsp;Quadratmeter große Plantage mit Weinreben der Sorte Zilga angelegt. Olkiluoto ist der nördlichste Ort weltweit, an dem Wein angebaut wird. Im Jahr 2005 konnten insgesamt 80&nbsp;Flaschen hergestellt werden, die Produktion sollte allerdings auf 400&nbsp;Flaschen im Jahr 2006 erweitert werden.<ref name="Bloomberg_13-10-2005">Bloomberg: ''Finnish Nuclear Wine, `Wild Idea,' Angers Sommeliers, Greens'', 13.10.2005. [http://www.bloomberg.com/apps/news?pid=newsarchive&sid=aWm.YbSSOjLc Abgerufen] am 18.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6ID9qdn7W Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Tatsächlich konnte 2006 mit einer Ernte von rund 800&nbsp;Kilo Wein eine Rekordernte erzielt werden.<ref>Spiegel Online: '' Finnland: Das nette AKW von nebenan'', 08.07.2008. [http://www.spiegel.de/politik/ausland/finnland-das-nette-akw-von-nebenan-a-564509-2.html Abgerufen] am 18.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6IDAjP88j Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Um den Château Olkiluoto handelt es sich um einen Rotwein, der eine sanfte Note haben soll, laut Angestellten des Werkes, die einige Flaschen bekommen hatten. Der eigentliche Zweck dieser Weinplantage war es allerdings nicht, im industriellen Umfang Wein herzustellen, sondern um die Fortnutzbarkeit der Abwärme des Werkes zu demonstrieren. Da es im näheren Umfeld keine größeren Felder gibt, die diese Wärmemengen abnehmen können, handelte es sich hierbei lediglich um eine allgemeine Demonstration über die Möglichkeiten der Fortnutzung von Abwärme. Vor dem Wagnis, empfindliche Weinreben aufzubauen, wurden andere agrokulturelle Experimente mit dem am Projekt beteiligten Agrifood Research aus Helsinki organisiert, darunter der Anbau von Wassermelonen und Getreide.<ref name="Bloomberg_13-10-2005"/> Der Anbau des Wein erfolgt weiterhin, parallel zur Zucht von Krebsen und Stören. Diese werden experimentell gezüchtet und der Kaviar gewonnen. Keiner der Produkte ist im freien Handel erwerblich, mit dem Bau eines vierten Blocks steht diese Option allerdings offen, um den Maßstab der Produktion zu vergrößern.<ref>Die Welt: ''Finnen freuen sich über ihr Atommüll-Endlager'', 15.02.2009. [http://www.welt.de/politik/article3209743/Finnen-freuen-sich-ueber-ihr-Atommuell-Endlager.html Abgerufen] am 18.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6IDB6N6sO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Technik Block 1&2 ===<br />
Die Blöcke eins und zwei bestehen aus zwei [[Asea-Atom BWR-75]] Siedewasserreaktoren. Das Design zeichnet sich durch ein viersträngiges Sicherheitssystem aus, von dem je ein Strang 50&nbsp;% der Nachzerfallswärme bei Betriebsabweichungen übernehmen kann. Weitere Verbesserungen im Gegensatz zu den Vorgängerreaktoren sind fortschrittliche Einbauten wie eine Umwälzung des Wassers im Reaktor durch Pumpen die direkt in den Reaktor integriert sind, Fine-Motion-Kontrollmechanismen für die Steuerstäbe, ein Spannbetoncontainment und die Möglichkeit in einer Lastfolge zu fahren. Das Kraftwerksdesign stellt die Basis für einen verbesserten BWR-75 dar, die in Block drei der Kernkraftwerke [[Kernkraftwerk Oskarshamn|Oskarshamn]] und Forsmark realisiert wurden und die ersten fortschrittlichen Siedewasserreaktoren der Erde waren.<ref>Aniello Amendola, u.a.: ''Advanced Seminar on Common Cause Failure Analysis in Probabilistic Safety Assessment: proceedings of the ISPRA course held at the Joint Research Centre, Ispra, Italy, 16-19 November 1987''. In: Band 11760 von EUR (Series). Springer, 1989. ISBN 0792302680. Seite 71.</ref> Standardmäßig sind die Blöcke für eine Standzeit von 40&nbsp;Jahren ausgelegt.<ref name="OECD_IEA_99"/> Durch Nachrüstungen soll – gemäß der Sicherheitsprüfung, die jedes Jahrzehnt stattfindet – die Standzeit auf 60&nbsp;Jahre erhöht worden sein.<ref name="WNA_2012-03-08"/><br />
<br />
Anders als die bisherigen Siedewasserreaktoren von ASEA-Atom kommt bei diesen Anlagen sowie in Loviisa ein britisches Prozessrechnersystem auf Hybridbasis zum Einsatz.<ref>''Acta polytechnica Scandinavica, Ausgaben 27-32''. Finnish Academy of Technical Sciences, 1975. ISBN 951666069X. Seite 144.</ref> 1987 wurde das gesamte System durch das amerikanische VAX-Prozessrechnersystem ersetzt, sowohl in Olkiluoto als auch in Loviisa.<ref>Suomen Ulkomaankauppaliitto: ''Finnish trade review''. 1987. Seite 13.</ref> Im Jahr 2002 wurde das Turbinensystem auf das Prozessrechnersystem Teleperm XP umgestellt.<ref name="TIMO_IAEA"/><br />
<br />
Beide Blöcke erreichen eine Bruttoleistung von 910&nbsp;MW, von denen 880&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz eingespeist werden.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
=== Technik Block 3 ===<br />
Block drei ist ausgestattet mit einem [[Druckwasserreaktor]] vom Typ EPR.<ref name="IAEA"/> Der Reaktordruckbehälter hat einen Durchmesser von 5,3&nbsp;Meter und eine Höhe von 10,6&nbsp;Meter bei einem Gewicht von 420&nbsp;Tonnen.<ref name="WNN_2010-06-21"/> Die vier Dampferzeuger sind jeweil 25&nbsp;Meter hoch und haben einen Druchmesser über fünf Meter. Jeder einzelne erzeuger wiegt 550&nbsp;Tonnen.<ref name="WNN_2011-02-08"/> Der Block soll eine Bruttoleistung von 1720&nbsp;MW erreichen von denen 1600&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden sollen. Der Reaktor ist aktuell der leistungsstärkste Kernreaktor in Europa.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Olkiluoto besteht aus zwei aktiven Reaktoren, ein dritter ist im Bau, ein vierter in Planung.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=FI „Finland“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Olkiluoto-1<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-75<br />
| align="right" | 880 MW<br />
| align="right" | 910 MW<br />
| align="right" | 01.02.1974<br />
| align="right" | 02.09.1978<br />
| align="right" | 10.10.1979<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Olkiluoto-2<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-75<br />
| align="right" | 880 MW<br />
| align="right" | 910 MW<br />
| align="right" | 01.11.1975<br />
| align="right" | 18.02.1980<br />
| align="right" | 10.07.1982<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Olkiluoto-3<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | EPR<br />
| align="right" | 1600 MW<br />
| align="right" | 1720 MW<br />
| align="right" | 12.08.2005<br />
| align="right" | (01.08.2013)<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Finnland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Europa|Olkiluoto]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1970er Jahren|Olkiluoto]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk an der Ostsee|Olkiluoto]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Hanhikivi&diff=7024Kernkraftwerk Hanhikivi2013-07-04T05:07:43Z<p>10.0.1.47: Ungültig gewordener Satz entfernt</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Finnland<br />
|REGION =Nordösterbotten<br />
|ORT =Pyhäjoki<br />
|LAT =64.529216<br />
|LON =24.267240<br />
|EIGENTÜMER =Fennovoima Oy<br />
|BETREIBER =Fennovoima Oy<br />
|V-JAHR =<br />
|B-JAHR =<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =1<br />
|R-PLG_MW =1200<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BTR_AZ =<br />
|R-BTR_MW =<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =<br />
|ESPG-GW =<br />
|GESESPG =<br />
|STAND =<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Hanhikivi''' (finnisch ''Hanhikivi ydinvoimalaitos''), auch ''Kernkraftwerk Pyhäjoki'' (finnisch ''Pyhäjoen ydinvoimalaitos'') soll nahe der Gemeinde Pyhäjoki in der finnischen Landschaft Nordösterbotten entstehen. Die auf der Halbinsel Hanhikivi geplante Anlage soll von einem Verbund von verschiedenen Gesellschaften durch das Gemeinschaftsunternehmen ''Fennovoima Oy'' geplant, gebaut und betrieben werden. Die Anlage wird das dritte Kernkraftwerk Finnlands.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Juni 2007 schlossen sich finnische Energieversorgunger mit Industriebetrieben zur Gründung eines Gemeinschaftsunternehmen mit dem Namen ''Fennovoima Oy'' zusammen, dass zum Ziel hat ein neues Kernkraftwerk in Finnland zu errichten. Beteiligt sind neben den Versorgern E.ON&nbsp;Finnland, Rauman Energia und der Katterno Group auch der Stahlhersteller Outokumpu und die Bergbau- und Stahlhüttengesellschaft Boliden. Der Plan sieht vor ein Kernkraftwerk mit einer Leistung zwischen 1000 und 1800&nbsp;MW zu errichten, dass zwischen 2016 und 2018 den Betrieb aufnehmen soll, vornehmlich zur Deckung des Energiebedarfs der beteiligten Gesellschaften. Insgesamt wird etwa ein Drittel der Energie an die beteiligten Industrien, ein Drittel an die beiden Versorger Rauman Energia und der Katterno Group, und das restliche Drittel an den Mehrheitseigentümer des Konsortiums, E.ON&nbsp;Finnland gehen. Diese Gesellschaften (ohne E.ON&nbsp;Finnland) führten wiederum weitere Vehandlungen mit anderen Unternehmen, die sich an dem Werk beteiligen könnten und entsprechend eine Menge an Energie abnehmen würden. Allerdings war zu diesem Zeitpunkt nicht sicher ob das Projekt realisiert werden würde, da eine solche Entscheidung nur vom finnischen Parlament getroffen werden kann. Das Projekt selbst war eigentlich überflüssig, da zur gleichen Zeit bereits Umweltverträglichkeitsstudien für zwei neue Reaktoren in [[Kernkraftwerk Loviisa|Loviisa]] und [[Kernkraftwerk Olkiluoto|Olkiluoto]] gestartet wurden. Gleichzeitig hatte E.ON bereits Pläne geäußert, nördlich des bestehenden Kernkraftwerks ein 112&nbsp;Hektar großes Grundstück für ein neues zweiblöckiges Kernkraftwerk zu kaufen, unabhängig vom Werk des Anbieters Fortum. Allerdings lehnte die Stadt Loviisa den Verkauf ab.<ref>World Nuclear News: ''Finnish companies unite to build nuclear plant'', 06.06.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13516 Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658OI0fai Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Markerkarte<br />
|ausrichtung=links<br />
|land=Finnland<br />
|größe=150<br />
|rahmen=<br />
|beschreibung=Mögliche Standorte<br />
|marker={{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|label=Kristianstad<br />
|position=<br />
|lat=62.312782<br />
|long=21.321316<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|label=Pyhäjoki<br />
|position=<br />
|lat=64.529216<br />
|long=24.267240<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|label=Ruotsinpyhtää<br />
|position=bottom<br />
|lat=60.387229<br />
|long=26.335058<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|label=Simo<br />
|position=<br />
|lat=65.636296<br />
|long=24.699311<br />
}}<br />
}}<br />
Noch im gleichen Monat sprachen sich sechs Gemeinden in Finnland aus ein Kernkraftwerk von Fennovoima auf dem Gemeindegebiet zu dulden, darunter Simo, Kemijärvi, Tornio und Kemi in Lappland, sowie Himanka in Nordösterbotten. Auch die Gemeinde Ruotsinpyhtää in Uusimaa (neben der Gemeinde Loviisa) willigte ein über ein zweites Kernkraftwerk zu reden.<ref>World Nuclear News: ''Finland mulls over new nuclear sites'', 26.06.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13614 Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658OsWPZY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis Ende Oktober traten dem Konsortium, das bisher aus den fünf Gründerunternehmen bestand über 60 weitere Firmen bei. Von Fennovoima wurde dies als Bestätigung für das große Interesse am Kraftwerk angesehen. Zu diesem Zeitpunkt wählte das Konsortium außerdem drei mögliche Standorte für das Werk aus,<ref>World Nuclear News: ''More companies participate in Fennovoima'', 30.10.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14312 Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658PXUP7V Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> im Dezember wurde noch ein möglicher vierter Standort ausgewählt. Für diese vier Standorte nahe Kristinestad, Pyhäjoki, Ruotsinpyhtää und Simo wurden Umweltverträglichkeitsprüfungen durch Fennovoima favorisiert. An allen vier Standorten eröffnete das Konsortium je ein Verwaltungsbüro. Weiter wurde als Alternativangebot zu einem großen Kernreaktor die Option genannt zwei kleinere zu errichten.<ref>World Nuclear News: ''Four possible sites for Fennovoima'', 20.12.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14604 Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658Pu7j3m Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Konsortium Fennovoima reichte im Dezember 2007 die Anträge für die Umweltverträglichkeitsprüfungen beim Ministerium für Arbeit und Wirtschaft ein. Die dazugehörigen Anhörungen wollte Fennovoima im engen Kontakt mit den Anwohnern vornehmen. Nach Plan sollte bis Frühling 2009 das Verfahren beendet sein.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima's EIA program for new nuclear'', 31.01.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/NN/Fennovoima_submits_EIA_program_for_new_nuclear_plant_310108.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658QKh4Uc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Bereits im Oktober 2007 kaufte das Unternehmen in Ruotsinpyhtää rund 600&nbsp;Hektar Land für das Werk auf, ebenso an den beiden anderen Standorten nahe Simo am 11.&nbsp;März 2008. Zeitgleich kündigte das Unternehmen auch den Ankauf der Gelände um Kristinestad und Pyhäjoki an.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima buys land for planned nuclear plant'', 12.03.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Fennovoima_buys_land_for_planned_nuclear_plant_120308.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658QdhD7K Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Dies geschah auch noch am 26.&nbsp;März in Kristinestad durch den Aufkauf von 100&nbsp;Hektar.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima makes further land acquisition'', 27.03.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Fennovoima_makes_further_land_acquisition-270308.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658QlhmLu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Fennovoima erwarb am 30.&nbsp;April noch 250&nbsp;Hektar zusätzlich an einem anderen Ort, etwas entfernt vom Storträsket See. Seitens Fennovoima wurde auch der Bau von kilometerlangen Kühlwasserleitungen als Option genannt, sofern das Kernkraftwerk weiter entfernt von einem Gewässer errichtet werden würde.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima obtains more land in Kristinestad'', 01.05.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Fennovoima_makes_further_land_acquisition-270308.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658QrghaE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Mai wählte das Konsortium drei mögliche Reaktordesigns für das Kernkraftwerk, darunter den von Toshiba entworfenen [[Advanced Boiling Water Reactor]] (1600&nbsp;MW, Referenzwerk [[Kernkraftwerk Hamaoka|Hamaoka&nbsp;5]]), den [[Europäischer Druckwasserreaktor|EPR]] von Areva (1700&nbsp;MW, Referenzwerk [[Kernkraftwerk Olkiluoto|Olkiluoto&nbsp;3]]) und den ebenfalls von Areva entworfenen SWR-1000 (jetzt [[Kerena]], 1250&nbsp;MW, Referenzwerk [[Kernkraftwerk Gundremmingen|Gundremmingen&nbsp;C]]). Die Referenzwerke werden von Fennovoima als Maßstab benutzt, um einen Vergleich zwischen den Reaktoren herzustellen. Das Unternehmen hoffte mit einer Parlamentsentscheidung für das Werk in der ersten Hälfte des Jahres 2010, sodass frühstens 2012 mit dem Bau begonnen worden wäre.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima selects three possible reactor designs'', 21.05.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Fennovoima_selects_three_possible_reactor_designs-2105081.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658RUX22C Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Im Juni 2008 gab Fennovoima die Planungen für den Standort Kristinestad auf, da die Gegebenheiten für ein Kernkraftwerk an den anderen drei Standorten besser geeignet schienen.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima rules out Kristinestad as plant site'', 06.06.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Fennovoima_rules_out_Kristinestad_as_possible_plant_site-0606085.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658RldNKC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Oktober 2008 wurde die Umweltverträglichkeitsprüfung für die verbleibenden drei Standorte abgeschlossen mit der Erkenntnis, dass sich alle drei Standorte für ein Kernkraftwerk eigneten. Seitens des ehemaligen finnischen Premierministers Paavo Lipponen gab es die Empfehlung den Block sowie die anderen beiden geplanten Reaktoren in Olkiluoto und Loviisa zu genehmigen.<ref>World Nuclear News: ''Environmental report for third new Finnish nuclear project'', 09.10.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Environmental_report_for_3rd_Finland_project_completed-0910087.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658S7IhOJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings kündigte die Regierung an, dass nur ein Projekt genehmigt werden würde.<ref>World Nuclear News: ''Finland approves new climate and energy strategy'', 07.11.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/EE-Finland_approves_new_climate_and_energy_strategy-0711085.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658SKZuNt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine entsprechende Entscheidung erwartete Fennovoima auch von der Regierung für sie drei verbleibenden Standorte auf der Halbinsel Hanhikivi bei Pyhäjoki, Gäddbergsö bei Ruotsinpyhtää und Karsikko bei Simo. Alle Standorte lagen in entsprechend von der Regierung als Entwicklungsregion gekennzeichneten Gebieten. Eine Entscheidung für einen Standort sollte jedoch erst fallen, nachdem das Parlament das Projekt bestätigt hätte.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima seeks decision on new Finnish plant'', 14.01.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=24308 Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658SeCdfU Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 18.&nbsp;Mai gab Ruotsinpyhtää ein Statement ab und stimmte für das Kernkraftwerk. Ebenso in Pyhäjoki, wo von den Stadträten insgesamt 16&nbsp;Personen für das Werk stimmten, fünf waren dagegen. Die Räte der Nachbargemeinde Raahe mussten ebenfalls darüber abstimmen, da das Kraftwerk teilweise auch auf diesem Gemeindegebiet stehen würde. Eine Abstimmung in Simo fand am 15.&nbsp;Juni statt. Das Werk selbst würde jährlich zwischen 3,8 und fünf Millionen Euro Steuereinnahmen bringen und sollte 400 bis 500&nbsp;Arbeitsplätze schaffen.<ref>World Nuclear News: ''Finnish municipality favours Fennovoima plant'', 10.06.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Finnish_municipality_favours_Fennovoima_plant-1006094.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658TCYFUo Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im April 2010 fiel im Parlament letztlich die Entscheidung für zwei Neubauprojekte, darunter ein vierter Block am Standort Olkiluoto und das Projekt von Fennovoima. Der dritte Block für den Standort Loviisa wurde abgelehnt, weshalb der Standort Ruotsinpyhtää automatisch wegfiel.<ref>World Nuclear News: ''Two out of three for Finland'', 21.04.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Two_out_of_three_for_Finland_2104102.html Abgerufen] am 01.02.2012. ([http://www.webcitation.org/658Teu4oE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im August 2010 genehmigte die Gemeinde Pyhäjoki den Flächennutzungsplan für das eventuelle Werk, für Simo wurde seitens des Ministerium für Umwelt bereits der Flächennutzungsplan genehmigt. Innerhalb der ersten Jahreshälfte 2011 wollte Fennovoima den endgültigen Standort bekannt geben.<ref>World Nuclear News: ''Land use plan for nuclear approved'', 26.08.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=28292 Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659E2rtcq Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bereits im Dezember 2010 reduzierte Fennovoima die Zahl der möglichen Reaktordesigns und nahm den SWR-1000 als möglichen Reaktortyp aus der Liste. In der Folge schloss das Unternehmen mit Areva und Toshiba entsprechende Abkommen.<ref>World Nuclear News: ''Plans and partners develop for Fennovoima'', 21.12.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/nn_plans_and_partners_develop_for_fennovoima_1912101.html Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659EQ7nDD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Weiteren Erfolg gab es bei Fennovoima selbst, als sich bereits im August 2011 insgesamt 70&nbsp;Firmen oder Gemeinden an dem Konsortium beteiligten.<ref>World Nuclear News: ''Major power users book into nuclear'', 26.08.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/C_Major_power_users_book_into_nuclear_2508111.html Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659Ec4XnZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Oktober 2011 fiel die endgültige Standortwahl auf die Halbinsel Hanhikivi bei Pyhäjoki. Die Wahl für diesen Standort fiel aufgrund der Sicherheit, der technischen Machbarkeit, der geringen Umweltauswirkungen sowie die entsprechende regionale Unterstützung für dieses Projekt. Seitens Fennovoima wurde als Zusatzgrund die geologischen Gegebenheiten genannt, da der Untergrund in Pyhäjoki fester und dichter sei als in Simo und daher die Erdarbeiten leichter fallen könnten. Ebenso waren die seismischen Eigenschaften des Standortes besser, und die Kühlwasserzufuhr um rund einen Kilometer kürzer. Die Besiedlung der Gemeinde selbst ist eher gering.<ref>World Nuclear News: ''Site selected for new Finnish plant'', 05.10.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Site_selected_for_new_Finnish_plant-0510114.html Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659F70YQZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Januar 2012 erhielt Fennovoima von den beiden Bewerbern Areva und Toshiba entsprechende Angebote überreicht. Der größte Unterschied liegt in den Umfängen der Angebote. Während Toshiba Reaktor- und Turbineninsel liefern will, gibt Areva die Möglichkeit die Turbineninsel entweder von Siemens oder Alstom liefern zu lassen.<ref>World Nuclear News: ''Bids in for new Finnish plant'', 01.02.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Bids_in_for_new_Finnish_plant-0102124.html Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659FOGS0B Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Wer den Auftrag für den Block ''Hanhikivi&nbsp;1'' (kurz ''HA-1'') erhalten wird soll Ende 2013 entschieden werden.<ref>Fennovima: ''Plant will be supplied by Areva or Toshiba'', 01.10.2012. [http://www.fennovoima.fi/en/construction/plant-supplier Abgerufen] am 15.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6BQsXFGPB Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings wurde aufgrund der Äußerung des Chefingenieur von Fennovima, Juhani Hyvarinen, Anfang Oktober 2012, dass das passive Kühlsystem des ABWR etwas besser sei als das des EPR, in den Medien darauf spekuliert, dass Toshiba wohl eher den Auftrag für das Kernkraftwerk bekommen würde.<ref>Reuters: ''Fennovoima may pick Toshiba reactor over Areva's -report'', 05.10.2012. [http://uk.reuters.com/article/2012/10/05/uk-nuclear-fennovoima-idUKBRE89405C20121005 Abgerufen] am 15.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6BQsmUpqL Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Im Oktober 2012 gab E.ON Kärnkraft Finland bekannt, dass es seinen Anteil von 34&nbsp;% an Fennovoima verkaufen werde. Grund hierfür war eine strategische Prüfung der Pläne und die Konzentration des Konzerns auf den Ausbau des Smart-Grids in Schweden, den Ausbau von erneuerbaren Energien in Schweden sowie die Modernisierung des [[Kernkraftwerk Oskarsham|Kernkraftwerks Oskarshamn]]. Jonas Abrahamsson, Vorsitzender von E.ON Sverige gab allerdings bekannt, dass der Konzern den Anteilseigner Voimaosakeyhtiö SF weiterhin an der Umsetzung des Kernkraftwerksprojekt unterstützen werde.<ref>World Nuclear News: ''EOn withdraws from Fennovoima'', 24.10.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/C-EOn_withdraws_from_Fennovoima-2410124.html Abgerufen] am 24.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BeqP67G6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 15.&nbsp;Februar 2013 wurde bekannt, dass Voimaosakeyhtiö SF die Anteile von E.ON Kärnkraft Finnland für einen unbekannten Preis übernehmen werde. E.ON bestätigte den Verkauf der Anteile an das Unternehmen.<ref>FinanzNachrichten: ''E.ON findet Käufer für Anteil an finnischem Reaktorbau-Projekt'', 15.02.2013. [http://www.finanznachrichten.de/nachrichten-2013-02/25991176-e-on-findet-kaeufer-fuer-anteil-an-finnischem-reaktorbau-projekt-015.htm Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6ERpmiZ7A Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Abseits von der Ausschreibung für den ersten Block, die zwischen Areva und Toshiba ausgetragen wird, gab am 23.&nbsp;Februar 2013 Rosatom bekannt, dass man in Verhandlungen mit Fennovoima über das Kernkraftwerk stehe. Laut Rosatom kam die erste Anfrage überraschend seitens Fennovoima, sich an dem Kernkraftwerk zu beteiligen. Abseits davon stehe Fennovima bereits in Verhandlungen mit anderen russischen Firmen. Möglicherweise möchte das Unternehmen so die Kosten der Anteilseigner drücken, die sich zuletzt durch den Wegfall von E.ON erhöht hatten. Fennovoima selbst gab zu den Verhandlungen und den Hintergründen keine Stellungnahme ab.<ref>Chicago Tribune: ''Russia's Rosatom says in talks with Finnish firm on nuclear reactor'', 23.02.2013. [http://www.chicagotribune.com/business/sns-rt-us-fennovoima-rosatombre91m08i-20130223,0,1898197.story Abgerufen] am 23.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6EeRWHilO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Rosatom erklärte, dass die Größe des Kernkraftwerks und das Ausmaß der Bauarbeiten eine Rolle dabei spiele, ob man sich an Hanhikivi beteilige.<ref>yle: ''Fennovoima рассматривает возможность заказaть АЭС у ГК Росатом'', 23.02.2013. [http://yle.fi/novosti/novosti/article3450474.html Abgerufen] am 23.02.2012. ([http://www.webcitation.org/6EeRm54v3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 25. Februar wurde die Ausschreibung gestoppt und Fennovoima ging in direkte Verhandlungen mit Toshiba über, einen EU-ABWR mit 1600&nbsp;MW<sub>e</sub> zu errichten. Parallel zu den Verhandlungen mit Toshiba über den Block wurde mit einer Studie begonnen, welche bis März 2013 evaluieren soll, ob der Bau eines Reaktors mittlerer Größe (1000–1300&nbsp;MW<sub>e</sub>) wirtschaftlich vorteilhafter wäre hinsichtlich der technischen, ökonomischen und finanziellen Parameter, sowie der Lizenzierungsfähigkeit in Finnland. Wenn dies der Fall wäre, würde ein zweiter Ausschreibungsprozess gestartet werden. Fennovoima hat großes Interesse an Modellen der Reaktorbauer Rosatom, Toshiba und Areva,<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima selects Toshiba but keeps options open'', 25.02.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Fennovoima_selects_Toshiba_but_keeps_options_open-2502137.html Abgerufen] am 25.02.2013. ([http://www.webcitation.org/6EhZXqnEl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> prüfte aber als primäre konkrete Alternative vornehmlich den Bau eines WWER-1200/491 als [[MIR.1200]] und sprach Rosatom darauf an, ob diese Reaktorlinie in Finnland genehmigungsfähig sei. Tatsächlich wurde das Modell bereit zweimal erfolgreich in Finnland zugelassen: Als [[AES-91/99]] mit [[WWER-1000#Version 466|WWER-1000/466]] und als [[AES-2006]] mit [[WWER-1200#Version 491|WWER-1200/491]], beide für das Kernkraftwerk Loviisa. Zwischen 2013 und 2014 plante Rosatom ohnehin den MIR.1200 in Finnland genehmigen zu lassen.<ref>advis: ''Перспективные проекты СПбАЭП найдут отражение в годовом отчете'', 21.03.2013. [http://advis.ru/php/view_news.php?id=C714288D-6FCD-4943-B9DB-0282E27D78AC Abgerufen] am 25.02.2013. ([http://www.webcitation.org/6FI1FyLM0 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Ende März 2013 wurde die Beurteilung abgeschlossen und der Bau eines Reaktors der mittleren Leistungsklasse als durchführbar befunden. Am 5.&nbsp;April 2013 gab Fennovoima bekannt, offiziell Verhandlungen mit Rosatom zu führen, parallel zu den Verhandlungen mit Toshiba über den [[EU-ABWR]], und zeige Interesse an dem Bau des WWER-1200/491, allerdings als AES-2006, der bereits in Finnland zugelassen ist. Daneben soll in einer eventuell neuen Ausschreibung auch die Reaktormodelle von Areva (KERENA), Atmea ([[ATMEA1]]) und Toshiba ([[ABWR]]) berücksichtigt werden.<ref>Fennovoima: ''Fennovoima invites Rosatom to direct negotiations'', 05.04.2013. [http://www.fennovoima.fi/en/fennovoima/media/press-releases/press-releases/fennovoima-invites-rosatom-to-direct-negotiations Abgerufen] am 08.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FjJdATlj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine Kostenrechnung von Petera Lunda, der einen Lehrstuhl für Angewandte Physik an der Universität Aalto in Helsinki hat zeigte, dass die Kosten und der Nutzen eines Reaktors der 1200&nbsp;MW-Klasse auf Basis des WWER-1200 von Rosatom mit drei bis vier Milliarden Euro weitaus besser ist als für den EU-ABWR, der mit sechs bis acht Milliarden Euro das Budget von Fennovoima belasten würde. Fennovoima setzte sich bereits zuvor selbst eine Obergrenze und wollte für Hanhikivi nicht mehr als 4,6&nbsp;Milliarden Euro zahlen, lies allerdings alle Optionen offen, auch mehr zu bezahlen. Laut Lund wären die Kosten von drei bis vier Milliarden Euro für den WWER-1200 besser angelegt, zumal im Vergleich das [[Kernkraftwerk Loviisa]] zu damaligen Preisen etwa gleichviel kostete, allerdings weniger Leistung erreichte.<ref>Yle: ''Профессор: Росатом выигрывает у Toshiba в стоимости реaктора'', 12.04.2013. [http://yle.fi/novosti/novosti/article3454669.html Abgerufen] am 12.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FpRmrkXj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 3.&nbsp;Juli 2013 gab Fennovoima bekannt, dass man sich beim Bau des Kernkraftwerks auf die Alternative mit dem Konzern Rusatom Overseas konzentrieren wolle, der beim Bau des WWER-1200 zukünftig eventuell einen Anteil von 34&nbsp;% an der Projektgesellschaft Fennovoima übernehmen wird. Damit würde Rusatom Overseas den Teil von E.ON in dem Projekt vollständig ersetzen, allerdings wurden dazu separate Verhandlungen begonnen. Aufgrund dieser Entscheidung könnte Ende 2013 ein Vertrag abgeschlossen werden und bereits 2014 der Block in Bau gehen, sofern die Entscheidung seitens der Regierung steht, mit einem Betriebsbeginn im Jahr 2020. Fennovoima hat sich damit direkt für den Bau eines kleineren Reaktors entschieden.<ref>World Nuclear News: ''Fennovoima focuses on Rosatom'', 03.07.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Fennovoima_focuses_on_Rosatom_0306131.html Abgerufen] am 03.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6Hq7ArDg7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine entsprechende Entscheidung steht aus. Das Rosatom nicht als Lieferant infrage kam muss diese Frage neu im Parlament entschieden werden, einen entsprechenden Antrag reichte Fennovoima noch am gleichen Tag ein. Die Gespräche mit dem japanischen Konkurrenten Toshiba wurden beendet.<ref>Reuters: ''UPDATE 2-Fennovoima homes in on Rosatom for nuclear project'', 03.07.2013. [http://www.reuters.com/article/2013/07/03/fennovoima-rosatom-idUSL5N0F90VI20130703 Abgerufen] am 03.07.2013. ([http://www.webcitation.org/6Hq7vRpHi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Hanhikivi soll aus einem Reaktor bestehen, der sich derzeit noch in Planung befindet.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=FI „Finland“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Hanhikivi-1 (HA-1)<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1200/491<br />
| align="right" | 1115 MW<br />
| align="right" | 1200 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
* [[WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Finnland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Europa|Hanhikivi]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk an der Ostsee|Hanhikivi]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk nicht PRIS-Gelistet|Hanhikivi]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk&diff=6835Kernkraftwerk2013-06-29T16:02:12Z<p>10.0.1.47: /* Emissionen */ korr.</p>
<hr />
<div>[[Datei:KKI.jpg|miniatur|400px|Das [[Kernkraftwerk Isar]] in der bayerischen Gemeinde Niederaichbach]]<br />
Als '''Kernkraftwerk''' (KKW), im Grünjargon auch Atomkraftwerk (AKW) genannt, bezeichnet man ein thermisches Kraftwerk, das Elektrizität mittels Kernenergie erzeugt.<ref>Geregelt wird die Bezeichnung „Kernkraftwerk“ durch die Norm DIN ISO 921/834, ebenso die Abkürzung „KKW“.</ref> Weltweit werden Kernkraftwerke meist für die Grundlastversorgung oder Lastfolge eingesetzt, häufig sind mehrere Kraftwerksblöcke an einem Standort zusammengefasst. Durch ihre günstigen Erzeugungskosten, ihre geringe Importabhängigkeit und die CO<sub>2</sub>-arme Stromerzeugung werden Kraftwerke in vielen Staaten als willkommene Art der Stromerzeugung angesehen. Andere Staaten hingegen vollziehen oder vollzogen einen Ausstieg aus der Nutzung der Kernenergie zur Elektrizitätserzeugung. Weltweit ist die Meinung im Bezug auf die Kernkraftnutzung sehr unterschiedlich ausgeprägt, was meist durch ideologische, wirtschaftliche und ökologische Differenzen begründet wird. <br />
<br />
== Geschichte ==<br />
<br />
=== Anfänge der Kernkraftnutzung ===<br />
<br />
Die Technik des späten 18. und frühen 19. Jahrhunderts basierte auf der Verwendung mechanischer Prozesse. Technische Erfindungen schufen die Grundlage für das entstehende Fabriksystem, eine auf innerbetrieblicher Arbeitsteilung und Maschinennutzung beruhende neue Produktionsform. Die seit Mitte des 18. Jahrhunderts zunehmende Anzahl von mechanischen Erfindungen und die neuartige Nutzung nicht-menschlicher Energie kam insbesondere durch die Mechanisierung von Handarbeit durch Maschinen, und die mechanische Energieerzeugung und Energieumwandlung vor allem durch die Dampfmaschine produktiv zur Geltung.<br />
<br />
Als wichtigste Maschine der Industriellen Revolution wird gemeinhin die Dampfmaschine angesehen. Sie ersetzte weitgehend die wesentlich unbeständigeren bzw. leistungsärmeren herkömmlichen Antriebskräfte, die auf dem Einsatz von Menschen und Tieren sowie auf der Nutzung von Wind und Wasser beruhten. Als Folge mechanisierter Produktion stieg die Nachfrage nach Brennstoffen, wodurch Kohleabbau lukrativ und durch weitere Erfindungen immer produktiver wurde. Durch fortschreitende Spezialisierung trieb die Industrialisierung im Zusammenhang mit der kapitalistischen Kommerzialisierung in einem bis heute anhaltenden Prozess immer neue Gewerbe hervor.<br />
<br />
Die Idee die Kernkraft auch zur Stromerzeugung zu nutzen entstand noch während des Krieges. Neben den Arbeiten am Manhattan-Projekt experimentierte Enrico Fermi auch mit flüssig-homogenen Reaktoren, und patentierte mit Leo Szilard weitere Reaktorkonzepte. Der von ihm 1944 gebaute Reaktor bestand aus einem Block aus Berylliumoxid mit einem kugelförmigen Hohlraum in der Mitte. Durch Zu- und Abflüsse konnte das Brennstoff-Moderator-Gemisch in den Hohlraum fließen und ihn wieder verlassen. Die Anordung war mit einem Grafitreflektor umgeben, Steuerstäbe wurden von oben in die Konstruktion geführt. Die danach gebauten, ersten Kernkraftwerke waren rein experimenteller Natur und wurden ausschließlich von Staat oder Militär betrieben. Das Ziel, die Technik zur Marktreife zu entwickeln, wurde bereits damals verfolgt.<br />
<br />
So wurde ab 1949 der [[Experimental Breeder Reactor I]] in der National Reactor Testing Station (heute Idaho National Laboratory) gebaut. Der Leistungsbetrieb wurde am 24. August 1951 aufgenommen. Das Ziel dieses Reaktors war nicht die Stromproduktion, sondern der Nachweis des bis dahin nur theoretisch vorhergesagten Brutprozesses, um die Energie des Urans voll ausnutzen zu können. Der Reaktorkern war austauschbar und die beiden Kühlmittelkreisläufe, Primärkreislauf und Sekundärkreislauf, wurden mit einer flüssigen Natrium-Kalium-Legierung betrieben. Der Sekundärkreislauf übertrug seine Energie in einem Wärmetauscher auf einen Wasser-Dampf-Kreislauf, der eine konventionelle Kombination aus Turbine und Generator antrieb. Am 20. Dezember 1951 konnte erstmals Atomstrom produziert werden, indem vier 200-W-Glühbirnen zum Leuchten gebracht wurden.<br />
<br />
Ab 1952 wurden in der National Reactor Testing Station auch die BORAX-Experimente durchgeführt. Diese Experimente sollten zeigen, das mit Siedewasserreaktoren ein stabiles Betriebsverhalten möglich war, was von dem Nukearingenieur Samuel Untermyer vorhergesagt wurde. Als BORAX-III am 17. Juli 1955 an das örtliche Stromnetz angeschlossen wurde, konnten 2.000 kW<sub>e</sub> für die nahe gelegene Kleinstadt Arco, 500 kW<sub>e</sub> für Idaho, 500 kW<sub>e</sub> für das BORAX-Testgelände und 1.000 kW<sub>e</sub> für die National Reactor Testing Station produziert werden. Arco wurde damit die erste Stadt der Welt, welche zu 100% mit Atomstrom versorgt wurde. Die Sowjetunion war allerdings schneller, hier wurde bereits am 26. Juni 1954 das [[Kernkraftwerk Obninsk]] ans Netz angeschlossen. Obninsk war auch das erste Kernkraftwerk der Welt, welches ausschließlich friedlichen Zwecken diente.<br />
<br />
1957 folgte schließlich der kommerzielle Durchbruch der Atomkernenergienutzung: Das [[Kernkraftwerk Vallecitos]] wurde als erstes privat finanziert, gebaut und betrieben. Die Anlage wurde auch zur Ausbildung der Operatoren für das [[Kernkraftwerk Dresden]] verwendet, welches als Erstes ohne staatliche Zuschüsse gebaut wurde. Die Technik war damit marktreif, nachdem die Unikate der ersten Generation aufgrund ihres experimentellen Charakters und den höheren Produktionskosten nicht mit Kohlekraftwerken konkurrieren konnten.<br />
<br />
Als 1958 mit der Expo 58 die erste Weltausstellung nach dem Krieg in Belgien unter dem Motto „Technik im Dienste des Menschen. Fortschritt der Menschheit durch Fortschritt der Technik.“ eröffnet wurde, wurden die beiden neuen Zukunftstechnologien Raumfahrt und Atomkraft erstmals einer breiten Öffentlichkeit vorgestellt. Die Verheißung einer nach menschlichen Maßstäben unbegrenzten Energiequelle mit hoher <br />
Energiedichte beflügelte die menschliche Phantasie: Nuklear angetriebene Schiffe, Flugzeuge, Lokomotiven und sogar Autos und Raumschiffe wurden prophezeit, um das Industriezeitalter in die Zukunft zu führen.<br />
<br />
=== Aufbau einer Industrie ===<br />
<br />
Die gesammelten Betriebserfahrungen von Reaktoren der [[Generation I]] flossen nun in die Entwicklung besserer Systeme ein, welche mit Kohlekraftwerken konkurrieren sollten. Die erste Ölkrise 1973 befeuerte den Ausbau der Kernenergienutzung weiter. Als die ersten Reaktoren der [[Generation II]] ab den siebziger Jahren verfügbar waren, begann ein steter Zuwachs an installierter Leistung auf dem Globus.<br />
[[Datei:Angra dos Reis - usinas nucleares.jpg|thumb|left|KKW [[Angra]] in Brasilien, 2009]]<br />
In den westlichen Industrieländern wurden bevorzugt Leichtwasserreaktoren errichtet, da hier die größte Betriebserfahrung vorlag, und Investoren Investitionssicherheit schätzen. 1968 und 1971 nahmen mit dem Kernkraftwerken [[Obrigheim]] und [[Würgassen]] die ersten kommerziellen Reaktoren in Deutschland den Dienst auf. In den USA nahm das [[Kernkraftwerk Browns Ferry]] zwischen 1973 und 1976 den Betrieb auf und war zu dieser Zeit das größte Kernkraftwerk der Welt und das Erste, das mehr als ein Gigawatt Leistung hatte. 1974 folgte mit [[Biblis|Biblis A]] die erste deutsche Anlage mit mehr als 1000 MW elektrischer Leistung. In Frankreich wurde erst ab 1977 mit dem [[Kernkraftwerk Fessenheim]] ein moderner Druckwasserreaktor der Generation II vom Typ Framatome M310 (CP-Serie) errichtet, welcher mit 880 MWe deutlich hinter den deutschen Anlagen zurückblieb. <br />
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Abseits der dominierenden Leichtwasserreaktoren gab es in einigen Ländern auch alternative Reaktorentwicklungen. So setzt Kanada auf schwerwassermoderierte Reaktoren, von denen man sich Kostenvorteile versprach, da für den Betrieb keine teure Urananreicherung notwendig ist. Das [[Kernkraftwerk Pickering]] stellt das erste Großkernkraftwerk in Kanada dar, das nicht auf experimenteller Basis errichtet wurde. Die Anlage ging ab 1971 ans Netz. Großbritannien hingegen entwickelte mit dem Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) ein Generation-II-System aus den Magnox-Reaktoren. Der höhere Prozesswirkungsgrad, sowie Kosteneinsparungen beim Bau durch die Doppelreaktor-Bauweise und die Verwendung von Bauteilen aus Kohlekraftwerken wurden als Vorteile genannt. <br />
[[Datei:Chernobyl NPP cut.png|miniatur|Kernkraftwerk Tschernobyl, 2009]]<br />
In der Sowjetunion wurde Mitte der 1960er Jahre der [[RBMK]]-Reaktortyp entwickelt. Dabei konnte man auf Erfahrungen mit den ersten sowjetischen Kernkraftwerken Obninsk und Belojarsk zurückgreifen. Ziel war es, in relativ kurzer Zeit und ohne größere Investitionen in die Entwicklung neuer Technologien eine größere Anzahl von Leistungsreaktoren zu errichten, um die Unabhängigkeit von fossilen Energieträgern zu erhöhen, da deren Export wertvolle Devisen einbrachte. Parallel dazu wurden auch kleine Leichtwasserreaktoren der [[WWER]]-Serie entwickelt. Erst als die RBMK den technischen Anschluss verloren, und im Gegensatz zu den WWER-Werken eine geringere Verfügbarkeit aufwiesen, wurden die meisten Kraftwerke in der Folge mit [[WWER-1000]] ausgestattet. Nach dem [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] wurden keine neuen RBMKs mehr gebaut. Auch die Nutzung von [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] wurde in der Sowjetunion konsequent vorangetrieben, da die meisten großen sowjetischen Städte große Fernwärmenetze aufwiesen. Zur dezentralen Kraft-Wärme-Kopplung wurden auch Minireaktoren errichtet, um abgelegene Gebiete erschließen zu können. <br />
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Als die müden Industrienationen Ende der neunziger Jahre mit Kraftwerken ausreichend versorgt waren, fiel die Zahl der Neubauprojekte deutlich ab. Zusätzlich führten die in den USA nach dem [[Reaktorunfall von Three Mile Island]] verschärften Sicherheitsanforderungen zu höheren Planungs- und Baukosten, was die Finanzierung der Projekte erschwerte. Auch reduzierte der wirtschaftliche Zusammenbruch der Sowjetunion den Energiebedarf im Osten, was die Auftragslage weiter verschlechterte. Zubauzahlen von mehr als 100 Reaktoren in einem Zeitraum von weniger als 10 Jahren, wie sie von 1970 bis 1986 erreicht wurden, waren nun nicht mehr zu halten.<br />
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=== Ökologismus und Atompanik ===<br />
[[File:Stop-ITER Pertuis.jpg|thumb|right|Präventive Demonstration gegen die Kernfusion, stattdessen wird eine naturnahe Stromerzeugung befürwortet]] <br />
Bereits mit Beginn der Industrialisierung entstand mit der Romantik eine Gegenbewegung, welche den Menschen in seinen Naturzustand zurückversetzen wollte. Unkenrufe der Organisation ''Club of Rome'', das fiktive Waldsterben und eine Reihe von Chemieunfällen (z.b. das Sevesounglück 1976, oder die Itai-Itai-Krankheit) führten bei vielen Menschen in den westlichen Ländern zu einem Gefühl des Unbehagens, zu Schuldkomplexen und Katastrophentheorien gegenüber der modernen Technik. <br />
<br />
Die so entstandene Ökologiebewegung lehrt, dass die Natur generell gut und alles menschengemachte wie Technik und Zivilisation schlecht ist. Die Natur ist danach etwas Gutes, Schönes, Sauberes, Harmonisches, Perfektes und Hilfloses, das man nicht verletzen oder gar töten darf. Im Gegensatz dazu ist alles Menschliche böse, zerstörerisch und gegen die Natur gerichtet.<ref>[http://psiram.com/ge/index.php/Bambi-Syndrom EsoWatch: ''Bambi-Syndrom'']</ref> In dem Glauben den Planeten vor der Menschheit und die Menschheit vor sich selbst zu retten, wird jede Art von Konsum als schädlich für die Umwelt propagiert und eine „nachhaltige“ Verzichtsgesellschaft gefordert. Dabei wird anthropozentrisches Denken strikt abgelehnt und die Rückkehr der Menschheit zu einem imaginären Einklang mit der Natur gefordert. Charakteristisch für den Ökologismus sind eine Reihe von Weltuntergangs- und Endzeitvorhersagen, nach denen die menschliche Zivilisation unweigerlich dem Untergang geweiht ist, sollte sie den Forderungen nach einer „ökologischen“ Umgestaltung von Wirtschaft und Gesellschaft nicht nachkommen.<ref>[http://psiram.com/ge/index.php/%C3%96kologismus EsoWatch: ''Ökologismus'']</ref> Hohe Steuerlasten auf Energie sowie Dauerpropaganda in den Medien sollen die Ungläubigen zur Einkehr und Umkehr bewegen. So veröffentlichte der WWF am 16. Mai 2012 eine Statistik, in der der „ökologische Fußabdruck“ der Palästinensischen Autonomiegebiete als vorbildlich gepriesen wurde, da dieser weltweit am niedrigsten sei.<ref>[http://www.volkskrant.nl/vk/nl/2664/Nieuws/article/detail/3255575/2012/05/15/Leefstijl-Nederlander-legt-weer-groter-beslag-op-aarde.dhtml volkskrant: ''Leefstijl Nederlander legt weer groter beslag op aarde'', 15. Mai 2012]</ref> Der SPIEGEL lobte im August 2012 die sozialistische Mangelwirtschaft Kubas, und bezeichnete die Verzichtsdiktatur als „nachhaltigstes Land der Welt“.<ref>[http://www.spiegel.de/wissenschaft/mensch/energiesparen-auf-kuba-besuch-im-nachhaltigsten-land-der-welt-a-848944.html SOPN: ''Wie Kuba zur Insel der Energiesparer wurde'']</ref><br />
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Mit der mittelalterlichen Ökoreligion geriet die Kernenergie als Energiequelle der Zukunft in den Mittelpunkt des Hasses auf die Moderne. Die theologische Begründung änderte sich jedoch im Laufe der Zeit. Während anfangs noch esoterische Begründungen herhalten mussten – der Marxist Wolfgang Harich behauptete zum Beispiel, das Kernkraftwerke durch ihre Strahlung mit gefährlichen Folgen für das Klima die Atmosphäre aufheizen würden<ref>Wolfgang Harich: ''Kommunismus ohne Wachstum?'', Rowohlt 1975</ref> – oder die Abwärme der Anlagen kritisiert wurde, begann ab den 70er Jahren die Stigmatisierung der Kernkraft zur Risikotechnik, mit dem Potential Millionen von Menschen zu töten. So schrieb der SPIEGEL in der Ausgabe 30/1975 „Todesstrahlen aus dem Atomkraftwerk“:<ref>[http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-41458243.html SPON: ''Ein furchterregendes Unterfangen'', 30/1975]</ref><br />
:''„Doch wie wahrscheinlich oder unwahrscheinlich immer - die Katastrophe hätte apokalyptische Ausmaße: Mit 100 000 Sofort-Toten und bis zu 1,67 Millionen "langfristig Sterbenden" wäre zu rechnen, wenn es im (geplanten) [[Kernkraftwerk BASF|BASF-Reaktor]] bei Ludwigshafen zu einem GAU und zum gleichzeitigen Versagen der Sicherheitseinrichtungen käme (so eine Studie von Dr. Ing. Karl-Heinz Lindackers vom Technischen Überwachungsverein Rheinland). Aber nicht nur die Vision vom "durchgehenden" Atomofen, dessen tödliche Schmelze ganze Landstriche verstrahlt, hat - zum Verdruß der Atomstromlobby - Ängste freigesetzt. Mit Statistiken erst recht nicht aus der Welt zu schaffen sind die Befürchtungen, die Strahlenbelastung könne gefährlich ansteigen. In der Tat: Mit jedem neuen Atommeiler, mit jeder Halde von auch nur ganz schwach radioaktivem [[Uranbergbau|Erzabraum]], mit jeder Wiederaufbereitungsanlage, in der radioaktives Krypton durch den Schornstein entweicht, mit jedem noch so gut gesicherten Transport radioaktiven Materials wächst das allgemeine [[Strahlenrisiko]]. Und jede zusätzliche Strahlenbelastung führt zwangsläufig zu einer Zunahme etwa der Krebserkrankungen.<br />
<br />
:''[...] Jahrelang wurden beispielsweise die 1965 in einer AEC-Studie errechneten GAU-Daten (45 000 Tote, 100 000 Verletzte, Strahlenverseuchung eines Gebiets halb so groß wie die Bundesrepublik) geheimgehalten. [...]''<br />
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:''Geht der Reaktor durch und versagt die Notkühlung, so "verbiegen und zerbersten die Brennstabhüllen", sie blockieren die Kühlwasseranlage, das Notkühlwasser kann nicht mehr heran. Nach wenigen Minuten, bei etwa 3000 Grad Celsius, schmilzt der Reaktorkern. Nach etwa 30 bis 60 Minuten "hat der einige hundert Tonnen schwere geschmolzene Reaktorkern die den Kern umgebenden Schutzbauten durchdrungen". Er sinkt, mit einer Geschwindigkeit von zwei bis vier Metern pro Stunde, in den Erdboden. Die Menge der Strahlung, die dabei freigesetzt werden kann, "entspricht in der Größenordnung der Abfallproduktion von 1000 Hiroshima-Bomben".“'' <br />
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Mit dieser Mischung aus Unsinn, [[Strahlenrisiko#LNT-Hypothese|LNT-Hypothese]] und der bewährten grünen Strategie des Schürens von Furcht, Ungewissheit und Zweifel wird die Kernkraftnutzung in Deutschland bis heute verleumdet. Als ein paar Jahre später Block 4 des [[Kernkraftwerk Tschernobyl|KKW Tschernobyl]] in die Luft flog, wurde die Angst und Unsicherheit durch Journalisten und Politiker weiter geschürt. Die wahre Unfallursache war damals gänzlich unbekannt, und führte zu einer Atompanik. Die Strategie, den Menschen jahrelang zu suggerieren, dass bei einem schweren Unfall in einem Kernkraftwerk Millionen von Menschen an den Folgen sterben würden, zahlte sich nun aus. Jede seriöse Studie, welche die Opferzahlen von Tschernobyl nicht im sechs- oder siebenstelligen Bereich ansetzt, konnte nun erfolgreich als „Verharmlosung“ oder „von der Atomlobby finanziert“ dargestellt werden.<br />
<br />
Das Schauspiel wiederholte sich im März 2011, als das Tōhoku-Erdbeben und der folgende Tsunami die Kühlsysteme des [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi|Kernkraftwerkes Fukushima-Daiichi]] kollabieren ließen. Ursache (Naturkatastrophe, etwa 20.000 Tote) und Folge (Nuklearunfall: 0 Tote, 0 Strahlenkranke) wurden konsequent vermengt, und die Interviewpartner stammten ausschließlich von Kampagnengruppen und Öko-Lobbyisten. Auch hier wurde die Suggestion bemüht halb Japan würde unbewohnbar werden, und Tausende an den Folgen sterben. So behauptete die Deutschen Welle Anfang 2013, Tausende seien bereits an den Folgen gestorben.<ref>[http://www.science-skeptical.de/blog/deutsche-welle-tausende-menschen-starben-wegen-kernschmelze-in-fukushima/009207/ Science Skeptical: ''Deutsche Welle: Tausende Menschen starben wegen Kernschmelze in Fukushima''], abgerufen am 1. Januar 2013.</ref><ref>Anmerkung: Die Deutsche Welle korrigierte den Text später kommentarlos zu: ''Durch das verheerende Erdbeben und den anschließenden Tsunami war das Atomkraftwerk Fukushima Daiichi im Nordosten Japan schwer beschädigt worden. Es war die schwerste Atomkatastrophe seit dem Unglück von Tschernobyl 1986.'' Ursprünglich stand dort: ''Durch das verheerende Erdbeben und den anschließenden Tsunami war das Atomkraftwerk Fukushima Daiichi im Nordosten Japan schwer beschädigt worden. In drei Kraftwerksblöcken kam es zur Kernschmelze, tausende Menschen starben.''</ref> Die ARD verkündete im März 2013 sogar, dass durch den Reaktorunfall ungefähr 16.000 Menschen ums Leben kamen.<ref>[http://www.eike-klima-energie.eu/news-cache/fukushima-propaganda-a-la-tagesschau/ EIKE: ''Fukushima Propaganda á la Tagesschau'', Montag, 11.03.2013 10:52]</ref> Das Deutschlandradio Kultur verkündete am gleichen Tag: ''„Mit einer Schweigeminute hat Japan dem GAU in Fukushima und den fast 19.000 Toten der Katastrophe gedacht.“''<ref>[http://www.achgut.com/dadgdx/index.php/dadgd/article/besser_als_das_rmvp_unser_demokratieabgabefunk Achse des Guten: ''Besser als das RMVP: unser Demokratieabgabefunk'', Wolfgang Röhl, 11.03.2013]</ref> Ähnlich wie nach dem Tschernobyl-Unfall soll auch hier das grüne Geschichtsbild wider die Realität etabliert werden. Das Prinzip wurde von George Orwell im Roman 1984 hinreichend beschrieben: ''„Und wenn alle anderen die von der Partei verbreitete Lüge glaubten – wenn alle Aufzeichnungen gleich lauteten –, dann ging die Lüge in die Geschichte ein und wurde Wahrheit.“''<br />
<br />
=== Renaissance der Kernenergienutzung ===<br />
[[Datei:Novovoronezh Nuclear Power Plant II-1,2.JPG|thumb|right|[[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] im Bau, Block 1 im Oktober 2010]]<br />
Im Gegensatz zu Deutschland, wo mehr als eine Billion Euro für den Aufbau einer möglichst wetterabhängigen und teuren Energieversorgung aus Wind, Sonne und Feldfrüchten ausgegeben werden soll, ist die Bevölkerung anderer Länder an Wirtschaftswachstum und Wohlstand interessiert.<ref>[http://www.eike-klima-energie.eu/news-cache/energiewende-wirkt-altmaiers-billion-EUR-reicht-bei-weitem-nicht/ EIKE: ''Energiewende wirkt: Altmaiers Billion € reicht bei weitem nicht!'', Mittwoch, 06.03.2013 07:37]</ref> Durch den steigenden Strombedarf in den aufstrebenden Staaten Asiens kam es zu einer Renaissance der Kernenergienutzung, sodass die Durststrecke der Nuklearindustrie wieder vorbei ist.<ref>[http://www.welt.de/wirtschaft/article114273680/Deutschland-verpasst-den-neuen-Atomkraft-Boom.html WELT: ''Deutschland verpasst den neuen Atomkraft-Boom'', 09.03.13]</ref> Neue Firmen aus China, Südkorea und Indien sind in den Kreis der Kraftwerkshersteller vorgestoßen, und entwickeln eigene Reaktorkonzepte mit zunehmender Selbstständigkeit. Die modernsten Kernkraftwerke der [[Generation III]] sollen dabei auch die Beherrschung von schweren Unfällen im Kraftwerk ermöglichen.<br />
<br />
Um den Anforderungen der Zukunft an eine immer preiswertere und umweltgerechtere Energieerzeugung zu entsprechen, wird ein wesentlich höherer Kernkraftanteil als heute erforderlich sein. Folglich war es dringend notwendig, die Entwicklung neuer Reaktortypen wieder aufzunehmen. Ziel dieser Entwicklung sind höhere Blockleistungen, Wirkungsgrade und Abbrände um die Betriebskosten zu senken. Ein weiteres Ziel ist ein hoher Brutfaktor um die Energie des Urans vollständig zu nutzen. Deshalb wurde im Jahr 2000 das [[Generation IV|Generation IV International Forum (GIF)]] gegründet, welchem inzwischen 13 Nationen angehören. Anfang 2001 setzten sich über 100 Experten aus diesen Ländern und internationalen Organisationen zusammen, um die Ziele der Generation IV, die Reaktorkonzepte und den Forschungs- und Entwicklungsbedarf festzulegen. Daraus wurden 32 Reaktorkonzepte entwickelt, und schließlich Ende 2002 die sechs Aussichtsreichsten ausgewählt, welche nun gemeinsam zur kommerziellen Serienreife entwickelt werden.<br />
[[File:Alcator C-Mod graduate students in control room.jpg|thumb|left|Leitwarte des Alcator C-Mod, 2008]]<br />
Gleichzeitig versuchen Hersteller, durch die Entwicklung von Mini-Reaktoren mit einer Leistungsklasse von unter 300 MW<sub>th</sub> neue Märkte zu erschließen. Kleinanlagen sollen zum Beispiel als stadtnahe Energielieferanten mit Kraft-Wärme-Kopplung und zur Meerwasserentsalzung verwendet werden. Günstige Kosten sollen durch die Komplett-Vorfertigung in der Fabrik mit ihren Preis- und Qualitätsvorteilen erzielt werden. Wenn diese als Hochtemperaturreaktoren konzipiert sind, können diese auch bei der chemischen Industrie als Lieferant von Strom und Prozesswärme verwendet werden. So schlossen sich die Nuklearkonzerne Areva und Westinghouse, sowie die Zulieferer GrafTech, SGL Carbon, Toyo Tanso und Technology Insights mit den möglichen Verbrauchern ConocoPhillips, DOW, Entergy und der Petroleum Technology Alliance Canada zur NGNP-Allianz zusammen. Ziel der Allianz ist es, einen Hochtemperaturreaktor zur Serienreife zu entwickeln. Areva gewann Anfang 2012 die Ausschreibung, das System soll bis 2021 entwickelt und gebaut werden. Zusätzlich wird die Entwicklung von Mini-Reaktoren von der US-Regierung gefördert. Ab März 2012 konnten Hersteller ihre Angebote einreichen, Ende 2012 gewann Babcock und Wilcox mit dem mPower die Ausschreibung für Fördermillionen.<ref>[http://www.world-nuclear-news.org/NN-mPower_empowered_by_SMR_funds_121112a.html WNN: ''mPower empowered by SMR funds'', 21. November 2012]</ref> <br />
<br />
Nachdem die Fusionsforschung lange eine rein nationale Angelegenheit war – so bauten zum Beispiel die USA am ''MIT Plasma Science and Fusion Center'' mit dem Alcator C-Mod den Tokamak mit dem stärksten Magnetfeld und Plasmadruck der Welt – konnten sich 1985 die USA, EURATOM, Japan und die Sowjetunion auf eine Zusammenarbeit im Bereich der Kernfusion einigten, und weitere Staaten für das Projekt gewonnen werden. Am 28. Juni 2005 wurde beschlossen, den Forschungsreaktor ITER in Cadarache im Süden Frankreichs zu errichten. Den Berechnungen zufolge soll die Anlage etwa zehnmal so viel Energie aus dem Plasma freisetzten, wie zu dessen Aufheizung und Stabilisierung notwendig ist. Das Ziel ist die kommerzielle Nutzung der Kernfusion zum Zwecke der Stromerzeugung, womit jedoch frühestens im Jahre 2050 gerechnet wird. 2010 wurde mit den Aushub der Baugrube begonnen, die Konstruktionsarbeiten begannen 2011.<br />
<br />
== Funktionsweise und Aufbau ==<br />
=== Funktionsweise ===<br />
<!--{{Hauptartikel|Kernreaktor}}--><br />
<!--{{Hauptartikel|Reaktortechnik}}--><br />
<br />
Es gibt eine fast unüberschaubare Anzahl an Kernreaktorbauweisen, von denen sich jedoch nur wenige zur kommerziellen Stromerzeugung durchsetzen konnten. Prinzipiell sind Anlagen mit festem, flüssigem und gasförmigen Kern machbar, welche wiederrum nach weiteren Kriterien unterscheidbar sind. Je nach gewähltem Reaktortyp sind auch unterschiedliche Prozesse denkbar, um die Kernenergie in Elektroenergie zu wandeln. So kann die Wärme der Kernreaktion durch Thermionikelemente, Brayton- und Clausius-Rankine-Kreisprozesse und magnetohydrodynamische Generatoren in Strom gewandelt werden. Ebenso ist der Ladungstransport direkt durch die Spaltprodukte denkbar. In der Praxis hat sich aus militärischen und praktischen Gesichtspunkten der Leichtwasserreaktor mit angereichertem Uran als Brennstoff als wirtschaftliches Optimum erwiesen. Die heute verwendeten Reaktorkonzepte unterscheiden sich teilweise von Generation zu Generation, und sind im Folgenden nur allgemein dargestellt.<br />
<br />
==== Druckwasserreaktor ====<br />
[[File:PressurizedWaterReactor.gif|thumb|right|Druckwasserreaktor]]<br />
Der Druckwasserreaktor ''(engl. Pressurized water reactor, PWR)'' ist die häufigste Kernkraftwerksart. Wasser dient hier als Moderator und Kühlmittel. Der Betriebsdruck des Wassers wird im Primärkreislauf so hoch gewählt, dass es bei der vorgesehenen Betriebstemperatur nicht siedet. Dadurch erfolgt eine gleichmäßige Benetzung der Brennstäbe und im Ergebnis an der Oberfläche der Brennstäbe eine ausgeglichene Wärmeverteilung ohne Korrosionsgefahr in der Dampfphase. Diese gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein gutmütiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie. Das im Reaktorkern erhitzte Wasser gibt in einem Dampferzeuger seine Wärme an einen getrennten Sekundärkreislauf ab, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess arbeitet. Der Sekundärkreislauf ist frei von radioaktiven Partikeln, was z.B. die Wartung der Dampfturbine erleichtert. Die Bauweise ermöglicht hohe Blockleistungen und eine hohe Leistungdichte im Reaktorkern, was die Anlage sehr wirtschaftlich macht, und den Umschluss aller radioaktiven Bauteile in einem [[Containment]] ermöglicht. <br />
<br />
==== Siedewasserreaktor ====<br />
[[File:BoilingWaterReactor.gif|thumb|right|Siedewasserreaktor]]<br />
Der Siedewasserreaktor ''(engl. boiling water reactor, BWR)'' ist besonders in Japan beliebt. Wasser dient auch hier als Moderator und Kühlmittel. Im Gegensatz zum Druckwasserreaktor verfügt der Siedewasserreaktor nur über einen Dampf-Wasser-Kreislauf, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess arbeitet. Der Kreislauf des radioaktiv belasteten Kühlmittels ist somit nicht auf den Sicherheitsbehälter beschränkt, sondern betrifft auch die Dampfturbine und die Kondensatoren. Durch den Wegfall der Dampferzeuger kann das Containment wesentlich kompakter ausfallen, beide Dinge vereinfachen die Konstruktion. Im Laufe der Entwickung mussten die Umwälzpumpen nicht mehr über externe Kreisläufe an den Reaktordruckbehälter (RDB) angebunden werden, sondern konnten in dessen Boden eingebaut werden. Um eine schnelle Druckerhöhung im wesentlich kleineren Containment (gegenüber einem Druckwasserreaktor) zu vermeiden, sind alle Siedewasserreaktoren mit einer Kondensationskammer ausgerüstet, in die der Dampf nach verlassen des RDB geblasen wird. Die kompakte Bauweise ermöglicht hohe Blockleistungen und eine hohe Leistungdichte im Reaktorkern, was die Anlage sehr wirtschaftlich macht. <br />
<br />
==== Schwerwasserreaktor ====<br />
[[File:CANDU.jpg|thumb|right|Druckschwerwasserreaktor]]<br />
Im Unterschied zu einem Leichtwasserreaktor besitzt ein Schwerwasserreaktor getrennte Moderator- und Kühlmittelsysteme. Der Moderator D<sub>2</sub>O wird fast drucklos und bei niedrigen Temperaturen in einem Reaktortank gelagert. Durch die Verwendung von schwerem Wasser als Moderator ist es möglich, Natururan oder nur [[leicht angereichertes Uran]] als Brennstoff einzusetzen. Dies liegt daran, dass die Neutronen in schwerem Wasser in geringerem Maße absorbiert werden als in normalem Wasser. Allerdings ist der Streuquerschnitt von D<sub>2</sub>O kleiner als von H<sub>2</sub>O, so dass ein sehr voluminöser Reaktor erforderlich ist. Aus Kostengründen wird deshalb in der Regel auf einen großen Reaktordruckbehälter verzichtet (Ausnahme: KKW Atucha) und das Kühlmittel durch Druckrohre geführt, in denen sich die Brennelemente befinden. Der Aufbau eines Druckschwerwasserreaktors '' (engl. pressurized heavy water reactor, PHWR)'' kann sonst mit dem eines Druckwasserreaktors identisch sein. Die Bauart als Siedeschwerwasserreaktor ''(engl. Boiling Heavy Water Reactor, BHWR)'' besitzt vertikal ausgerichtete Druckrohre, und kam zum ersten Mal im Kernkraftwerk Winfrith zum Einsatz. Das Prinzip konnte sich jedoch wirtschaftlich nicht durchsetzen.<br />
<br />
Durch den voluminösen Reaktor ist der Bauaufwand für den biologischen Schild und das Containment bei gleicher (thermischer) Reaktorleistung größer, da ein größeres Volumen umschlossen werden muss. Die Blockleistung von Schwerwasserreaktoren wird deshalb in der Regel von Siede- und Druckwasserreaktoren übertroffen. Durch die erbarmungswürdigen [[Abbrand|Abbrände]] von etwa 7,5 GWd/t im Regelbetrieb mit Natururan ist der Schwerwasserreaktor nur bei hohen Anreicherungs- und Urankosten einem Leichtwasserreaktor überlegen. Um diesen Nachteil zu reduzieren, können Druckschwerwasserreaktoren in der Regel im Leistungsbetrieb einen Brennelementewechsel vornehmen.<br />
<br />
==== Gasgekühlter Reaktor ====<br />
[[File:HTGR.jpg|thumb|right|Gasgekühlter Reaktor]]<br />
Gasgekühlte Reaktoren (''engl. Gas-Cooled Reactor, GCR'') wurden nur in Großbritannien in kommerzieller Serie errichtet (AGR), und konnten sich weltweit nicht durchsetzen. Der Kernbrennstoff Urandioxid wird hier zu 2,5-3,5% angereichert, und in Brennstabhüllen aus rostfreiem Stahl untergebracht. Der Kern des Reaktors enthält Graphitblöcke, um Neutronen zu moderieren. Alternativ können auch Brennstoffpartikel direkt in Graphitkugeln platziert werden. Das Kühlgas – beim AGR CO<sub>2</sub> – strömt von unten in den Kern, und führt die Wärmeenergie zu Dampferzeugern. Der Dampf wird dann zu einem Turbosatz weitergeleitet, um Strom zu produzieren. Durch die hohe Kernaustrittstemperatur wird ein Prozesswirkungsgrad von über 40 % erreicht. Da der Kern durch die Gaskühlung sehr voluminös ausfällt, wurde das Reaktorgefäß des AGR und THTR-300 kostengünstig aus solidem Spannbeton gefertigt. Die Leistung von gasgekühlten Reaktoren wird deshalb in der Regel von Siede- und Druckwasserreaktoren übertroffen. <br />
<br />
Wird die Gaskühlung wie beim THTR-300 mit Helium realisiert, können die Wartungsarbeiten vereinfacht werden, da die Helium-Isotope <sup>5</sup>He und <sup>6</sup>He extrem geringe Halbwertszeiten haben, und das Helium somit nach Verlassen des Kerns nicht mehr radioaktiv ist. Da das Kühlmittel bereits gasförmig vorliegt muss keine Siedetemperatur beachtet werden, sodass eine sehr hohe Kernaustrittstemperatur angestrebt wird, was die sogenannten Hochtemperaturreaktoren als Lieferanten von Prozesswärme interessant macht. Die Entwicklung zielt deshalb auf Minireaktoren (ANTARES, HTR-PM) oder größere Anlagen zur dezentralen Kraft-Wärme-Kopplung ab.<br />
<br />
==== Flüssigmetallgekühlter Reaktor ====<br />
[[File:FBR.jpg|thumb|right|Flüssigmetallgekühlter Reaktor]]<br />
Die oben genannten Kernkraftwerke verbrauchen mehr Spaltmaterial, als sie produzieren. Da Uran nur zu 0,7% aus dem Spaltstoff <sup>235</sup>U besteht, werden die restlichen 99,3% des Urans praktisch nicht genutzt. Bei Brutverhältnissen < 1 sinkt die Zahl der spaltbaren Atome im Kern, bis ihre Anzahl zu gering ist, um weiter eine nukleare Kettenreaktion aufrecht erhalten zu können: Die Brennelemente müssen gewechselt werden. Durch die Wahl eines schnellen, unmoderierten Neutronenspektrums können pro Spaltung mehr Neutronen freigesetzt werden, gleichzeitig wird die Neutronenökonomie verbessert, da ein potentiell neutronenabsorbierender Moderator fehlt. Um die Neutronenökonomie weiter zu verbessern muss der Kern sehr kompakt gebaut werden, was eine Kühlung mit Flüssigmetall vorteilhaft macht. Durch den Brutfaktor von 1 oder höher kann ein flüssigmetallgekühlter Reaktor (''engl. Liquid Metal Cooled Reactor, LMCR'') theoretisch die gesamte Energie des Urans von etwa 950 GWd/t ausnutzen. In der Praxis wird der [[Abbrand]] durch neutronenabsorbierende Spaltprodukte, und die Lebensdauer der Brennelemente begrenzt. <br />
<br />
Der Kern befindet sich dabei in einem Reaktordruckbehälter, oder einem Pool, welcher auch das Abklingbecken enthält. Wenn Natrium als Kühlmittel gewählt wird, wird ein Zwischenkreislauf eingebaut, bevor die Wärme an einen Kreisprozess mit Wasser abgegeben wird, da Wasser mit Natrium reagiert. Bei der Wahl von Blei oder eutektischen Bleilegierungen kann auf den Zwischenkreislauf verzichtet werden, ebenso wenn der Kreisprozess mit einem superkritischen Gas betrieben wird. Da der Spaltquerschnitt im schnellen Neutronenspektrum wesentlich kleiner als im Thermischen ist, ist eine Anfangsbeladung mit etwa 20% Spaltanteil notwendig.<br />
<br />
=== Anordnung der Gebäude ===<br />
<imagemap><br />
Datei:KKG-SW-Flight.jpg|miniatur|zentriert|800px|verweis=|Beispielhafter Aufbau eines Kernkraftwerks anhand des Schweizer [[Kernkraftwerk Gösgen|Kernkraftwerks Gösgen]] im Kanton Solothurn. Mit einem Klick auf ein entsprechendes Gebäude springt der Bildschirm zum entsprechenden Absatz. Ohne Klick wird lediglich die Gebäudebezeichnung angezeigt.<br />
# Koordinaten nur ganz grob ermittelt für dieses Beispiel<br />
poly 290 479 298 479 312 668 303 672 303 683 295 682 [[#Fortluftkamin|Fortluftkamin]]<br />
poly 375 606 375 588 380 574 394 555 412 543 428 537 448 537 466 543 484 555 497 574 498 582 496 586 497 589 497 613 488 619 473 624 470 623 461 625 453 622 436 626 423 620 405 624 388 618 378 611 [[#Reaktorgebäude|Reaktorgebäude]]<br />
poly 373 602 323 614 324 646 372 680 370 656 379 650 389 643 389 637 432 626 423 620 404 625 386 619 374 611 [[#Hilfs- und Nebenanlagengebäude|Hilfsanlagengebäude]]<br />
poly 580 555 524 568 524 618 608 667 667 657 667 594 [[#Maschinenhaus|Maschinenhaus]]<br />
poly 629 307 660 280 730 280 764 307 761 342 761 402 772 468 800 560 803 567 798 577 772 591 726 600 693 600 668 595 596 561 622 468 632 402 632 342 [[Kernkraftwerk#Kühlwasseranlagen|Kühlturm]]<br />
poly 933 450 928 492 998 534 1279 506 1279 464 1207 428 [[#Schaltanlage|Schaltanlage]]<br />
poly 531 624 689 640 489 635 474 626 488 620 500 613 517 616 [[#Notspeisegebäude|Notspeisegebäude]]<br />
poly 372 656 372 690 401 709 449 696 454 699 465 697 471 694 473 685 501 677 506 681 552 668 551 635 538 628 488 642 588 635 470 624 461 627 452 623 390 638 390 649 [[#Schaltanlagengebäude|Schaltanlagengebäude]]<br />
poly 474 685 474 692 472 692 472 713 491 725 547 710 557 715 563 713 563 706 572 702 572 693 598 684 598 674 577 664 562 667 562 653 555 653 555 669 507 682 449 678 [[#Hilfs- und Nebenanlagengebäude|Nebenanlagengebäude]]<br />
poly 304 673 304 693 317 702 350 694 350 673 344 666 330 657 319 660 319 667 [[#Notstromdieselgebäude|Notstromdieselgebäude]]<br />
poly 344 594 353 594 365 602 357 607 341 610 336 607 323 612 323 624 309 628 308 604 333 598 [[#Notstandsgebäude|Notstandsgebäude]]<br />
poly 293 608 694 623 288 620 288 610 [[#Notstandsgebäude|Notstandsgebäude]]<br />
desc bottom-right<br />
</imagemap><br />
<br />
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==== Reaktorgebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 1.svg|hochkant|right|80px|Reaktorgebäude]]<br />
Das '''Reaktorgebäude''' ist das Herz der Anlage. In ihm befindet sich das Rektordruckgefäß und die Brennelemente, die zur Energieerzeugung benötigt werden. In diesem Gebäude befindet sich meist abgetrennt der gesamte nukleare Anlagenteil, von außen hermetisch abgeriegelt. In Falle des Kernkraftwerks Gösgen befindet sich unter der Stahlbetonkuppel, die vor äußeren Einflüssen schützen soll, ein kugelförmiger Sicherheitsbehälter aus Stahl. Diese Kugel wird unter dem atmosphärischen Druck gehalten, um bei einem eventuellen Leitungsleck die kontaminierte Luft nicht aus dem Gebäude in die Umgebung entweichen zu lassen. Im Falle eines schweren Unfalles dient das Gebäude gleichzeitig zum Schutz der Umgebung vor der Freisetzung von [[Radioaktivität]] aus dem Reaktor. In Gösgen befindet sich auch das Abklingbecken innerhalb des Sicherheitsbehälters, in anderen Anlagen wie dem [[EPR]] oder [[ESBWR]] befindet es sich außerhalb. Der Schutz und die Einrichtung des Gebäude ist je nach Reaktortyp und Bauart unterschiedlich. Bei manchen Anlagen ist eine druckfeste Hülle aus Stahlbeton (Containment) nicht vorhanden, sondern das Gebäude dient lediglich zur Rückhaltung geringer Mengen von radioaktiven Gasen (Confinement). Die Form der Gebäude unterscheidet sich je nach Hersteller und Reaktorgeneration. Während Gösgen eine sphärische Form hat, besitzen andere Anlagen zylinderförmige Gebäude oder normale Hallen. Die Lage des Gebäudes ist meist bevorzugt zur Turbine gewählt. In seltenen Fällen wird das Reaktorgebäude auch standortspezifisch an die jeweiligen Verhältnisse angepasst, zum Beispiel im Kernkraftwerk Tihange in Belgien aufgrund von Platzmängeln und hydrologischen Verhältnissen.<br />
<br />
==== Notspeisegebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 2.svg|hochkant|right|80px|Noteinspeisegebäude]]<br />
Das '''Notspeisegebäude''' enthält das gesamte Noteinspeisesystem des Reaktors. Manche Anlagen besitzen aus redundanzgründen auch mehrere Noteinspeisegebäude. Bei einem Kühlmittelverluststörfall kann über diese Systeme die Wärmeabfuhr des Reaktors gewährleistet werden, sowie die Einspeisung von frischem Wasser in die Kreisläufe, sofern die Stromversorgung der Anlage gesichert ist. Im Falle des Kernkraftwerks Gösgen befinden sich unter den Kälteanlagen, von denen das Kraftwerk sechs besitzt, Tanks mit demineralisiertem Wasser, das für die Primärsysteme im Containment benötigt wird. Die Auslegung kann in anderen Kernkraftwerken anders sein, so haben bei weitem nicht alle Kernkraftwerke Lagertanks mit Speisewasser in Reserve. Bei manchen Reaktoren wie dem [[ABWR]] oder dem EPR sind die Wassertanks durch ein Wasserbecken im Containment ersetzt worden, welches auch den [[Kernfänger]] kühlen kann.<br />
<br />
==== Hilfs- und Nebenanlagengebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 3.svg|hochkant|right|80px|Hilfsanlagengebäude]]<br />
Im '''Hilfsanlagengebäude''' sind für den Betrieb des Kernkraftwerks essentielle Systeme untergebracht. Über diese Gebäude wird die Einspeisung und Entnahme von Kühlmittel geregelt, die Borsäurekonzentration im Reaktor, die Aufbereitung des Kühlmittels, sowie die Sicherstellung der Nachwärmeabfuhr und die Abscheidung radioaktiver Stoffe und Abfälle. Die Systeme sind meist direkt mit den im Containment vorhandenen Systemen gekoppelt und steuern diese teilweise mit. Auch läuft die Lüftung des gesamten Kernkraftwerks, sowohl aus dem Sicherheitbereich, als auch aus den konventionellen Gebäuden, über diese Anlagen. Nach Behandlung der Abluft wird diese über den Fortluftkamin abgeleitet (siehe Abschnitt [[#Fortluftkamin|Fortluftkamin]]). Das Gebäude ist der einzige Punkt im Kernkraftwerk, bei dem im Normalbetrieb radioaktive Substanzen in die Umwelt abgegeben werden, sowohl gasförmig, flüssig als auch fest. Für schwachradioaktive Abfälle besitzt das Kernkraftwerk Gösgen ein unterirdisches Lager. Meist befindet sich das Hilfsanlagengebäude aufgrund der systemtechnischen Wichtigkeit in Reaktornähe.<br />
<br />
Im '''Nebenanlagengebäude''' befinden sich kraftwerkseigene Werkstätten, in einigen Fällen auch frische Brennelemente. Diese werden vom aktiven Bereich getrennt verwahrt. Im Falle von Schäden können dort Bauteile aus der Anlage gewartet und repariert werden, um sie erneut im Kernkraftwerk einzusetzen.<br />
<br />
==== Notstromdieselgebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 7.svg|hochkant|right|80px|Notstromdieselgebäude]]<br />
Im '''Notstromdieselgebäude''' befinden sich die Dieselgeneratoren, die im Falle eines Ausfalls der externen Stromvorsorgung die wichtigsten Systeme mit Elektrizität versorgen. Diese sind meist redundant ausgelegt und so dimensioniert, dass sie über einen vom Gesetzgeber vorgegebenen Zeitraum die wichtigsten Systeme des Kernkraftwerks in Betrieb halten können. Bei einer Unterbrechnung der externen Stromversorgung wird der Reaktor abschaltet, um so den Energieverbrauch für die Wärmeabfuhr auf ein Minimum zu reduzieren. Ein ähnliches Schutzsystem besitzt auch die Turbine, allerdings kann bei einem Fehler in der Schaltanlage der Generator eventuell nicht den Eigenbedarf des Kraftwerks decken, weshalb die Dieselgeneratoren vorhanden sind. Die Auslegung liegt meist bei je 100&nbsp;% pro Dieselgenerator, in seltenen Fällen nur 75&nbsp;% oder 50&nbsp;%. Das bedeutet, dass ein Dieselgenerator, der für 100&nbsp;% ausgelegt ist, den Elektrizitätsbedarf des gesamten Kernkraftwerks decken kann. Das Gebäude wird meist so positioniert, dass es in der Nähe der wichtigsten Systeme liegt, in einigen Fällen auch direkt in dem entsprechenden Gebäude. Manche Kraftwerke verwenden auch mehrere Notstromdieselgebäude, um die Redundanz bei äußerer Gewalteinwirkung zu erhöhen.<br />
<br />
==== Notstandsgebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 5.svg|hochkant|right|80px|Notstandsgebäude]]<br />
Ein '''Notstandsgebäude''' gibt es nicht bei jeden Kernkraftwerk, allerdings bei den meisten. Da man im Falle eines Unfalles, ob durch terroristische oder technische Einflüsse, davon ausgehen kann, dass eventuell die konventionellen Systeme nicht mehr zugänglich sind, gibt es ein weiteres Gebäude, in dem die wichtigsten Funktionen des Kernkraftwerks aufrecht gehalten werden können, sodass die Anlage weiterhin unter Kontrolle bleibt. Im Falle des Kernkraftwerks Gösgen gibt es zwei weitere Dieselgeneratoren, Tanks mit demineralisierten Wasser für das Primärkreislauf zum Nachspeisen, sowie eine Notschaltwarte, meist jedoch in weniger übersichtlicher Form. Die Verbindung erfolgt durch unterirdische Schächte. In einigen Fällen, beispielsweise beim Kernkraftwerk Grafenrheinfeld, befindet sich die Notschaltwarte unterirdisch, um bessere Sicherheit gegen äußere Einflüsse zu schaffen. Meist ist die Position so gewählt, dass die wichtigsten Systeme in der Nähe liegen, jedoch eine gewissen Distanz zu den möglicherweise geschädigten Gebäudeteilen besteht, um beispielsweise bei einem Flugzeugabsturz nicht beide Schaltwarten und Dieselgeneratorgebäude zu verlieren und damit jede Kontrollmöglichkeit des Kernkraftwerks.<br />
<br />
==== Fortluftkamin ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 6.svg|hochkant|right|80px|Fortluftkamin]]<br />
Der '''Fortluftkamin''', verbreitet auch ''Abluftkamin'', ist die einzige Stelle, an der Luft aus dem Containment im normalen Betrieb entweicht. Der Schornstein wird zum Betrieb der Abluftanlage für zur Gebäude- und Containmentlüftung benötigt, um radioaktive Gase in großer Höhe aus dem Gebäude abzuleiten. Dies soll dazu dienen die radioaktive Konzentration auf eine breitere Fläche zu verteilen, anstatt sie lokal stärker konzentriert vorzufinden. Alle radioaktiven Systeme und Gebäudeteile laufen über diesen Schornstein, der deshalb ebenso wie die Umgebung eines Kernkraftwerks kontinuierlich auf seine Aktivität überwacht wird. So kann die Menge an radioaktiven Stoffen festgestellt werden die freigesetzt wird, sowie die natürliche Hintergrundstrahlung analysiert werden um die Auswirkungen der Anlage auf die Umgebung zu erfassen, und eventuelle Probleme durch zu hohe Strahlendosen schnell zu erkennen.<br />
<br />
==== Maschinenhaus ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 9.svg|hochkant|right|80px|Turbinenhalle]]<br />
Im '''Maschinenhaus''', verbreitet auch ''Turbinenhalle'' oder ''Maschinenhalle'', befinden sich die wichtigsten Komponenten die zur Energieerzeugung benötigt werden. Die Dampfturbine mit ihren einzelnen Hoch-, Mittel- und Niederdruckabschnitten, der Generator sowie die Erregermaschine, die den Erregerstrom auf den Läufer des Generators leitet um ein Magnetfeld zu erzeugen, dass für die Elektrizitätserzeugung unerlässlich ist. Neben diesen Systemen befinden sich unter den Turbinen, die aufgrund der Vibrationen auf einem separaten „Turbinentisch“ oder einer „Turbineninsel“ liegen, die Kondensatoren, in denen der Dampf zu Wasser kondensiert wird. Anschließend wird das Wasser erneut zurück in die Dampferzeuger oder den Reaktor gepumpt. Neben diesen Systemen können zur Auskopplung von Fern- oder Prozesswärme weitere Wärmetauscher installiert sein, sofern die Wärmeenergie nicht über spezielle Kondensatoren entnommen wird. In der Turbinenhalle sind weiters die üblichen notwendigen Systeme installiert, die zur Wasseraufbereitung benötigt werden, zum Beispiel Systeme zur Filterung sowie Entgasung des Speisewassers. Während bei Siedewasserreaktoren aufgrund der schwachen Radioaktivität des Wassers spezielle Systeme zum Einsatz kommen müssen, verwenden Reaktoren, die diesen Kreislauf als Sekundärsystem nutzen herkömmliche Systeme, wie sie auch in Kesselanlagen und herkömmlichen Wärmekraftwerken zum Einsatz kommen.<br />
<br />
==== Kühlwasseranlagen ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 10.svg|hochkant|right|80px|Kühlwasseranlagen]]<br />
Unter '''Kühlwasseranlagen''' versteht man alle Einrichtungen des Kernkraftwerks, die zur Kühlung eines Kernkraftwerks benötigt werden, um die Abwärme aus dem Kernkraftwerk abzuführen. In herkömmlicher Bauweise wird eine Durchlaufkühlung verwendet, bei der Wasser aus einem Gewässer entnommen wird, durch die Kondensatoren geleitet und erwärmt in das Gewässer zurückgeführt wird. Da dies jedoch zur Erwärmung des Gewässers führt, wird meist ein kombiniertes Kühlsystem aus Durchlauf- und Umlaufkühlung verwendet. Umlaufkühlung bedeutet, dass ein geschlossener Kreislauf mit einem künstlichen Kühlsystem verwendet wird. Eine Kombination beider Systeme ermöglich beide Kühlweisen, was jedoch eine Frage der Wirtschaftlichkeit ist. Zur Umlaufkühlung werden meist Kühltürme oder künstlich angelegte Kühlseen verwendet, durch die die Wärme in die Umgebung abgegeben werden kann, sowie das anliegende Gewässer. Eine weitere Form der Wärmeabfuhr wäre die Weiternutzung der Wärme in einem Fern- oder Prozesswärmenetz, um zusätzliche Einnahmen zu generieren. Allerdings muss die Besiedelung und der Bedarf entsprechend groß sein, damit dies auch wirtschaftlich genutzt werden kann. Im Fall des Kernkraftwerks Gösgen wird ein Kühlturm zur primären Kühlung verwendet, allerdings wird auch ein kleiner Teil als Fernwärme ausgespeist. Kernkraftwerke, die mit Sattdampftemperaturen arbeiten, brauchen im Schnitt mehr Kühlwasser, als Kernkraftwerke oder konventionelle Kraftwerke, die mit Heißdampf arbeiten.<ref>Schweizerischer Techniker-Verband: ''Schweizerische technische Zeitschrift: Revue technique suisse. Rivista tecnica svizzera, Band 62,Ausgaben 13-25''. O. Füssli., 1965. Seite 438.</ref><br />
<br />
==== Schaltanlagengebäude ==== <br />
[[Datei:Gösgen Areal 4.svg|hochkant|right|80px|Schaltanlagengebäude]]<br />
Das '''Schaltanlagengebäude''' ist neben den Hilfsanlagengebäude und dem Reaktorgebäude das dritte wichtige Glied für den Betrieb des Kernkraftwerks. Von diesem Ort wird das Kernkraftwerk über eine Blockwarte gesteuert, welche von einem Schichtingenieur und dem Schichtpersonal besetzt wird. Alle Informationen aus dem Kernkraftwerk und den Systemen läuft hier zusammen, werden von den Prozessrechnern analysiert und anschließend in der Schaltwarte visualisiert. Anhand dieser Informationen wird der Status des Kernkraftwerks erfasst und entsprechend geleitet.<br />
<br />
==== Schaltanlage ==== <br />
Die '''Schaltanlage''' dient dazu die erzeugte Elektrizität in das entsprechende Stromnetz in der Umgebung einzuspeisen. Je nach Konstruktion wird ebenso die Eigenbedarfsversorgung über diese Schaltanlage geregelt, sofern keine eigene Versorgungsschiene im Kraftwerks selbst vorhanden ist. Die Lage ist meist so gewählt, dass sie sich nahe dem Kernkraftwerk befindet, kann jedoch auch aufgrund der Lage einige Kilometer entfernt von der Anlage stehen. Die meisten Kernkraftwerke arbeiten in den höchsten Spannungsebenen mit Hoch- und Höchstspannungsnetzen. Zum Beispiel werden im Kernkraftwerk Neckarwestheim zwei unterschiedliche Netze bespeist, die unterschiedliche Spannungen und Frequenzen aufweisen (50&nbsp;Hz-Versbundnetz und 16⅔&nbsp;Hz). Meist werden von hier unterschiedliche Schaltanlagen an unterschiedlichen Orten mit Elektrizität beliefert, jedoch kann auch eine kombinierte Schaltanlage zum Einsatz kommen, die beide Spannungstypen führt oder gar eine Umformerstation besitzt.<br />
<br />
== Planung, Bau und Betrieb ==<br />
<br />
=== Planung ===<br />
<br />
Am Anfang planen Energieversorgungsunternehmen (EVUs), welche sich manchmal (teilweise) in staatlicher Hand befinden, wie sie eine prognostizierte oder real existierende Kapazitätslücke stopfen wollen. Meistens wird dafür auf die Erfahrung beim Bau vergangener Kraftwerksprojekte zurückgegriffen, um die wirtschaftlichen Aspekte der verschiedenen Stromerzeugungsarten abschätzen zu können. Liegen hierzu nur unzureichende Daten vor, wird manchmal auch eine Studie angefordert, welche die preisgünstigste Art der Stromerzeugung ermitteln soll. Neben den betriebswirtschaftlichen Aspekten, welche den wichtigsten Teil der Planung ausmachen, müssen aber auch noch folgende Randbedingungen berücksichtigt werden:<br />
<br />
#'''Politik:''' Eine kernenergiefeindliche Politik kann von vornherein den Bau eines Kernkraftwerkes ausschließen, oder den Betrieb mit diskriminierenden Sündensteuern wie der Brennelementesteuer belasten. Im umgekehrten Fall kann der Bau eines Kernkraftwerkes auch durch die Politik gefördert werden, wenn zum Beispiel wie in Großbritannien geplant eine Einspeisevergütung für Kernkraftwerke etabliert wird, oder ein CO<sub>2</sub>-Limit Kohlekraftwerke ohne {{Akronym|CCS|Carbon Dioxide Capture and Storage, CO2-Abscheidung und -Speicherung}} verbietet. <br />
#'''Umweltschutz:''' Egal ob Waldsterben, Smogwolken, Ozon, die CO<sub>2</sub>-Klimakatastrophe, sauerer Regen, Feinstaub oder eine Versauerung der Meere droht: Die Kernkraft bietet sich für diese Probleme als Lösung an. Besonders im Zuge des Glaubens an eine anthropogene globale Erwärmung, für welche von Medien und Politik fast ausschließlich das Spurengas CO<sub>2</sub> verantwortlich gemacht wird, erfreut sich die Kernenergienutzung weltweit steigender Beliebtheit. Die Angst vor einer CO<sub>2</sub>-Klimahölle eignet sich dabei auch gut als Totschlagargument, um Widerstände zu neutralisieren.<br />
#'''Versorgungssicherheit:''' Durch den geringen Brennstoffbedarf können zukünftige Reaktorbeladungen leicht und platzsparend gelagert werden, was eine Unterbrechung der Brennstoffversorgung durch blockierte Handelwege weniger gravierend macht. Da der Brennstoff in der Regel einmal jährlich gewechselt wird, wird auch kein steter Zufluss an großen Brennstoffmengen benötigt, wie dies bei Kohlekraftwerken der Fall ist. Während Kohlekraftwerke deshalb einen Hafen- oder Bahnanschluss benötigen, kann bei Kernkraftwerken darauf verzichtet werden.<br />
#'''Radiophobie:''' Die Angst der Anwohner vor dem Atomtod und die Verbreitung entsprechender Informationen seitens anti-nuklear gerichteter Organisationen kann ebenfalls ein Hindernis darstellen. Als zum Beispiel der Bau von [[Neckarwestheim#Block_2|Neckarwestheim-2]] in die Wege geleitet wurde gingen insgesamt 27.000 schriftliche Einwände gegen den neuen Block ein, von denen alleine 25.000 von der kernenergiefeindlichen Organisation ''Bund Bürgerinitiativen Mittlerer Neckar'' stammten, welche eigens zur Bekämpfung dieses Kraftwerkes gegründet wurde. Diese Spam-Taktik des Behinderns und Klagens kann den Bau eines Kraftwerks verteuern und verzögern.<br />
#'''Preisstabilität:''' Da der Uranpreis keinen nennenswerten Einfluss auf die Erzeugungskosten eines Kernkraftwerkes hat, sind diese über die 40-60-jährige Betriebsdauer der Anlage sehr gut vorhersagbar. Im abgeschriebenen Zustand sind diese praktisch konstant. Aus den Daten des ''Department of Energy'' der USA ist ersichtlich das die inflationsbereinigten Stromgestehungskosten von KKW im Zeitraum von 1999-2008 sogar sanken, während die Kosten aller anderen Stromerzeugungarten anstiegen. Lediglich Gaskraftwerke konnten sich 2010 wegen des Schiefergas-Booms auf das Preisniveau von 1999 „retten“, nachdem dieses vorher stark anstieg (+46%), und so den Weg für neue Fördertechniken frei machte.<ref name="eia">[http://www.eia.gov/electricity/annual/html/table8.2.cfm EIA: ''Electric Power Annual 2010 Data Tables'']</ref><ref>Dollar-Inflationsrecher stellt die US-Statistikbehörde zur Verfügung</ref> <br />
<br />
Diese Aspekte beeinflussen die Wahl des Kraftwerkstyps, neben der projektierten Auslastung der Anlage, stark. Obwohl die Kernenergie in den meisten Ländern die geringsten Stromgestehungskosten vorweisen kann, wird deshalb nicht in jedem Land 100% des Strombedarfs durch Kernkraft gedeckt. Ein Hauptproblem stellt dabei meist die Finanzierung dar, da Kernkraftwerke der [[Generation III]] sehr preisintensiv sind. Im Gegensatz zu Stein- und Braunkohleanlagen, welche etwa € 1000/kW kosten, sind Kernkraftwerke mit € 2000-4000/kW wesentlich teurer.<br />
<br />
=== Positionierung ===<br />
==== An Land ====<br />
[[Datei:Tanoura iwaishima.jpg|miniatur|Unbebauter, landschaftlich reizvoller Standort des geplanten Kernkraftwerks [[Kaminoseki]] in Japan]]<br />
Die Positionierung von Kernkraftwerken ist hinsichtlich der nötigen lastnahen Lage eine schwierige Frage. Bei der im März 1967 stattgefundenen wissenschaftlichen Konferenz in Wien zum Thema ''The Containment and Siting of Nuclear Power Plants'' versuchte man die Frage zu klären. Einigkeit herrschte zu diesem Zeitpunkt über die möglichst lastnahe Lage, es sollte jedoch gleichzeitig ein Sicherheitsabstand zu stark besiedelten Gebieten eingehalten werden. Die ersten Kernkraftanlagen wurden bevorzugt von stark bewohnten Gebieten entfernt errichtet. Allerdings verbesserte sich bis in die 1960er die Sicherheit der Kernkraftwerke, weshalb in der Zukunft nähere Standorte infrage kommen sollten. Auf der Konferenz selbst legte das Vereinigte Königreich einen neuen Ansatz vor für die Positionierung solcher Anlagen vor, der große Aufmerksamkeit erbrachte und erstmals einen Sicherheitsstandard für Kernkraftwerksstandorte forderte. Darauf aufbauend hätte der Betreiber für die Positionierung der Anlage völlige Freiheit erhalten. Diese Option würde jedoch nur infrage kommen wenn alle Reaktoren einen etwa gleich hohen Sicherheitsstandard gehabt hätten, weniger dicht besiedelte Gebiete hätten für die Erprobung von neuen Reaktortypen dienen können. Berücksichtigt wurde auch erstmals das langfristige Gefahrenpotential und die Auswirkungen der Anlage bei Störungen sowie die Wirkung austretender radioaktiven Stoffe wie Jod.<ref name="Siting_Bul-9_3">''Where should nuclear power stations be built?''. In: IAEA Bulletin, Vol. 9, Nr. 3, 1967. [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull093/09302102930.pdf Abgerufen] am 07.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65GsEWae3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Heute findet ein Standortsuche auf staatlicher Ebene statt. Diese Umfasst eine Identifizierung möglicher Standorte, die Auswahl geeigneter Standorte, eine Bewertung sowie eine anschließende Zulassung als KKW-Standort. Neben umfangreichen Studien müssen vor Ort Begehungen vorgenommen werden um auch die Eignung darzulegen und auch einen Anschluss an das Elektrizitätsnetz zu finden. Da nicht jeder Standort geeignet ist müssen mehrere Alternativen geboten werden, welche auf ihre Eignung untersucht werden und entsprechend durch eine Vorentscheidung einiger Standorte bestimmt werden. Zwar gibt es mittlerweile tatsächlich eine Art Freiheit bei der Auswahl des Standortes, allerdings sollten die vorteilhaftesten Orte gewählt werden. Die nötigen Untersuchungen für einen Standortstudie umfassen 14&nbsp;Punkte:<ref name="ISBN_9789201052070">International Atomic Energy Agency: ''Managing the First Nuclear Power Plant Project''. International Atomic Energy Agency, Mai 2007. ISBN 9789201052070. Seite 8 bis 13, 32, 33, 36, 37, 40, 41, 73 bis 80. [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1555_web.pdf Abgerufen] am 07.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65GroyVNQ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
# Anbindung an das Elektrizitätsnetz<br />
# Geologische und tektonische Eigenschaften<br />
# Seismologische Eigenschaften<br />
# Gesicherte Wärmeabfuhr<br />
# Hydrologische Eigenschaften<br />
# Demografische Strukturen<br />
# Meteorologische Eigenschaften<br />
# Nukleare und radiologische Sicherheiten<br />
# Umweltauswirkungen<br />
# Menschenverursachte Risiken<br />
# Anbindung der lokalen Infrastruktur<br />
# Zugangsfreiheit<br />
# Rechtliche Aspekte<br />
# Öffentliche Akzeptanz des Projekts, wenn grenznah auch in den Nachbarstaaten<br />
<br />
Anhand dieser Parameter ist es für die ausführende Behörde oder bereits seitens des Betreibers abzusehen, welche Standorte geeignet sind oder nicht. Wenn bereits in Vorstudien einer dieser Punkte nicht zufriedenstellend ausfällt ist es sinnvoll den Standort nicht weiter zu erkunden und sich auf besser geeignete Orte zu konzentrieren. Da die Eignung der Standorte in den einzelnen Punkten variiert, bieten einige Standorte hinsichtlich eines Punktes bessere Eigenschaften, schneiden allerdings in anderen Punkten schlechter als ein Vergleichsstandort ab. Da nicht jeder einzelne Punkt gleichschwer wiegt liegt die Endauswahl bei der Aufsichtsbehörde oder dem zukünftigen Betreiber, was länderspezifisch geregelt wird. Einer der entscheidenden Punkte ist die Umweltverträglichkeitsprüfung, die die Kühlleistung vorhandener Gewässer analysiert, mögliche Strahlenauswirkung auf die Umgebung beinhaltet sowie – wenn angedacht – die Auswirkungen zukünftiger weiterer Blöcke analysiert.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
Ein wichtiger Beitrag ist auch die öffentliche Akzeptanz des Projektes. Kraftwerke sind allgemein Projekte des nationalen Interesses, um Wohlstand und Arbeitsplätze zu sichern und zu schaffen. Im Falle eines Kernkraftwerkes ist besonders die öffentliche Aufklärung durch den Bauherren der Anlage vorzunehmen, um über die eingesetzten Techniken zu informieren. Dies sollte so früh wie möglich geschehen, um Gegenkampagnen, die möglicherweise falsche Informationen vermitteln, zuvorzukommen. Offen diskutiert werden sollte besonders der Zweck des Werkes, die mögliche Unabhängigkeit von anderen Energieträgern sowie die wirtschaftlichen Folgen in der Region, ebenso die Entsorgungslösung sowie Gefahren die in Stör- und Unfallsituationen von der Anlage ausgehen. Eine Aufgabe der Behörden und des Betreibers ist es auch Schutzmaßnahmen für die Umgebung im Falle eines Unfalles auszuarbeiten. Dieser Prozess erstreckt sich über die gesamte Planung und den Bau des Werkes.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
==== Offhore-Konzepte ====<br />
[[Datei:Floating Nclear Power Plant model.jpg|miniatur|Modell des russisches Projekt eines Offshore-Kernkraftwerks]]<br />
Neben Werken an Land gab es auch Überlegungen für Werke die im Meer und in Küstennähe gebaut werden könnten. Das Gemeinschaftsunternehmen ''Offshore Power Systems'' von Westinghouse und Newport News Shipbuilding wollte erstmals im großen Maßstab schwimmende Kernkraftwerke errichten, die Offshore platziert werden sollten. Die Idee selbst stammte von der ''Public Service Electric and Gas Company'' aus den 1970ern, die Probleme mit der Positionierung ihrer Kernkraftwerke hatte und auf lokalen Widerstand stieß. In der Folge wurde zusammen mit ''Offshore Power Systems'' ein Konzept für das [[Offshore-Kernkraftwerk Atlantic]] ausgearbeitet, dass vor der Küste New Jerseys im atlantischen Ozean positioniert werden sollte. Die Anlage sollte aus zwei Blöcken mit je 1200&nbsp;MW bestehen. Infolge der Ölkrise 1973 kam es jedoch bei den Hauptabnehmern der ''Public Service Electric and Gas Company'' zu Verbrauchsreduzierungen, welche die beiden Reaktoren überflüssig machten. Das Unternehmen erbat eine zweijährige Verschiebung des Projekts, stornierte jedoch später das Projekt vollständig. Da sich keine anderen Abnehmer fanden wurde das Gemeinschaftsunternehmen aufgelöst.<ref>Rod Adams: ''Offshore Power Systems: Big Plants for a Big Customer''. In: Atomic Insights August 1996, Technical History Stories. [http://atomicinsights.com/1996/08/offshore-power-systems-big-plants-for-big-customer.html Abgerufen] am 07.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65H9u9XuM Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Im Jahre 1975 wurden in Europa ähnliche Planungen unterbreitet. Besonders hinsichtlich der Wärmeabgabe der Kernkraftwerke ist die Offshore-Positionierung weitaus günstiger.<ref>Universität Hamburg. Forschungsstelle für Völkerrecht und Ausländisches Öffentliches Recht: ''Jahrbuch für internationales Recht, Band 18''. Vandenhoeck & Ruprecht, 1975. Seite 249.</ref> Allerdings wurde diese Überlegung nur in Deutschland für Kernkraftwerke in der Nord- und Ostsee fortgeführt,<ref>Germany (West). Bundestag: ''Verhandlungen des Deutschen Bundestages: Stenographische Berichte, Band 206''. 1975. Seite 3.</ref> jedoch nur aufgrund der Kühlwasserfrage. Hierzu gab es die Systemstudie „Kernkraftwerke im Meer“ von J. Thomas der Dornier System GmbH, die anlässlich eines in Kiel stattfindenden Seminars vorgetragen wurde. Das Ergebnis war, dass durch die Standardisierung des Designs die Bauzeit von 7–8 Jahren bei konventionellen Kraftwerken auf 3 Jahre bei Offshore-Kernkraftwerken gedrückt werden könne.<ref>Deutsche Gesellschaft für Mineralölwissenschaft und Kohlechemie: ''Erdöl & Kohle, Erdgas, Petrochemie, Band 28''. Industrieverlag von Hernhaussen KG., 1975. Seite 224.</ref> Eine weitere konkretere Studie von der ''Studiengesellschaft zur Förderung der Kernenergieverwertung im Schiffbau und Schifffahrt'' ging von einem konkreten Fallballspiel mit zwei Reaktoren der 1200&nbsp;MW-Klasse ''Biblis&nbsp;A'' aus und zeigte eventuelle Probleme sowie die Möglichkeiten eines Offshorewerkes auf, dass in der Wesermündung positioniert werden würde. Hier ging es um die Standortfragen, die bauliche Anordnung, die Kühlwasserversorgung, die elektrische Anbindung und die Wirtschaftlichkeit der Anlage.<ref>Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: ''Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 21''. Akademie-Verlag., 1978. Seite 63.</ref> Für die am Standort ''Wurster Arm'' projektierte Anlage hätte es zwar bauliche Probleme wegen ungünstiger Seebedingungen gegeben, die allerdings mit beträchtlichen Mehraufwand lösbar schienen. Die Kühlwasserversorgung sowie die Wärmeabfuhr waren jedoch sichergestellt und hätten in keinem Fall zu Problemen geführt. Ebenso wäre durch die in Entwicklung befindlichen Technologien in den folgenden Jahren die Realisierung eines Unterseekabels von dem Werk an Land lösbar gewesen. Die Stromgestehungskosten hätten bei diesem deutschen Offshore-Kernkraftwerk um ein Drittel höher gelegen als bei Kernkraftwerken am Land, jedoch unter denen für konventionelle Kraftwerke.<ref>Verein Deutscher Ingenieure, u.a.: ''Meerestechnik, Band 8''. VDI-Verlag. Seite 65.</ref> Keines der Projekte in Nord- und Ostsee wurde jemals realisiert.<br />
<br />
Zu Beginn der 1980er gab es in der Sowjetunion ein Projekt für ein schwimmendes Kernkraftwerk, dass einem Schiff ähnelte und antriebslos zu einem Bestimmungsort geschleppt werden sollte, um dort drei Mal hintereinander für 12 Jahre Elektrizität zu erzeugen. Nach 12 Jahren sollte das Schiff zum Heimathafen zurückkehren um den Brennstoff zu wechseln. Allerdings gab es von Beginn an Sicherheitsbedenken, weshalb das Projekt gestoppt wurde.<ref>Consultants Bureau, u.a.: ''Soviet atomic energy, Band 51''. In: Band 2 von Soviet research in geophysics in English translation. Consultants Bureau, 1981. Seite 500.</ref> Erst seit 2005 sieht Russland den Einsatz dieser schwimmenden Kernkraftwerke als Option um abgelegene Gebiete, Bohrinseln und später Teile der Arktis mit Elektrizität zu versorgen.<ref>''Jane's intelligence digest: the global early-warning service''. Jane's Information Group, 2005.</ref> Im April 2007 ging das Offshore-Kernkraftwerk Akademik Lomonossow bei der Sewmasch-Werft in Sewerodwinsk in Bau und sollte auch vor Ort zur Elektrizitätserzeugung bleiben.<ref>Nuclear Energy Agency, u.a.: ''Uranium 2009: Resources, Production and Demand''. OECD Publishing, 2010. ISBN 9264047891. Seite 70.</ref> Aufgrund der Auslastung der Werft durch den Bau militärischer Schiffe wurde der Bau zu den baltischen Werken nach Sankt Petersburg verlegt und der Standort Sewerodwinsk aufgegeben.<ref>Minatom: ''Construction of floating NPP to be continued by Baltiysky Zavod'', 08.08.2008. [http://www.minatom.ru/en/news/11331_08.08.2008 Abgerufen] am 07.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65HGSxL0s Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Statt dessen soll nun Wiljutschinsk auf der russischen Halbinsel Kamtschatka zum neuen Betriebsort werden.<ref>[http://www.world-nuclear-news.org/NN-Delivery_of_floating_plant_set_for_2016-1212124.html WNN: ''Delivery of floating plant set for 2016'', 12. Dezember 2012]</ref><br />
<br />
==== Flächenbedarf ====<br />
Kernkraftwerke sind Großkraftwerke die im Schnitt viel Platzbedarf haben. Bezogen auf die Lage des entsprechenden Standortes ist es möglich, dass solche Anlagen auch kleiner ausfallen können bei gleicher Größe und durch die Anordnung der Gebäude optimiert werden können. Ein Beispiel dafür ist das [[Kernkraftwerk Neckarwestheim]], das zweckmäßig in einem Steinbruch errichtet wurde und die Gebäudekonfiguration entsprechend der vorhandenen Fläche organisiert werden musste.<ref>''Strom aus Neckarwestheim - Die Technik''. GKN GmbH, 2000. 7. Auflage.</ref> In Osteuropa wurden Kernkraftwerke meistens nach gleichen Schemas errichtet und weniger auf die Standorte angepasst. Dadurch kristallisierten sich Standardkonfigurationen heraus, für welche entsprechende Standorte gesucht wurden. So kommt es dazu, dass beispielsweise das tschechische [[Kernkraftwerk Temelín]] mit seinen beiden 1000&nbsp;MW starken Reaktoren auf einem Gelände mit 1.363.703&nbsp;Quadratmetern liegt.<ref>Věra Kříová,: ''Dokumentation zur Umweltverträglichkeitsprüfung Temelín'', 1999, Seite 8. [http://www.umweltbundesamt.at/fileadmin/site/umweltthemen/kernenergie/temelin/uvp1/hauptteil.pdf Abgerufen] am 05.09.2012. ([http://www.webcitation.org/6ARmVbn7Q Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Um die effektive Nutzung der Fläche zu kalkulieren muss die benötigte Fläche auf das installierte Megawatt des Kraftwerks kalkuliert werden. Bei einer Fläche von 1.363.703&nbsp;Quadratmetern und einer installierten Leistung von 2000&nbsp;MW kommt das Kernkraftwerk Temelín auf {{#expr:1363703/2000 round0}}&nbsp;Quadratmeter pro installiertes Megawatt.<br />
<br />
Aufgrund der Unterschiede in den Standortgegebenheiten werden bei Kraftwerken normalerweise grundsätzlich die Hauptgebäude als Referenz genommen, die zum Betrieb unabdingbar sind und den Hauptteil der Anlage ausmachen. Weiter wird nur die Nettoleistung als de facto nutzbare Energie aus dem Werk als Rechenbeispiel verwendet. Als Vergleich werden in diesem Fall die vier effizientesten Kraftwerke ihrer Art als Vergleich hinzugezogen, die dem Stand der Technik entsprechen. Das sind im Bereich der Kernkraftwerke der [[Advanced Passive|AP1000]], bei den Gas- und Dampfturbinenkraftwerke der GuD-Konvoiblock Irsching&nbsp;5, bei den Steinkohlekraftwerken die STKW-Konvoiblock Datteln&nbsp;4 und 5 (geplant), sowie bei den Windkraftanlagen der Enercon E-126. Der 1170&nbsp;MW starke AP1000 benötigt insgesamt eine Fläche von {{#expr:8.5*1170}}&nbsp;Quadratmetern. Kalkuliert auf die benötigte Fläche pro installiertes Megawatt benötigt der AP1000 insgesamt 8,5&nbsp;Quadratmeter.<ref name="ProAtom_28-09-2012">ProAtom: ''ВВЭР-ТОИ – Тупик, Обманка, Имитация '', 28.09.2012. [http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4045 Abgerufen] am 15.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FtytSZEI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der GuD-Konvoi Irsching&nbsp;5 benötigt insgesamt eine Fläche von 7896&nbsp;Quadratmetern und ist damit der kleinste Block unter den vier verglichenen Kraftwerken. Begünstigt durch den hohen Wirkungsgrad von 59,7&nbsp;% erreicht der Block eine Nettoleistung von 845&nbsp;MW.<ref>E.ON SE: ''Kraftwerk Irsching''. [http://www.eon.com/de/ueber-uns/struktur/asset-finder/irsching.html Abgerufen] am 27.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6GBraz70G Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Block benötigt damit {{#replace:{{#expr:7896/845 round2}}|.|,}}&nbsp;Quadratmeter pro installiertes Megawatt. Der STKW-Konvoi von E.ON, der beispielsweise in Datteln realisiert wird, erreicht eine Nettoleistung von 1052&nbsp;MW<ref>E.ON SE: ''Datteln 4 – eines der modernsten Steinkohlekraftwerke der Welt''. [http://www.eon.com/content/eon-com/de/about-us/structure/asset-finder/datteln-4.html Abgerufen] am 27.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6GBs8dTg6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> und benötigt insgesamt eine Fläche von 18.935&nbsp;Quadratmetern. Als Referenz wird allerdings eine Konvoi-Anlage ohne Kühlturm herangezogen. Damit entfallen pro installiertes Megawatt insgesamt {{#replace:{{#expr:18935/1052 round2}}|.|,}}&nbsp;Quadratmeter. Die Enercon E-126 erreicht eine Nennleistung von 7,58&nbsp;MW in der größtmöglichen Ausstattung. Zwar decken der Turm und die Rotoren nur einen geringen Flächenanteil ab, der sich allerdings dadurch vergrößert, dass sich die Rotoren mit dem Maschinenhaus um 360&nbsp;° verstellen lassen, womit die gesamt benötigte Fläche 12.668&nbsp;Quadratmeter beträgt.<ref>ENERCON: ''E-126 / 7.580 kW''. [http://www.enercon.de/de-de/66.htm Abgerufen] am 27.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6GBsOpIYJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Errechnet entfallen bei einer einzelnen E-126 daher {{#replace:{{#expr:12668/7.58 round2}}|.|,}}&nbsp;Quadratmeter pro installiertes Megawatt und nutzt die benötigte Fläche am ineffizientesten. Selbst im Vergleich mit dem ineffizientesten Reaktordesign, das dem Stand der Technik entspricht, dem [[WWER-1300|WWER-1300/510]] (''WWER-TOI'') schneidet der Kernreaktor immer noch mit einem Flächenbedarf von 25,0&nbsp;Quadratmeter pro installiertes Megawatt bei einer Nettoleistung von 1250&nbsp;MW und einem Flächenbedarf von {{#expr:25.0*1250}}&nbsp;Quadratmetern weitaus besser ab.<ref name="ProAtom_28-09-2012"/><br />
<br />
Der AP1000, die GuD-Konvoianlage, die STKW-Konvoianlage und der Enercon E-126 (grüne Fläche ist der Mindestbedarf bei einer 360°-Drehung des Maschinenhauses) sind in der folgenden Imagemap maßstabsgetreu angeführt, Gebäudebeschreibung per Mouseover:<br />
<imagemap><br />
Datei:Flaechenvergleich_2.png|gerahmt|zentriert|verweis=|Größenvergleich des AP1000, E.ON GuD-Konvoiwerk (Irsching 5), E.ON Steinkohlekraftwerk Konvoi-Werks (Datteln 4 und 5) und der Enercon E-126. Die Abmessungen sind Maßstabsgetreu und jeder der Einheiten ist in einem eigenen Feld von 200×300 Meter, unterteilt durch die schwarzen Striche, mittig an der oberen Kante in 5 Metern Abstand orientiert platziert.<br />
#AP1000<br />
poly 85 5 132 5 132 26 85 26 [[#XXX|Behandlungsgebäude für radioaktive Abfälle]]<br />
poly 96 26 96 105 132 105 132 89 127 90 120 90 112 87 105 80 102 72 102 65 105 57 105 54 109 50 112 50 119 47 124 47 124 26 [[#XXX|Hilfsanlagengebäude]]<br />
poly 75 32 96 32 96 105 100 105 100 123 54 123 54 83 72 83 72 77 75 77 75 48 72 48 72 41 75 41 [[#XXX|Nebengebäude]]<br />
poly 119 47 128 47 135 50 142 57 145 64 145 73 142 80 135 87 127 90 120 90 112 87 105 80 102 72 102 65 105 57 112 50 [[#XXX|Schildgebäude (Reaktorgebäude)]]<br />
poly 109 50 111 52 107 56 105 54 [[#XXX|Fortluftkamin]]<br />
poly 10 102 31 102 31 123 10 123 [[#XXX|Dieselgeneratoren]]<br />
poly 100 105 140 105 140 121 142 121 142 125 140 125 140 201 100 201 100 190 89 190 89 123 100 123 [[#XXX|Turbinenhalle]]<br />
# GuD-Konvoi<br />
poly 332 9 351 9 353 11 353 39 351 41 332 41 330 39 330 11 [[#XXX|Gasturbine A]]<br />
poly 291 9 310 9 312 11 312 39 310 41 291 41 289 39 289 11 [[#XXX|Gasturbine B]]<br />
poly 253 42 278 42 280 44 280 116 278 118 253 118 251 116 251 44 [[#XXX|Dampfturbinenhalle]]<br />
# E.ON STKW-Konvoi<br />
poly 495 5 500 5 503 7 505 10 505 15 503 18 500 20 495 20 492 18 490 15 489 10 492 7 [[#XXX|Rauchgasschornstein]]<br />
poly 484 26 511 26 511 34 542 34 542 103 453 103 453 35 484 35 [[#XXX|Rauchgasreinigung/Behandlung]]<br />
poly 470 120 525 120 525 148 470 148 [[#XXX|Gebäude für Rauchgaswärmetauscher]]<br />
poly 470 148 525 148 525 200 470 200 [[#XXX|Kesselhaus]]<br />
poly 459 148 470 148 470 157 459 157 458 154 460 150 [[#XXX|Treppenhaus]]<br />
poly 516 200 525 200 525 209 516 209 [[#XXX|Treppenhaus]]<br />
poly 525 148 525 200 542 201 545 197 547 183 547 166 545 151 542 148 [[#XXX|Kohlebunker]]<br />
poly 447 200 516 200 516 279 514 281 506 282 487 282 479 281 477 279 477 267 449 267 447 265 [[#XXX|Turbinenhalle]]<br />
poly 516 209 553 209 555 211 556 217 556 228 555 234 553 236 516 236 [[#XXX|Schaltwartengebäude]]<br />
# Enercon E-126<br />
poly 700 55 697 61 697 66 701 75 704 75 708 66 708 61 705 55 [[#XXX|Maschinenhaus]]<br />
poly 640 62 697 62 698 58 707 58 708 62 765 62 729 61 708 58 697 58 676 61 [[#XXX|Rotoren]]<br />
poly 695 70 700 75 705 75 710 70 710 65 705 60 700 60 695 65 [[#XXX|Turm]]<br />
poly 640 74 654 107 663 116 696 130 709 130 742 116 751 107 765 74 765 64 751 28 742 19 709 5 696 5 663 19 654 28 640 61 [[#XXX|Rotorfläche]]<br />
desc top-left<br />
</imagemap><br />
<br />
=== Hersteller ===<br />
[[Datei:Mitsubishi Heavy Industries Yokohama Building -01.jpg|miniatur|Sitz von MHI in Yokohama. Hier befinden sich die Hauptproduktionshallen für die Reaktorkomponentenfertigung]]<br />
[[File:RIAN archive 450313 Treatment of reactor tank.jpg|thumb|right|Fertigung eines [[WWER-1000]] Reaktordruckbehälters bei Atommasch]] <br />
International existieren 14&nbsp;Unternehmen die Kernkraftwerke errichten und Dampferzeugersysteme (''engl. Nuclear Steam Supply System, NSSS'') herstellen. Von diesen Unternehmen exportieren 11 ihre Kernkraftwerkstechnik in andere Länder, und nehmen in der Regel auch an internationalen Ausschreibungen teil. Dies sind:<br />
* Asien<br />
** [[Datei:Flag of the People's Republic of China.svg|rand|20px|verweis=]] China National Nuclear Corporation<br />
** [[Datei:Flag of South Korea.svg|rand|20px|verweis=]] Doosan Heavy Industries<br />
** [[Datei:Flag of Japan.svg|rand|20px|verweis=]] Hitachi<br />
** [[Datei:Flag of Japan.svg|rand|20px|verweis=]] Mitsubishi Heavy Industries (MHI)<br />
** [[Datei:Flag of Japan.svg|rand|20px||verweis=]] Toshiba<br />
* Europa<br />
** [[Datei:Flag of France.svg|rand|20px|verweis=]] Areva<br />
** [[Datei:Flag of Russia.svg|rand|20px|verweis=]] Rosatom, im Ausland als Atomstroiexport<br />
** [[Datei:Flag of the Czech Republic.svg|rand|20px|verweis=]] Škoda Jaderné Strojírenství (Škoda JS)<ref>Škoda JS war jahrelang ein Zulieferer von Atomenergoexport (UdSSR), koppelte sich jedoch vom Konzern nach dem Zerfall der Sowjetunion ab und kooperierte mit Westinghouse. Zwar hat die Firma bisher kein Kernkraftwerk außerhalb der tschechischen Republik errichtet, bewarb sich aber zusammen mit Westinghouse um das [[Kernkraftwerk Belene]], weshalb Exportinteresse vorhanden zu sein scheint, auch hinsichtlich der Teilhabe am MIR-Konsortium.</ref><br />
* Nordamerika<br />
** [[Datei:Flag of Canada.svg|rand|20px|verweis=]] Atomic Energy of Canada Limited<br />
** [[Datei:Flag of the United States.svg|rand|20px|verweis=]] General Electric<br />
** [[Datei:Flag of the United States.svg|rand|20px|verweis=]] Westinghouse<br />
<br />
Die verbleibenden zwei Unternehmen exportieren ihre Kernkraftwerkstechnik nicht, sondern errichten diese nur im eigenen Land. Dies sind:<br />
* Asien<br />
** [[Datei:Flag of the People's Republic of China.svg|rand|20px|verweis=]] Dongfang Electric Corporation<br />
** [[Datei:Flag of India.svg|rand|20px|verweis=]] Nuclear Power Corporation of India<ref>Das Land besitzt zwar mit dem [[IPHWR-220]] einen für den Export gedachten Reaktor, bietet den jedoch bisher nicht an.</ref> <br />
<br />
Neben den Hauptunternehmen haben mehrere Kernkraftwerksbauer diverse Gemeinschaftsunternehmen gegründet, in denen diese gemeinsam operieren. Beispiele sind die Konsortien [[MIR.1200]] (Škoda JS und Atomstroiexport) oder [[ATMEA1]] (Areva und MHI). Einige Unternehmen arbeiten auch mit den gleichen Lizenzen. Durch die Entwicklung der Reaktortechnik sind einige Unternehmen mit ihren ehemaligen Lizenzgebern eng in Verbindung geblieben und vermarkten gemeinsam ihre Reaktortechnik. Beispiele sind Westinghouse und Mitsubishi Heavy Industries, General Electric und Hitachi sowie Atomstroiexport und Škoda Jaderné Strojírenství.<br />
<br />
=== Bau ===<br />
<br />
Der Bau eines Kernkraftwerks erfordert einen hohen Planungsaufwand, und Unterkünfte für etwa 2000&nbsp;Personen in der Nähe der Baustelle pro Reaktorblock. Zusätzlich benötigt die Baustelle und später das KKW eine entsprechende Standortanbindung über vorläufige und neue Straßenwege und die volle Ausstattung mit sanitären Einrichtungen sowie eine Wasser- und Stromanbindung an bestehende Netze. Gleichzeitig wird zum Bau der Zugang zu einem Betonwerk benötigt. Für den späteren Betrieb werden auch eine Werksfeuerwehr sowie Verwaltungs- und Werkstattgebäude errichtet werden müssen. Die Errichtung eines Kernkraftwerks erfolgt normalerweise mit einem Baumanager und ein bis zwei Ingenieurs- sowie Hoch- und Tiefunternehmen. Diese ersten Maßnahmen müssen alle vor dem Bau der Fundamentbette (''engl. first concrete'') vorhanden sein.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
==== Organisation und Erschließung ====<br />
[[Datei:Construction Site Novovoronezh NPP II 2007.jpg|miniatur|Erschließung des Standortes [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II|Nowoworonesch&nbsp;II]] im September 2007]]<br />
Normalerweise wird mit der Erschließung rund drei bis sechs Jahre vor der geplanten Ladung des ersten Brennstoffs begonnen. Um den Zeitplan einzuhalten wird normalerweise noch während der Ausschreibung für den Reaktor mit den Standortarbeiten begonnen.<br />
<br />
Die Überwachung der Arbeiten übernehmen normalerweise rund fünf Personen des Bauherren, sprich meist des späteren Betreibers. Dieser Überwacht neben der Qualität der Arbeiten auch die Anforderungen des Personals. Sofern das Personal nicht erfahren genug in seinem Fach ist, darf es nicht am Bau des Kernkraftwerks teilnehmen. Das Unternehmen selbst ist zudem für die Organisation auf der Baustelle verantwortlich. Genauer gesagt muss das Unternehmen neben der Ansiedlung der Arbeits- und Wohnstätten der einzelnen Subunternehmen die Positionierung dieser Werksflächen organisieren. Das muss so erfolgen, dass dabei andere Unternehmen nicht bei ihrer Arbeit gestört werden und die Arbeiten selbst ungestört voran gehen. Erfahrungen haben jedoch gezeigt, dass die Abgabe dieser Organisation an den Hauptvertragspartner, sprich den Nuklearkonzern der das Werk baut, eine bessere und straffere Organisation ermöglicht als wenn es der zukünftige Betreiber organisieren würde.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
Die Erschließung und Standortvorarbeiten beginnen mit dem Bau erster neuer Lieferwege zum Kernkraftwerk, in einigen Fällen auch eine Anbindung an das nächste Schienennetz, das sich für die Anlieferung von Großkomponenten am besten eignet, ebenso wie kleine Häfen. Die Erdarbeiten beginnen mit den ersten Tiefbauarbeiten wie dem Aushub der Fundamente und die Planierung der Lagerflächen, die nach IAEA-Empfehlung zum Schutz mit Sicherheitszäunen umzäunt werden sollten, ebenso das Werksgelände selbst. Sollte das Gelände gegen Überflutungen zu niedrig liegen muss das Gelände vorher entsprechend aufgeschüttet und verdichtet werden. Wichtig ist die Errichtung von vorläufigen Lagerstätten für wetterempfindliche Komponenten. Zur Koordination wird meist eine Kommunikationszentrale eingerichtet. Neben der Einrichtung anderer Infrastrukturen wie Wasser, Strom, Druckluft und der Verwaltung sind neben der Feuerwache auch ein ärztliches Gebäude vonnöten sowie Parkflächen und Schlafunterkünfte für die Arbeiter. Wichtig, jedoch nicht zwangsweise benötigt, ist der Bau von standortnahen Werkstätten auf oder am Gelände um die Fertigung von Komponenten vor Ort vornehmen zu können. Zu den Vorarbeiten selbst zählt noch das Legen des Spezialfundaments.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
Dieses ist standortabhängig, und bei festen Böden im Prinzip wie folgt aufgebaut: Nach Abtragung des weichen, oberflächennahen Bodens kommt der Felssockel zum Vorschein, auf dem die Anlage errichtet werden soll. Diese Fläche wird soweit wie möglich und nötig planiert. Schwachstellen werden mit Ankern und Spritzbeton befestigt. Anschließend wird der Grund mit einer Schicht aus Zementmörtel-/beton mit Kunststoffzusatz (Polymer-Cement-Concrete, PCC) und darüber Mörtel aus Zement und Sand planiert. Dann folgen zwei Schichten aus Styrol-Butadien-Styrol-Schweißbahnen (SBS) zur Abdichtung gegen Grundwasser. Zuletzt wird eine Schicht aus Zement, Sand und Mörtel darüber aufgetragen, und die Bewehrung zum Guss des eigentlichen Betonfundamentes darauf gelegt, auf dem dann der nukleare Anlagenteil entkoppelt errichtet werden kann. Die vertikalen Ränder der Baugrube werden auf dieselbe Weise gebaut.<ref name="iaea">[http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1526_Web.pdf IAEA: ''Construction Technologies for Nuclear Power Plants'', 2011]</ref><br />
<br />
Liegt das Kernkraftwerk in einer Küstenregion, muss noch eine Drainage angelegt werden, um den Grundwasserspiegel zu senken.<ref name="iaea"/> Bei exotischen Bauplätzen, wo ein Nachgeben des Untergrundes befürchtet werden muss, wird die Anlage auf Stahlbetonplatten errichtet, um die Flächenlast für den Boden zu senken. Das Fundament des [[Kernkraftwerk Bilibino|Kernkraftwerks Bilibino]] am Polarkreis besteht zum Beispiel aus monolithischen Stahlbetonplatten. Vor dem Absetzen der Platten auf dem Baugrund wurde dieser aufgetaut.<ref>Consultants Bureau Enterprises,: ''Soviet atomic energy, Band 35''. In: Band 2 von Soviet research in geophysics in English translation. Consultants Bureau, 1973. Seite 978, 979.</ref> Beim KKW [[Neckarwestheim]] trat ein ähnlicher Fall auf: Die unter dem Werk liegenden Gipsschichten neigten dazu Wasser aufzunehmen und aufzuquellen, was in der Folge zur Auslaugung dieser Schichten führen, und dadurch ein Hohlraum entstehen könnte. Deshalb wurde vorsorglich beim Bau unter dem zweiten Block eine acht Meter dicke Pufferschicht aus Beton errichtet.<ref>Der Spiegel: ''Löchrig wie Käse'', 24. Oktober 1988. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13531703.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69zDE9JXv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== Errichtung ====<br />
[[File:Nuclear Power Plant Lungmen.jpg|miniatur|Bau des [[Kernkraftwerk Lungmen|Kernkraftwerks Lungmen]] (ABWR) in Taiwan]]<br />
Mit der Errichtung der ersten Gebäudestrukturen des Reaktorblocks wird mit dem eigentlichen Bau des Kernkraftwerks begonnen. Neben dem Bau des Hauptgebäudes werden die unterirdischen Versorgungssysteme des Blocks mit den einzelnen Nebengebäuden vernetzt. Für diese Arbeitsperiode werden rund 1000 bis 1200&nbsp;Arbeiter benötigt. Wichtig ist der Einsatz moderner Bauverfahren, da so weniger qualifiziertes Personal benötigt wird.<ref name="ISBN_9789201052070"/> <br />
<br />
Da die Personal- und Kapitalkosten einen großen Einfluss auf die Kosten eines Kernkraftwerkes haben, ist es sinnvoll die Bauzeit möglichst kurz zu halten. Bei manchen modernen Anlagen kommen deshalb Schnellbautechniken zum Einsatz. Bekanntestes Beispiel hierfür ist der [[ABWR]], wo die modulare Bauweise am konsequentesten umgesetzt wurde. Die Anlage ist dabei in Module unterteilt, welche auf der Baustelle annähernd gleichzeitig gefertigt, und dann mit einem Kran in Position gehoben werden. Dies umfasst zum Beispiel den Boden des Containments samt Kernfänger (460 t), drumherum werden Ausrüstungsmodule gestellt (à 250 t), darauf das Containmentlinermodul (170 t) gesetzt, usw.<ref name="abwr">[http://www.reak.bme.hu/MTAEB/files/konferencia_20070308/tpresent/Hitachi_Design+Features+of+ABWR.pdf HITACHI: ''Design Features, Construction and Operating Experiences of ABWR'', 2007]</ref> Um Räume schneller zu bauen und auszurüsten werden beim [[OPR-1000]] und [[ATMEA1]] auch Stahlverschalungen eingesetzt, welche konventionelle Holzverschalungen ersetzen und im Beton eingegossen werden. Für vertikale Wände wird zum Beispiel eine vorgefertigte Verschalung, welche aus zwei Stahlplatten mit Abstandhaltern (Bewehrung) besteht, mit Beton vollgegossen und ausgehärtet. Horizontale Flächen werden mit Stahlträgern überbrückt, und Stahlblechplatten mit Sicken dazwischen gelegt. Anschließend wird die Bewehrung darauf gelegt und der Beton gegossen.<ref name="iaea"/> Dadurch kann auf eine Abstützung der Verschalung in den unteren Räumen verzichtet werden, so dass diese während des Baus bereits von oben mit Modulen ausgerüstet werden können. Die Gebäude können so eine sehr hohe Packungsdichte erreichen.<ref>[http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Dec-12-16-WS-Paris/3.03-K.TANAKA-ATMEA.pdf ATMEA: ''Construction Technology in ATMEA1'', 2011]</ref> Durch diese Summe an Maßnahmen kann die Bauzeit erheblich verkürzt werden. Beim ABWR vergehen vom ersten Beton bis zur ersten Beladung nur 37-43 Monate.<ref name="abwr"/> <br />
<br />
Bei vergangenen Kernkraftwerksprojekten konnten dadurch große Einsparungen bei den Personalkosten vorgenommen werden. Nach der Fertigstellung der ersten Gebäude und Räume kann mit der Installation weiterer Komponenten begonnen werden, sofern für diese eine Fertigungsdokumentation existiert, und diese durch eine am Standort vorgenommene Prüfung freigegeben wurden. Etwaige Nachbesserungen könnten jedoch zu Verzögerungen beim Bau des Werkes führen. Je nach Schwere des Fehlers kann dieser am Standort oder nur beim Lieferanten repariert werden. Da einige Komponenten von Unternehmen gefertigt werden, die nicht mit den Standarts der Nuklearindustrie vertraut sind, muss hier besonders auf die Qualität geachtet werden.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
==== Inbetriebnahme ====<br />
[[Datei:BalNPP his1.jpg|thumb|right|Inbetriebnahme des vierten Blocks des Kernkraftwerks [[Balakowo]]]]<br />
Die Inbetriebnahme eines Kernkraftwerks beginnt mit der Inbetriebnahme der ersten elektrischen Systeme, sodass der Block erstmals extern mit Elektrizität versorgt wird. Weiter wird jede Komponente nach der Installation vor der Inbetriebnahme von einer etwa 150 bis 250&nbsp;Personen starken Gruppe, die speziell für die Wartung und Inbetriebnahme des Equipments trainiert wurde begutachtet, und anschließend zum passenden Zeitpunkt in Betrieb genommen. Die Inbetriebnahmephase erstreckt sich über die Bauphase hinaus. Besonders bei den Primärsystemen müssen vorher Funktionstests wie der Warmprobebetrieb vorgenommen werden, um die Funktionalität zu testen sowie Einstellungen für den realen Betrieb zu schaffen. Die eigentliche Inbetriebnahme eines Kernkraftwerksblocks geschieht erst ab der physikalischen Inbetriebnahme des Blocks, sprich sobald die ersten Brennelemente geladen wurden und erstmals bei kleinster kontrollierbarer Leistung Kernenergie produziert wird. Ab diesem Schritt redet man von der Turnover-Phase (kurz ''T/O''), die normalerweise mit dem bereits vorher geschulten Betriebspersonal des Betreibers vorgenommen wird. In diesem Teil werden die Reaktorsysteme unter regulären Bedingungen erprobt sowie der Block an die Betriebsgrenzen gefahren um das richtige Verhalten aller Anlagenteile und Sicherheitseinrichtungen sicherzustellen.<ref name="ISBN_9789201052070"/> Das am [[Kernkraftwerk Emsland]] vorgenommene Programm im Versuchsbetrieb umfasste beispielsweise folgende Störfälle:<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 34''. Handelsblatt GmbH, 1989.</ref><br />
* Reaktorschnellabschaltung<br />
* Abschaltung einer Hauptkühlmittelpumpe<br />
* Turbinenschnellschluss<br />
* Lastabwurf auf Eigenbedarf<br />
* Abschaltung einer Hauptspeisewasserpumpe<br />
* Ausfall aller Hauptspeisewasserpumpen<br />
* Ausfall einer Hauptkühlmittelpumpe<br />
* Notstromfall<br />
* Simulation eines Dampferzeugerheizrohrbruchs<br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
[[Datei:BalakovoNPP CR.jpg|miniatur|Personal im Kontrollraum einer der Blöcke im Kernkraftwerk Balakowo]]<br />
Mit der ersten Synchronisation des Generators mit dem Stromnetz und die anschließende Zuschaltung an das Elektrizitätsnetz wird der eigentliche Blockbetrieb aufgenommen und das Kernkraftwerk speist erstmals regulär Elektrizität in das Netz. Da dies innerhalb des Versuchsbetriebs geschieht kann es möglicherweise zu Ausfällen kommen, sodass die Kraftwerksleistung noch nicht in einem geplanten Produktionsrahmen eingespeist werden kann. Erst mit der Übergabe des Blocks an den Betreiber, meist nach Abschluss aller Versuchsprogramme und nachdem der Block erstmals unter Volllast läuft, geht das Kernkraftwerk in den regulären Betrieb über. Abseits davon kann es länderspezifisch sein, dass erst mit einer behördlichen Genehmigung der Block auch entsprechend {{Akronym|kommerziell|Das Wort bezieht sich nicht auf den wirtschaftlichen Aspekt sondern auf die reguläre Nutzung, da Kernkraftwerke auch aus politischen Gründen errichtet, sowie Demonstrationsanlagen unter marktwirtschaftlichen Aspekten getestet werden}} genutzt wird.<br />
<br />
Die Steuerung eines Kernkraftwerks wird normalerweise von einer zentralen Blockschaltwarte aus geregelt. Über die Jahre hinweg hat sich der Aufbau und die Ausstattung erheblich geändert, was sich auch im Personalaufwand wiederfinden lässt. Die ersten Schaltwarten der Reaktoren früherer Generationen waren eher mit analoger Technik ausgestattet; mit herkömmlichen Schaltern, einfachen Schaltpanelen und Konsolendisplays mit verschiedenen Indikatoren, ohne digitale Unterstützung. Dementsprechend waren die Schaltwarten weitaus größer. Beispielhaft hierfür sind die unaufgerüsteten Schaltwarten des [[RBMK-1000]]. Bis in die 1980er Jahre wurde dieser Aufbau auch beibehalten. Nicht sehr selten war es auch der Fall, dass für Doppelblockanlagen die Schaltwarten in einem Raum zusammengelegt wurden, was später allerdings nicht mehr gemacht wurde da mehr auf den Bau von Monoblockeinheiten gesetzt wurde, als zwei unterschiedliche Blöcke miteinander zu verbinden.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Construction Technologies for Nuclear Power Plants''. International Atomic Energy Agency, 2011. ISBN 9789201195104. Seite 108, 109. [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1526_Web.pdf Abgerufen] am 07.09.2012. ([http://www.webcitation.org/6AUp66V4V Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bei einem RBMK sind zum Beispiel mindestens drei Operatoren nötig um den Betrieb zu regeln: der Reaktorbetriebsingenieur (ведущий инженер управления реактором, kurz ВИУР, WIUR), der Blockbetriebsingenieur (ведущий инженер управления блоком, kurz ВИУБ, WIUB) und der Turbinenbetriebsingenieur (ведущий инженер управления турбиной, kurz ВИУТ, WIUT). Zusätzlich kommt noch der Schichtleiter und der Blockingenieur dazu, die über das Personal die Oberaufsicht haben. Bei moderneren Reaktoren wie beispielsweise dem französischen [[Nouveau 4]] mit vollständig digitalisierter Schaltwarte und verbesserter Mensch-Maschine-Schnittstelle sind nur noch zwei Operatoren nötig, die einer weiteren Person als Schichtleiter unterstellt sind.<ref>Daniel Tasset, u.a.: ''The Impact on Safety of Computerized Control Room in Nuclear Power Plants: The French Experience on Human Factors with N4 Series''. 01.07.2000. Seite 2. [http://pro.sagepub.com/content/44/22/815.full.pdf Abgerufen] am 07.09.2012. ([http://www.webcitation.org/6AUqPQvcz Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== Stromerzeugung ====<br />
[[Datei:BalakovoNPP bv cut.jpg|thumb|right|Das [[Kernkraftwerk Balakowo]] speist neben Elektrizität auch Prozess- und Fernwärme für die Industrien und Wohnsiedlungen der Stadt Balakowo aus]]<br />
Durch die niedrigen Stromgestehungskosten werden Kernkraftwerke (KKW) in der Regel im Grundlastbereich eingesetzt. Zusammen mit Braunkohle- und Wasserkraftwerken sollen diese Anlagen dauerhaft mit Volllast laufen, um möglichst viel des preiswerten Stroms ins Netz zu speisen. Die Regelleistung wird dabei von anderen Kraftwerken mit höheren Produktionskosten zur Verfügung gestellt. In manchen Ländern ist der Anteil des umweltfreundlichen Atomstroms jedoch so hoch, das Kernkraftwerke auch im Mittellastbereich eingesetzt werden. Da in ein elektrisches Verteilernetz nur soviel elektrische Energie eingespeist werden darf wie gerade von den Verbrauchern benötigt wird, wird die Schwungreserve des Turbosatzes zur Regelung kleiner Schwankungen verwendet. Dabei können etwa 10% der Nennleistung pro Minute (10%/min) geändert werden. <br />
<br />
Die Leistungsänderung erfolgt in einem technisch bestimmten Leistungsspektrum, nämlich zwischen der minimalen und technisch sinnvollen im Normalbetrieb fahrbaren Leistung, und der maximalen Nennleistung<br />
des Kraftwerks. Für Kernkraftwerke ergibt sich so ein regelbarer Leistungsbereich von 45% bis 100% der Gesamtleistung. Dabei gilt: Je langsamer abgefahren wird, desto größer die mögliche Leistungsreduzierung<br />
in einer bestimmten Zeit. So können bei 5%/min etwa 45-55% der Nennleistung überbrückt werden, zum Beispiel von 50% auf 100% Kraftwerksleistung. Bei 10%/min können nur etwa 20% der Nennleistung überbrückt werden, zum Beispiel von 70% auf 90%.<ref>[http://www.alt.fh-aachen.de/downloads/Vorlesung%20EV/Hilfsb%2060%20Regelleistungsbereiche%20Lastgradienten%20Kraftwerke.pdf FH Aachen: ''Zulässige Lastgradienten von Großkraftwerken'', Elektrische Energietechnik Energiewirtschaft]</ref> Die genauen Parameter sind kraftwerksspezifisch und von Anlage zu Anlage verschieden.<br />
<br />
==== Kraft-Wärme-Kopplung ====<br />
[[File:Luftbild THTR-300.jpg|thumb|right|Hochtemperaturreaktor THTR-300. Die Reaktortechnik sollte auch zur Kohleverflüssigung verwendet werden.]]<br />
Kernkraftwerke können neben Elektrizität auch thermische Energie in Form von [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] oder Prozessdampf ausspeisen (Kraft-Wärme-Kopplung).<ref name="ISBN_920115402X">International Atomic Energy Agency: ''Market Potential for Non-electric Applications of Nuclear Energy''. In: Technical Reports Series. International Atomic Energy Agency, 2002. ISBN 920115402X. [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TRS410_web.pdf Abgerufen] am 02.02.2012. ([http://www.webcitation.org/659s2Ie6o Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Kernkraftwerke können im Gegensatz zu fossilen Wärmekraftwerken bei gleicher Nennleistung rund zehn Prozent mehr Fern- oder Prozesswärme erzeugen. Bei konventionellen Anlagen werden diese zehn Prozent zusammen mit den Abgasen ungenutzt über den Schornstein in die Umwelt abgeleitet.<ref>Anne E. St. Clair, u.a.: ''Proceedings of the American Nuclear Society Conference on Environmental Aspects of Non-conventional Energy Resources-II: topical meeting, September 26-29, 1978, Denver, Colorado''. The Society, 1978.</ref><br />
<br />
Da nur etwa 18% des weltweiten Primärenergiebedarfs zur Stromerzeugung verwendet werden, und der Rest direkt als Brennstoff für Heizprozesse (55%) und Transport (27%) verwendet wird, ergibt sich hier ein großes Marktpotential. Allerdings ist die Nutzung von Fern- und Prozesswärme je nach Region eingeschränkt. Erfahrungen mit der Erzeugung von nuklearer Fern- und Prozesswärme in Kernkraftwerken gibt es in zentraleuropäischen Ländern wie der Schweiz, Tschechien, Ungarn und der Slowakei sowie in den Staaten der ehemaligen Sowjetunion und Finnland. Einer der Hauptgründe weshalb aus nuklearen Anlagen nur sehr wenig thermische Energie für Heizzwecke oder Warmwasser genutzt wird liegt daran, dass die meisten Fernwärmenetzbetreiber auf fossile Heizwerke setzen, da diese einfacher zu realisieren sind. Die Auskopplung von Wärme erfordert es die Kraftwerke nahe den Abnehmern zu errichten, weshalb die Nuklearsicherheit einen besonders hohen Stellenwert haben muss.<ref name="ISBN_920115402X"/> Kernkraftwerke, welche mehr thermische als elektrische Energie ausspeisen, werden auch als Kernheizkraftwerke (KHKW) bezeichnet.<br />
<br />
==== Wärmeerzeugung ====<br />
Eine Besonderheit stellen Kernheizwerke (KHW) dar. Diese Anlagen weisen konstruktive Ähnlichkeiten mit Kernkraftwerken auf, sollen jedoch ausschließlich Fern- und Prozesswärme erzeugen. Diese Anlagen sind aufgrund einer geringen Leistung und der besseren Regelmöglichkeiten weitaus kostengünstiger in der Wärmeerzeugung als große Kraftwerke.<ref name="ISBN_920115402X"/> Ähnlich wie bei der Kraft-Wärme-Kopplung eignen sich auch hier Mini-Reaktoren, welche als Industriekernkraftwerke oder Industriekernheizwerke verwirklicht werden können. Bei der Wahl von Hochtemperaturreaktoren mit Reaktoraustrittstemperaturen von >750°C läßt sich neben der Kohleverflüssigung auch die Wasserstoffherstellung nach dem Schwefelsäure-Iod-Verfahren realisieren, welche für das Haber-Bosch-Verfahren und andere wichtige chemische Prozesse notwendig ist. Das Konzept wird im Rahmen der [[gif|Generation-IV-Initiative]] verfolgt.<br />
<br />
==== Emissionen ====<br />
Ein Kernkraftwerk emittiert direkt keine umweltschädlichen Gase wie Fluorchlorkohlenwasserstoffe oder Schwefeldioxid, allerdings einen gewissen Anteilen an radioaktiven Stoffen – abseits von den abgebrannten Brennelementen und anderen Feststoffen – die über den Fortluftkamin und den Kühlwasserrücklauf abgegeben werden. Grundsätzlich unterscheidet man zwischen langlebigen und kurzlebigen radioaktiven Emissionen. Während des Reaktorbetriebs entweichen vornehmlich Gase wie {{Akronym|<sup>41</sup>Ar|Argon}} (t<sub>½</sub> 109,34&nbsp;Minuten), {{Akronym|<sup>131</sup>I|Iod}} (t<sub>½</sub> 8,02070&nbsp;Tage), {{Akronym|<sup>133</sup>Xe|Xenon}} (t<sub>½</sub> 5,253&nbsp;Tage) und {{Akronym|<sup>33</sup>S|Schwefel}} (nicht radioaktiv). Die Gase werden in einer Verzögerungsleitung möglichst lange im Kernkraftwerk gehalten, sodass vor dem Freisetzen über den Abluftkamin die Elemente mit kurzen Halbwertszeiten weitestgehend zerfallen sind. Hierdurch wird eine unnötige stärkere Belastung der Umwelt vermieden. Sekundär ist die Höhe des Kamins ausschlaggebend, der durch seine Größe die Zeit verzögert, bis die Isotope auf den Boden gelangen und bis dahin bereits abgeklungen sind. Flüssige Emissionen werden vornehmlich durch {{Akronym|<sup>144</sup>Ce|Cerium}} (t<sub>½</sub> 284,893&nbsp;Tage), {{Akronym|<sup>137</sup>Cs|Cäsium}} (t<sub>½</sub> 30,17&nbsp;Jahre), {{Akronym|<sup>3</sup>H|Tritium}} (t<sub>½</sub> 12,32&nbsp;Jahre) und {{Akronym|<sup>90</sup>Sr|Strontium}} (t<sub>½</sub> 28,78&nbsp;Tage) verursacht. Die meisten Rückstände dieser Art werden gelagert und auf anderem Wege entsorgt. Flüssige Abfälle mit einer überschaubaren, aber noch langen Halbwertszeit werden vornehmlich einige Zeit im Kernkraftwerks selbst gelagert, bevor sie an die Umwelt, meistens in einen Fluss, abgeleitet werden.<ref>A. Hagen: ''Nuclear power, man, and the environment''. In: IAEA Bulletin, Vol. 24, No. 2. [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull242/24204680305.pdf Abgerufen] am 04.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BA3nFsGZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Stilllegung ===<br />
Die Stilllegung von Kernkraftwerken geschieht aus verschiedenen Gründen. Meist sind es technische und wirtschaftliche Gründe, aber auch das Auslaufen einer Betriebslizenz, ein Betriebsunfall oder eine kernenergiefeindliche Politik können hierfür ursächlich sein. Die Stilllegung solcher Industrieanlagen wirkt sich naturgemäß auf das Umfeld aus, hauptsächlich auf die Angestellten des Werkes die dadurch arbeitslos werden, aber auch auf die lokale Wirtschaft und den Staat, welchen Kaufkraft und Steuereinnahmen verloren gehen. Deshalb ist es unabdingbar, dass ein Betreiber bereits vor der Stilllegung Kontakt zur lokalen Verwaltung und den Angestellten aufnimmt um entsprechende Umschulungen vornehmen zu können und eine mögliche Nachnutzung des Geländes vorschlägt.<ref name="ISBN_9789201002105">International Atomic Energy Agency: ''Redevelopmenz and reuse of nuclear facilities and sites: Case historied and lessons learned''. International Atomic Energy Agency, 2011. ISBN 9789201002105. Seite 15 bis 21, 25 bis 29.</ref><br />
<br />
==== Nachnutzung ====<br />
[[Datei:Lubmin Hafen-und-Kernkraftwerk June-2010 SL274190.JPG|miniatur|Der Rücklaufkanal des KKW Greifswald wurde in einen Jachthafen umfunktioniert]]<br />
Normalerweise ist es attraktiv das Gebäude des Kernkraftwerks für andere Zwecke zu nutzen, oder ein neues Kernkraftwerk am Standort zu errichten. Die letzte Option ein neues Kernkraftwerk zu errichten ist die am häufigsten gewählte Möglichkeit, da dadurch die sozioökonomischen Folgen verringert werden und die gesamte Infrastruktur des vorherigen Werkes, wie beispielsweise Fahrweg- und Netzanbindung, Kühlwasserkapazitäten und Personen übernommen werden können. Die zweite Möglichkeit ist die Nutzung des Gebäudes für andere nukleare Zwecke, welches jedoch durch den Fortschritt oftmals nicht dem heutigen Stand der Technik entspricht. Daneben wurden Kernkraftwerke selbst oder ihre Standorte unter anderem zu Museen, Gas- oder Kohlekraftwerken, Abfalllager, Kulturobjekten und Technologieparks umgebaut. Beispiele für Umbauten sind:<ref name="ISBN_9789201002105"/><br />
<br />
* '''Kernkraftwerk Fort St. Vrain''': Im Jahr 1996 wurde der Block zu einem Gaskraftwerk mit 130&nbsp;MW Leistung umgebaut.<br />
* '''Kernkraftwerk Maine Yankee''': Auf dem Gelände wurde ein Lager für abgebrannte Brennelemente errichtet. Weiter plante das Twin River Energy Center den Bau eine Vergasungsanlage für Diesel.<br />
* '''Kernkraftwerk Hinkley Point&nbsp;A''': Die Turbinenhalle des Werkes wurde zu einer Simulationsanlage für den Rückbau von Magnox-Reaktoren umfunktioniert und öffnete im November 2007.<br />
* '''Kernkraftwerk Greifswald''': Da nur fünf der acht Reaktoren zurückgebaut werden müssen, konnten die Anlagenteile und Freiflächen für andere Zwecke zur Verfügung gestellt werden, beispielsweise für industrielle Zwecke als Fabrik oder als Abfalllager.<br />
<br />
==== Rückbau ====<br />
Der Rückbau von Kernkraftwerken stellt hinsichtlich der Entsorgung radioaktiver Stoffe eine Herausforderung dar. Kostentechnisch wird normalerweise der Betreiber eines Kernkraftwerks verpflichtet die Anlage auch zurück zu bauen. Die Kosten des Abrisses selbst können in der Regel durch den vorherigen Betrieb der Anlage vollständig gedeckt werden. Bei Herstellung der ursprünglichen Landschaftsgegebenheiten könnten sich diese Kosten jedoch erhöhen.<ref name="ISBN_9789201002105"/> Bei einem vollständigen Rückbau kann es auch zu Komplikationen kommen die das anschließende Gelände, auch als ''grüne Wiese'' bezeichnet, unbenutzbar machen kann. Dies geschah beispielweise beim Rückbau des Reaktors Vandellòs-1, in dem ein großer Teil des Gebäudes aufgrund der Demontage des Graphits kontaminiert wurde. Allerdings ist die Weiternutzung eines unbebauten Grundes für einen KKW-Neubau rechtlich weitaus einfacher, da der Standort bereits für ein Kernkraftwerk lizenziert wurde und nicht neu genehmigt werden muss.<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
=== Allgemein ===<br />
Volkswirtschaftlich ist es sinnvoll möglichst preiswert Strom zu produzieren um die Kaufkraft und damit den Wohlstand der Menschen zu erhöhen, oder um dem Strompreis eine höhere Steuerlast aufbürden zu können, ohne eine gesellschaftliche Verarmung herbeizuführen. So ist es durchaus denkbar, dass ein Land wie Deutschland 100% seines Strombedarfs aus Wasserkraft decken kann, wenn an jedem Strom, jedem Fluss und jedem Dorfbach eine Staustufe errichtet wird, und die Verbraucher bereit sind mehr als € 40&nbsp;ct/kWh zu bezahlen. Als Nebeneffekt dürften die Kosten für ein Umweltverträglichkeitsgutachten bei flussnahen Bauprojekten langfristig sinken, da die Süßwasserfische in den Flüssen durch die Turbinen geschreddert werden, und damit ein Objekt der Fürsorge entfällt.<br />
[[File:Geisberg Süd.jpg|thumb|right|Schnelleres Reisen mit Hoch- <br/>geschwindigkeitszügen verbraucht mehr Wattstunden pro Kilometer]]<br />
Bei der Betrachtung der globalen Strompreisentwicklung (oder allgemeiner: Energiepreisentwicklung) läßt sich folgender Trend feststellen: Die Energiepreise sinken seit Jahrhunderten. Um den Preis für eine Stunde Leselicht bezahlen zu können, muss ein durchschnittlich verdienender Brite heutzutage etwa eine halbe Sekunde arbeiten. 1950 wären dafür acht Sekunden Arbeit vonnöten gewesen, 1880 fünfzehn Minuten und um 1800 hätte ein Arbeiter sechs Stunden seiner Zeit investieren müssen, um sich eine Kerze zu leisten, die eine Stunde gebrannt hätte.<ref>[http://www.youtube.com/watch?v=OLHh9E5ilZ4 Youtube: ''Matt Ridley: When ideas have sex'', Vortrag bei TEDGlobal 2010]</ref> Auch für Deutschland kommt eine Studie der Hochschule Rottenburg zum dem Schluss, dass die inflationsbereinigten Strompreise bis 1972 kontinuierlich gefallen sind. Ab 1973 bis 1982 ist der Strompreis etwa gleich stark gestiegen wie die Bruttomonatsverdienste, und im Zeitraum von 1983 bis 2000 sind die Strompreise deutlich langsamer gewachsen als die Bruttomonatsverdienste. Erst im Jahr 2000 gab es durch die ökoreligiöse „Energiewende“, die im Text aber nicht explizit dafür verantwortlich gemacht wird, eine Trendumkehr zu inflations- bzw kaufkraftbereinigt steigenden Preisen.<ref>[http://www.lukas-emele.de/cms/wp-content/uploads/2009/05/Projekt1.pdf Lukas Emele Dipl.-Ing. (FH): ''Entwicklung der Strompreise im Verhältnis zur Kaufkraft und Abhängigkeit der Strompreise von den Primärenergiekosten im Untersuchungszeitraum 1950 bis heute'', Projektarbeit der Hochschule für Forstwirtschaft Rottenburg in Zusammenarbeit mit dem Wirtschaftsarchiv Baden-Württemberg]</ref> Außerhalb der Ökorepublik Deutschland ist dieser globale Trend bis heute ungebrochen. Das Department of Energy geht in seinem ''Annual Energy Outlook 2012'' für die USA von weiter inflations- bzw kaufkraftbereinigt sinkenden Strom- und Energiepreisen bis 2035 aus.<ref>[http://www.eia.gov/forecasts/aeo/pdf/0383%282012%29.pdf Annual Energy Outlook 2012. (S.71 Fig. 62/63 und S.89 Fig. 98)]</ref><br />
<br />
Eine Politik die sich an globalen Trends orientiert muss deshalb das langfristige Sinken des inflations- bzw kaufkraftbereinigten Strompreises herbeiführen, um im globalen Wettbewerb mithalten zu können und die Lebensqualität der Menschen zu steigern. Kernkraftwerke bieten sich hierzu besonders an, da diese noch junge Technologie mit geringer Abhängigkeit von externen Faktoren (Brennstoffkosten, Wetter, Standort) das größte Zukunftspotential besitzt. Wie teuer ein Kernkraftwerk Elektrizität erzeugt hängt von drei Variablen ab: Den Kapital- und Investitionskosten (60&nbsp;%), den Betriebs- und Wartungskosten (20&nbsp;%) sowie den Brennstoffkosten (20&nbsp;%).<ref name="ISBN_9789201052070"/> Die Kernenergiebranche ist auch weiterhin die Einzige, welche die Kosten der Entsorgung auf den Stompreis umlegt. Damit wird die Zwischen- und [[Endlagerung]] radioaktiver Abfälle, der Rückbau des Kraftwerks und in manchen Ländern auch die Wiederaufarbeitung finanziert. Meistens werden die Aufwendungen hierfür den Brennstoffkosten oder Betriebskosten zugerechnet. Die exakten Erzeugungskosten eines Reaktors hängen von der Größe des Werkes ab, der Standzeit des Blocks sowie der langfristigen Planung für weitere Anlagen, da Kraftwerkshersteller ihre Entwicklungskosten auf das Endprodukt umlegen. Ein weiterer Einfluss ist die Lage vor Ort, da sich die Erzeugungskosten eines Kernkraftwerks standort- und länderspezifisch durch politische oder aufsichtsrechtliche Verfahren verändern können. In der Vergangenheit haben sich Kernkraftwerke, wie bereits oben erwähnt, als finanziell stabile und auf dem freien Markt etablierte Stromerzeuger erwiesen.<ref name="ISBN_9789201052070"/><br />
<br />
=== Kostenstrukturen beim Bau ===<br />
[[File:Superphénix.jpg|thumb|right|Das [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] war als natriumgekühlter Reaktor konzipiert]] <br />
[[File:BN-800 construction.jpg|thumb|right|Bau des BN-800 im [[Kernkraftwerk Belojarsk]]]]<br />
[[File:EBRII 1.jpg|thumb|right|EBR-II mit Zellkühlern]]<br />
Die Kostenstrukturen beim Bau eines durchschnittlichen natriumgekühlten Reaktors wurden im Jahr 1994 vom Department of Energy (DOE) zusammengefasst, und werden in nachfolgender Baumstruktur dargestellt. Da Energieversorgungsunternehmen nur über beschränkte Mengen an Eigenkapital verfügen, muss zur Errichtung eines teuren Kraftwerkes ein Darlehen aufgenommen werden. Die im Baum aufgeführten „Overnight cost“ bezeichnen den Preis der Anlage ohne die Zinskosten für geliehendes Fremdkapital. Im Gegensatz zu den verbreiteten Leichtwasserreaktoren sind sogenannte „[[Brutreaktor|Schnelle Brüter]]“ komplexer und teurer zu fertigen. Die Kostenstrukturen sind jedoch ähnlich, mit einer starken Gewichtung des nuklearen Anlagenteils.<ref name="MIT">[http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-39-integration-of-reactor-design-operations-and-safety-fall-2006/lecture-notes/lec18_nt.pdf Professor Neil Todreas: ''Nuclear Energy Systems Economic Evaluations: Capital Cost Operations & Maintenance Cost'', MIT OpenCourseWare]</ref> Die „Indirekten Kosten“ sind hauptsächlich Personalkosten, und liegen in der Regel bei etwa 20%.<ref name="wna">[http://www.world-nuclear.org/reference/pdf/economics.pdf WNA: ''The New Economics of Nuclear Power'']</ref><br />
<br />
* Overnight cost (84%)<br />
** Der Bau selbst (72%)<br />
*** Davon nuklearer Anlagenteil (51%)<br />
**** Direkte Kosten (36%)<br />
***** Grundstückskosten (bedeutungslos)<br />
***** Gebäudestrukturen (7,1%)<br />
***** Nukleare Systeme (27%)<br />
****** Nuklearer Kreislauf, nicht vollständig aufgelistet (25%)<br />
******* Reaktordruckbehälter (1,7%)<br />
******* Wärmetransport in den Kreisläufen (11,4%)<br />
******** Primärkreislauf (3,1%)<br />
******** Zwischenkreislauf (3,2%)<br />
******** Dampferzeuger (5,1%)<br />
******* Sonstige Ausrüstung (3%)<br />
******** Schutzgasatmosphäre (0,099%)<br />
******** Natriumspeicher, -ablass und -einlass (0,11%)<br />
******** Natriumreinigung (0,43%)<br />
******** Na-Leckortung (0,17%)<br />
******** Wartungsausrüstung (1,7%)<br />
******** Überwachungssystem für Verunreinigungen (0,42%)<br />
******* Steuerungstechnik (1,4%)<br />
****** Restlicher Wärmetransport (2%)<br />
***** Turbinen/Pumpen (0,09%)<br />
***** Elektrische Ausrüstung (1,3%)<br />
***** Sonstige Ausrüstung (0,8%)<br />
**** Indirekte Kosten (15%)<br />
*** Nicht-nuklearer Anlagenteil (21%)<br />
**** Direkte Kosten (13%)<br />
***** Grundstückskosten (0,6%)<br />
***** Gebäudestrukturen (2%)<br />
***** Turbinen/Pumpen (6,3%)<br />
***** Elektrische Ausrüstung (3,2%)<br />
***** Sonstige Ausrüstung (1%)<br />
***** Kondensatoren der Hauptwärmesenke (1,1%)<br />
**** Indirekte Kosten (8%)<br />
** Kosten durch Bauverzögerungen/Sicherheitsrücklage (12%)<br />
*** Davon nuklearer Anlagenteil (10%)<br />
*** Davon nicht-nuklearer Anlagenteil (2%)<br />
* Zinskosten während des Baus (16%)<br />
** Davon nuklearer Anlagenteil (12%)<br />
** Davon nicht-nuklearer Anlagenteil (4%)<br />
<br />
Wie ersichtlich macht es wenig Sinn den Reaktorbehälter zu vereinfachen um Errichtungskosten zu sparen, da dieser nur zu 1,7% der Kosten beiträgt. Die Entfernung des Sekundärkreislaufes, wie dies im Rahmen des [[gif|Generation-IV-Forums]] untersucht wird, verspricht mit 3,2% mehr Kosteneinsparungsmöglichkeiten. Die Gebäudestrukturen sind mit 7,1% ebenfalls weniger gewichtig als der Wärmetransport in den Kreisläufen (11,4%) oder der restliche Wärmetransport (2%), zum Beispiel für Notkühlsysteme. Die Abmessungen des Reaktorgebäudes können deshalb sehr große Ausmaße annehmen, ohne das dies als Problem empfunden würde. Die Kondensatoren der Hauptwärmesenke sind mit 1,1% fast genauso teuer wie der Reaktorbehälter. Beim [[EPR]] bestehen diese beispielsweise aus sechs Einheiten, eine Einheit wiegt 250 Tonnen. Das Bauteil ist recht kostspielig, da aus Korrosionsschutzgründen eine Titanlegierung eingesetzt wird. <br />
<br />
Die größten und einfachsten Kosteneinsparungen ergeben sich durch billige Arbeitskräfte (23% Kostenanteil) oder analog dazu eine kurze Bauzeit, um Gehälter zu sparen. Ebenfalls wichtig ist die Vermeidung von Bauverzögerungen und damit Sicherheitsrücklagen (12%). Liefertreue ist deshalb ein wichtiges wirtschaftliches Kriterium. Die Zinskosten während des Baus (16%) machen ebenfalls einen Großteil der Kosten aus. Allerdings hängt dieser Wert stark von der Menge des benötigten Fremdkapitals, den Zinssätzen, der Inflation sowie den Zahlungsraten vom Energieversorger an den Nuklearkonzern während des Baus ab. Es liegt deshalb im Interesse eines Energieversorgers, dass ein möglichst großer Anteil der Kosten aus eigener Tasche bezahlt wird, die Zinsen niedrig sind, und die Masse der Bezahlung so spät wie möglich erfolgt.<br />
<br />
=== Erzeugungskosten ===<br />
==== Fixkosten ====<br />
<div style="float:right"><br />
{| class="prettytable" style="text-align:center"<br />
|+ Prinzip des Größendegression<br />
| || colspan="2" | '''1000 MW '''|| colspan="2"| '''1700 MW '''<br />
|-<br />
| || in ct/kWh || colspan="2" | absolute Kosten p.a. || in ct/kWh<br />
|-<br />
| '''Betriebskosten''' || 1,05 ct/kWh || colspan="2" | $ 82.838.700 p.a. || 0,61 ct/kWh <br />
|-<br />
|''' Wartungskosten '''|| 0,68 ct/kWh || colspan="2" | $ 53.647.920 p.a.|| 0,4 ct/kWh<br />
|-<br />
| '''Brennstoffkosten '''|| 0,668 ct/kWh || $ 52.701.192 p.a. || $ 89.592.026 p.a. || 0,668 ct/kWh<br />
|-<br />
| Summe || '''2,28 ct/kWh''' || ca. $ 189 Mio. p.a.|| ca. $ 226 Mio. p.a.|| '''1,67 ct/kWh'''<br />
|}<br />
</div><br />
<br />
Wie bereits oben erwähnt setzen sich die Stromgestehungskosten eines Kernkraftwerks aus den Kapital- und Investitionskosten, den Betriebs- und Wartungskosten, der Entsorgungsabgabe sowie den Brennstoffkosten zusammen. In der Tabelle rechts wurden die fixen und variablen Kosten der US-amerikanischen Kernkraftwerke von 2010 verwendet (linke Spalte). Die Auslastung der Werke betrug damals im Schnitt 90%, die mittlere Blockleistung liegt bei etwa 1000 MW netto.<ref name="eia"/><br />
<br />
Verglichen mit Kohle- und Gaskraftwerken sind die Fixkosten der Atomverstromung (Errichtungs-, Betriebs- und Wartungskosten) sehr hoch. Um das Bedürfnis nach immer preiswerterem Strom zu befriedigen, müssen diese großen Kostenpositionen primär angegangen werden. Eine einfache Möglichkeit dazu ist die Grössendegression, auch Fixkostendegression oder Betriebsgrößendegression genannt. Sie bezeichnet die Senkung der Stückkosten beim Einsatz größerer Maschinen: Eine Großanlage produziert bei Vollauslastung der Kapazität billiger als mehrere kleine Anlagen. In diesem Sinne wurden Ende des 19. Jahrhunderts die Dampfmaschinen einzelner Fabriken zugunsten von elektrischen Systemen ausgemustert, welche ihre Energie aus einem größeren E-Werk bezogen, das mehrere Fabriken versorgen konnte. Die großen Energieversorgungskonzerne wie RWE entstanden zu dieser Zeit. <br />
<br />
In der Tabelle rechts ist dieses Prinzip vereinfacht dargestellt: Basierend auf den Daten des Department of Energy wurden mit Hilfe der Auslastung von 90% und einer Blockleistung von 1000 MW die absoluten Kosten pro Jahr errechnet. Die Fixkosten wurden dann auf ein hypothetisches Kernkraftwerk der 1700-MW-Klasse umgelegt, was zu einem Absinken der Erzeugungskosten von 2,28 ct/kWh auf 1,67 ct/kWh führt. In der Realität fällt der Unterschied weniger dramatisch aus, da die Betriebs- und Wartungskosten ebenso wie die Baukosten nicht konstant bleiben, und somit keine lineare Grössendegression existiert. In der Praxis hat sich ein Skalenexponent von etwa 2/3 durchgesetzt. Die größere Blockleistung macht jedoch nur Sinn, wenn die Auslastung nicht darunter leidet.<ref name="MIT"/> In den letzten Jahrzehnten stieg die Blockleistung von Kernkraftwerken deshalb immer weiter an. Bei Kraftwerken mit geringen Fixkosten und hohen Brennstoffkosten (zB Gas, teilw. auch Kohle) ist die Grössendegression weniger relevant, hier steht eher eine Steigerung des Prozesswirkungsgrades im Vordergund. Bei Mini-Reaktoren im Leistungsbereich von etwa 200 MW wird mit einer steileren Grössendegression gerechnet als bei Großanlagen. Als Ursache dafür werden genannt: Die Vorfertigung in einer Fabrik, kürzere Bauzeiten, kleineres finanzielles Risiko, reduzierte Sicherheitstechnik sowie Großbestellungen.<ref>John J. Taylor, “Economic and Market Potential of Small Innovative Reactors,”Rice University, Houston, Texas, March 19-21, 2001</ref><ref>M.R. Hayns& J. Shepherd, “Reducing Cost by Reducing Size,”IAEA Specialist Meeting, Helsinki, 3-6 Sept. 1990</ref><br />
<br />
Die Fixkosten von Kernkraftwerken sind, auch wenn sie so genannt werden, in der Realität nicht „fix“. Zum Einen versuchen Hersteller mit jeder neuen Reaktorgeneration, durch eine Vereinfachung der Anlage die Betriebskosten zu drücken. Dazu wird die Zahl der Ventile, Schweißnähte und Pumpen pro installierter Leistung reduziert, um die Wartungskosten pro Kilowattstunde zu verkleinern. Ebenso werden pro installierter Leistung immer weniger Personen zur Bedienung der Anlage benötigt, was die Personalkosten pro Kilowattstunde reduziert. Real existierende Kernkraftwerke der USA haben heute Fixkosten von $ 114/kW<sub>e</sub>y, für die neuen Modelle (zB [[AP1000]] mit 1100 MW) wird mit $ 81/kW<sub>e</sub>y (Uni. v. Chicago) bzw $ 83/kW<sub>e</sub>y (MIT) gerechnet. Die Direction de la Demande et des Marchés Energétiques (DIDEME) rechnet für den [[EPR]] (etwa 1650 MW) sogar mit nur € 50,9/kW<sub>e</sub>y ($ 62/kW<sub>e</sub>y).<ref name="MIT"/> Die Betriebsgrößendegression wird hier sichtbar, da:<br />
<br />
<math><br />
$ 83/kW_e y \cdot \left( \frac{1100 MW}{1650 MW} \right)^{2/3} = $ 62/kW_e y<br />
</math><br />
<br />
Beide Anlagen entsprechen also demselben Stand der Technik. Zum Anderen hängen die Fixkosten auch vom Alter der Anlage ab: Je älter der Reaktor, desdo wartungsaufwändiger ist das Gerät. Dabei hat sich folgende empirische Formel als geeignet erwiesen, um die Betriebs- und Wartungskosten über die Betriebszeit abzuschätzen:<ref>Driscoll, M.J., Chapter 5 from “Sustainable Energy -Choosing Among Options" by Jefferson W. Tester, Elisabeth M. Drake, Michael W. Golay, Michael J. Driscoll, and William A. Peters.MIT Press, June 2005</ref><br />
<br />
<math><br />
\frac{1}{8766 \cdot L} \left( \frac{O}{M} \right)_0 \left( 1 + \frac{y \cdot T}{2} \right) = F<br />
</math><br />
<br />
Wobei L die Auslastung der Anlage ist, (O/M)<sub>0</sub> die Fixkosten in $/kW<sub>e</sub>y, T das Berechnungsjahr, y für die durchschnittliche Inflationsrate und F für die Fixkosten in $/kWh im entsprechenden Jahr steht. Wenn ein neu errichteter AP1000 beispielweise Fixkosten von $ 83/kW<sub>e</sub>y aufweist, kann für das erste Jahr (T = 0) mit 90% Auslastung (L = 0,9) und einer beliebigen Inflationsrate (y = egal) ein Fixkostenwert von ($ 83)/(8766 × 0,9) = $ 0,01/kWh errechnet werden. Nach 40 Jahren (T = 40) mit einer durchschnittlichen Inflationsrate von 2% (y = 0,02) wächst der Wert auf $ 1,89 ct/kWh an, wenn die Auslastung im 40. Jahr nur 70% (L = 0,7) beträgt. Bei einem Anstieg auf 92% im 41. Jahr sinkt der Wert auf $ 1,45 ct/kWh, und so weiter.<br />
<br />
==== Brennstoffkosten ====<br />
[[File:Nuclear-Fuel.jpg|thumb|Brennelemente bei der Fertigung]]<br />
Die Brennstoffkosten von Kernkraftwerken sind von untergeordneter Rolle, und setzen sich aus den Uran-, [[Urankonversion|Konversions]]-, Anreicherungs- und Fabrikationskosten zusammen. Die Konversions- und Fabrikationskosten sind vernachlässigbar, die Kosten für [[Uranbergbau]] und [[Anreicherung]] machten je etwa die Hälfte der Brennstoffkosten aus. Da 2010 noch fast 30% der weltweiten Anreicherungskapazität durch das unwirtschaftliche Gasdiffusionsverfahren zur Verfügung gestellt wird, das mittelfristig durch das effizientere Gaszentrifugenverfahren abgelöst wird, sind hier noch Kostenreduzierungen in Sicht. Schwerwassermoderierte Reaktoren wie der CANDU können auch mit Natururan betrieben werden, eine Anreicherung wird nicht benötigt.<br />
<br />
Eine Verringerung der Brennstoffkosten durch eine Steigerung des Prozesswirkungsgrades ist aufwändig und unnötig: Bei Kernkraftwerken kann auch durch höhere [[Abbrand|Abbrände]] der Brennstoffverbrauch reduziert werden, während dies bei thermischen Kraftwerken ausschließlich durch eine Erhöhung des Prozesswirkungsgrades möglich ist, welcher durch den Carnot-Wirkungsgrad begrenzt ist. Sind Brennstoffpreis, Wirkungsgrad und Abbrand bekannt, können die Brennstoffkosten jedes Kernkraftwerkes leicht errechnet werden. Bei einem Preis von $ 2770/kg angereichertem Uran, 35% Wirkungsgrad und 55 MWd/kg Abbrand entspricht dies beispielsweise: <br />
<br />
<math><br />
\frac{Preis}{Abbrand \cdot Wirkungsgrad} = \frac{$ 2770}{55000 kWd/kg \cdot 24 h/d \cdot 0,35} = $ 0,0059/kWh = $ 0,59 ct/kWh<br />
</math><br />
<br />
Die Verwendung von MOX-Brennelementen verursacht erheblich höhere Brennstoffkosten, welche von der Herkunft des Plutoniums abhängt. Bei der Gewinnung von Plutonium aus Wiederaufarbeitungsanlagen (WAA) sind die Verarbeitungskosten entscheidend, welche sich erheblich von Anlage zu Anlage unterscheiden.<br />
<br />
==== Entsorgungskosten ====<br />
<br />
Die Kernenergiebranche ist auch weiterhin die Einzige, welche die Kosten der Entsorgung auf den Strompreis umlegt. Damit wird die Zwischen- und [[Endlagerung]] radioaktiver Abfälle, der Rückbau des Kraftwerks und in manchen Ländern auch die Wiederaufarbeitung finanziert. Meistens werden die Aufwendungen hierfür den Brennstoffkosten oder Betriebskosten zugerechnet. Entgegen einem weit verbreiteten ökoreligiösen Glauben an „ungelöste Endlagerfragen“ sind in den meisten Ländern bereits Endlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle in Betrieb, oder wurden bereits verschlossen. Da diese etwa 97% der radioaktiven Abfälle ausmachen, und weltweit zahlreiche Untertagedeponien für Abfälle aller Art existieren, ist auch für zukünftige Endlager für hochradioaktive Abfälle eine seriöse Kostenschätzung möglich. Russland entsorgte bereits von 1957 bis 2011 hochradioaktive flüssige Abfälle aus der Wiederaufarbeitung in Tiefbohrlöchern, statt diese zu verglasen. Weiter wird in Weißrussland und den USA bereits hochradioaktiver Atommüll endgelagert (''siehe: [[Liste von Endlagern]]''). Bis 1993 konnten radioaktive Abfälle auch preiswert im Meer verklappt werden, wobei die Sowjetunion auch abgebrannte Kernbrennstäbe versenkte (''siehe: [[Liste von Verklappungen]]'').<br />
<br />
Auf dieser Basis entwickeln Staaten ein Finanzierungsmodel, um die Kosten der Entsorgung auf den Atomstrompreis umzulegen. Meist werden dafür feste Zuschläge erhoben, welche in ein vom Staat verwaltetes Sparschwein eingezahlt werden müssen. In Frankreich sind dies beispielsweise € 0,14 ct/kWh, oder in China 2,6 Fēn pro Kilowattstunde (€ 0,29 ct/kWh).<ref>[http://www.world-nuclear.org/info/inf63b_china_nuclearfuelcycle.html WNA: China's Nuclear Fuel Cycle]</ref><ref>[http://www.world-nuclear.org/info/inf40.html WNA: France]</ref> In Tschechien müssen die Betrieber von Kernkraftwerken € 0,2 ct/kWh in einen Fond einzahlen, welcher von der Tschechischen Nationalbank verwaltet wird.<ref>[http://www.world-nuclear.org/info/inf90.html WNA: ''Nuclear Power in Czech Republic'']</ref> Die Entsorgungsabgabe wird dabei in unregelmäßigen Abständen an die aktuelle Preisentwicklung angepasst. Da die Kraftwerksbauer und Energieversorger hierauf keinen Einfluss haben, kann eine kernenergiefeindliche Politik durch ergebnisfreie Endlagersuchen die Entsorgungskosten beliebig erhöhen.<br />
<br />
==== Kapitalkosten und Abschreibung ====<br />
<br />
Im Gegensatz zu Stein- und Braunkohleanlagen, welche etwa € 1000/kW kosten, sind Kernkraftwerke mit € 2000-4000/kW wesentlich teurer. Da Energieversorgungsunternehmen nur über beschränkte Mengen an Eigenkapital verfügen, muss zur Errichtung eines teuren Kraftwerkes ein Darlehen aufgenommen werden. Um die Höhe des Darlehens zu reduzieren schließen sich auch manchmal verschiedene Firmen zusammen, um ein Gemeinschaftskernkraftwerk zu bauen. Da das exakte Finanzierungsmodell nie veröffentlicht wird, sind Schätzungen notwendig. Eine Möglichkeit hierfür bietet die Bestimmung des Annuitätendarlehens, wo das Darlehen mit konstanten Rückzahlungsbeträgen abbezahlt wird. Denkbar sind aber auch Tilgungsdarlehen oder andere, kreativere Modelle. Da ebenfalls nicht bekannt ist wann welche Beträge vom Energieversorger an den Kernkraftwerksbauer gezahlt werden, gehen manche Studien von einer vollständigen Fremdkapitalfinanzierung und einer konstanten Bezahlung des Bauunternehmers während der Errichtung aus. Andere Studien wiederum gehen von einer Bezahlung erst nach Errichtung der Anlage aus. Manche Studien wie die des {{Akronym|MIT|Massachusetts Institute of Technology}} belegen Einnahmen des Kraftwerks zusätzlich mit Steuerlasten bevor eine Abbezahlung der Verbindlichkeiten erfolgt, oder nehmen eine 50/50-Finanzierung aus Eigen- und Fremdkapital an.<ref name="MIT"/><br />
<br />
Die einfachste Möglichkeit ist die Berechung des Annuitätendarlehens. Da die Zahlungsraten während des Baus ignoriert werden, und somit auch die dadurch anfallenden Zinsen und Zineszinsen, werden meist die anderen Randbedingungen verschlechtert. Die Studie „Comparison of electricity generation costs“ der Technischen Universität Lappeenranta (LUT) aus dem Jahr 2008 geht beispielsweise von einem 25-jährigen Abschreibungszeitraum, 5% Realzins und 100% Fremdfinanzierung aus. In der Studie wird auch angemerkt, dass die vollständige Finanzierung eines Kraftwerks durch Fremdkapital eine konservative Annahme darstellt, ebenso der Zinssatz von 5%, welcher etwa 2% höher lag als damals marktüblich.<ref name="comp">[http://www.doria.fi/bitstream/handle/10024/39685/isbn9789522145888.pdf Comparison of electricity generation costs]</ref> Das Annuitätendarlehen berechnet sich zu: <br />
<br />
<math><br />
\text{Annuitaet} = \text{Kreditsumme} \cdot \frac{\text{Zinssatz} \cdot (1 + \text{Zinssatz})^{Laufzeit}}{(1 + \text{Zinssatz})^{Laufzeit}-1}<br />
</math><br />
<br />
Bei einem Zinssatz von 5% ergibt sich bei 25 Jahren Abschreibungszeitraum eine Annuität von etwa 7%. Bei einer Kreditsumme von 4 Mrd. Euro müssten also 25 Jahre lang jedes Jahr 280 Mio. Euro an die Gläubiger überwiesen werden. Bei einer hypothetischen Jahresproduktion von 8,9 GWh Strom (1200 MW bei 85% Auslastung) würden sich so 25 Jahre lang Kapitalkosten in Höhe von etwa € 3,2 ct/kWh ergeben. Wie bereits oben erwähnt liegt es im Interesse eines Energieversorgers, dass ein möglichst großer Anteil der Kosten aus eigener Tasche bezahlt wird, die Zinsen niedrig sind, und die Masse der Bezahlung so spät wie möglich erfolgt.<br />
<br />
Aufgrund der großen Differenz zwischen den Stromgestehungskosten eines neuen Kernkraftwerks, und den geringen Stromgestehungskosten einer abgeschriebenen Anlage, werden sogenannte ''Levelized Cost of Electricity (LCOE)'' eingeführt. Dies sind die mittleren Kosten der Stromerzeugung, verteilt auf die Betriebsdauer der Anlage, welche in der Regel zum Vergleich mit anderen Stromerzeugungsarten herangezogen werden. Dazu werden die Lebenszykluskosten durch die gesamte Energieproduktion der Anlage geteilt. Da die Lebenszykluskosten auch Steuern enthalten, kann das Ergebnis von Land zu Land unterschiedlich ausfallen.<ref>[http://large.stanford.edu/courses/2010/ph240/vasudev1/ Alok Vasudev/Stanford University: ''The Levelized Cost of Electricity'', 20. November 2011]</ref><br />
<br />
=== Merit-Order von Kernkraftwerken ===<br />
[[Datei:Merit Order 2008.PNG|miniatur|right|300px|Merit-Order eines Kraftwerkparks. Je höher der Anteil der billigen Erzeuger, desdo preiswerter der Strom. Daten der Forschungsstelle für Energiewirtschaft e. V. (FfE)]]<br />
Die Merit-Order ist ein Begriff aus der Kraftwerkseinsatz-Planung und bezeichnet an der Strombörse die Einsatzreihenfolge der Kraftwerke. Diese Reihenfolge wird in der Regel über den Preis bestimmt. Beginnend mit den niedrigsten Grenzkosten werden solange Kraftwerke mit höheren Grenzkosten zugeschaltet, bis die Nachfrage gedeckt ist. An der Strombörse bestimmt das letzte Gebot, das noch einen Zuschlag erhält, den Strompreis. Der Preis für Strom wird also durch das jeweils teuerste Kraftwerk bestimmt, das noch benötigt wird, um die Stromnachfrage zu decken.<br />
<br />
Durch die günstigen Erzeugungskosten sind Kern-, Braunkohle- und Wasserkraftwerke die erste Wahl. Bei steigender Nachfrage steigt auch der Börsenpreis, wodurch Steinkohle und später auch Gaskraftwerke rentabel arbeiten können. Beispiel: Ein abgeschriebenes Kernkraftwerk vom Typ N4 oder [[Konvoi]] produziert 1500 MW Leistung zu € 1,4 ct/kWh.<ref name="wna"/> Zwei Steinkohlekraftwerke mit je 1000 MW und 3,5 ct/kWh stehen ebenfalls im Verbund bereit, sowie ein Gaskraftwerk, welches 500 MW zu 5 ct/kWh liefern kann. <br />
<br />
# Bei einem Strombedarf von 1357 MW kann das KKW alleine produzieren, und den Strom für mindestens 1,4 ct/kWh verkaufen. Die Produktionskosten liegen bei 1,4 ct/kWh. <br />
# Steigt der Bedarf auf 2658 MW, werden das KKW und die Steinkohlekraftwerke Strom für mindestens 3,5 ct/kWh verkaufen. Die Produktionskosten liegen bei (1,4 × 1500 + 1158 × 3,5)/2658 = 2,31 ct/kWh. <br />
# Steigt der Bedarf auf 3721 MW, werden alle Kraftwerke Strom für mindestens 5 ct/kWh verkaufen. Die Produktionskosten steigen auf (1,4 × 1500 + 2000 × 3,5 + 221 × 5)/3721 = 2,74 ct/kWh.<br />
<br />
Das Beispiel ist vereinfacht, da alle Kraftwerke bei geringer Auslastung höhere Stromgestehungskosten aufweisen. Da es wirtschaftlich sinnvoll ist Strom so billig wie möglich zu erzeugen, und somit die Kapazität und Auslastung von Billig-Produzenten wie Kern-, Braunkohle- und Wasserkraftwerken so hoch wie möglich sein sollte, werden im Netz noch Pumpspeicherkraftwerke eingefügt. Diese pumpen Nachts, wenn der Strompreis an der Börse niedrig ist, Wasser in einen Obersee. Zu Spitzenlastzeiten, wenn der Strompreis an der Börse sehr hoch ist, wird das Wasser abgelassen und der so gewonnene Strom verkauft. Um eine möglichst hohe Auslastung zu erzielen wird der Zyklus täglich wiederholt. Pumpspeicherkraftwerke können so den Strompreis glätten, da in Schwachlastzeiten der Verbrauch erhöht, und in Spitzenlastzeiten das Angebot erweitert wird.<br />
<br />
Die Merit-Order gilt nicht für Kraftwerke, die in Deutschland EEG-Strom einspeisen. Für diese wird der Markteintritt gesetzlich erzwungen, da die Stromgestehungskosten immer über dem Börsenpreis liegen. Aufgrund der vorrangigen EEG-Einspeisung werden nicht mehr die absolut teuersten Kraftwerke vom Markt genommen, sondern nur die verbliebenen teuersten konventionellen Kraftwerke. Statt eines Gaskraftwerkes mit 5 ct/kWh speisen so zum Beispiel Windmühlen mit 500 MW Zufallsstrom für 9,4 ct/kWh ein. Die Produktionskosten sind dann im Fall (3) um 25% höher, das Gaskraftwerk wird nicht mehr benötigt:<br />
<br />
:(500 × 9,4 + 1,4 × 1500 + 1721 × 3,5)/3721 = 3,44 ct/kWh<br />
<br />
Da die Produktionskosten für die Windmühlen nicht über die Strombörse, sondern über die EEG-Umlage abgerechnet werden, wird von der Öko-Lobby und ihren Helfern ein sogenannter „Merit-Order-Effekt“ postuliert. Damit wird das kurzfristige Fallen des Börsenpreises bezeichnet, wenn mehr EEG-Strom zwangseingespeist als verbraucht wird. Teilweise wird damit auch das folgende Zahlenspiel bezeichnet: Weil die mit EEG-Strom versorgten Verbraucher nicht mehr vom Markt bedient werden können, fallen diese aus der Preisbildung heraus. Im obigen Rechenbeispiel beträgt der börsenrelevante Teil nur noch 3721 - 500 = 3221 MW:<br />
<br />
:(1,4 × 1500 + 1721 × 3,5)/3221 = 2,52 ct/kWh<br />
<br />
Dies ist preiswerter als der Fall (3). Da der EEG-Strom jedoch über die EEG-Umlage finanziert wird, welche die Differenz zwischen Börsenpreis und Einspeisevergütung ausgleicht, führt der Effekt lediglich zu einer steigenden EEG-Umlage. Weil bestehende Kraftwerke die Schwankungen des Zufallsstroms durch permanentes Hoch- und Runterfahren ausgleichen müssen, produzieren diese wesentlich teuerer Strom, als in einem funktionierenden Markt. So steigt der Börsenpreis für Strom seit 2000 kontinuierlich an, von € 20/MWh im Jahr 2000 bis auf € 40/MWh im Jahr 2012, deutlich schneller als die Inflation.<ref>[http://www.bkwk.de/infos/preis/Entw_UeblicherPreis.jpg Bundesverband Kraft-Wärme-Kopplung e.V.: ''Üblicher Preis gem. §4 Abs. 3 Satz 3.'', EEX in Leipzig]</ref><ref>[http://www.welt.de/wirtschaft/energie/article109818322/So-rechnet-die-Oekobranche-die-Energiewende-schoen.html Die WELT: ''So rechnet die Ökobranche die Energiewende schön'', 14. Oktober 2012]</ref> <br />
<br />
Zynischerweise könnte man genauso behaupten, das die Zwangseinspeisung von Meerwasserentsalzungsanlagen ins öffentliche Leitungsnetz zu einem Fallen des Wasserpreises führt: Auch in diesem Beispiel würde der Wasserpreis sinken, da die Leitungen nur für einen bestimmten Druck ausgelegt sind, und deshalb eine Überproduktion abgeleitet werden muss. Die Mehrkosten für die Produktion eines überteuerten, nicht-benötigten Gutes würden jedoch ebenfalls auf anderem Wege an den Verbraucher weitergegeben werden, da auch eine Meerwasserentsalzungsanlage nicht kostenfrei arbeitet.<br />
<br />
== Anlagensicherheit ==<br />
<div style="float:right"><br />
{|class="prettytable"<br />
|+ Schwere Unfälle (≥5 Tote) pro Gigawattjahr (1969-2000)<br />
|-<br />
| || colspan="3"| OECD || colspan="3"| nicht-OECD<br />
|-<br />
| class="hintergrundfarbe6" | Prozesskette ||class="hintergrundfarbe6" | Unfälle || class="hintergrundfarbe6" |Tote || class="hintergrundfarbe6" |Tote/GW<sub>e</sub>y || class="hintergrundfarbe6" |Unfälle || class="hintergrundfarbe6" |Tote || class="hintergrundfarbe6" |Tote/GW<sub>e</sub>y<br />
|-<br />
| Kohle || 75 || 2259 || 0,157 || 1044 || 18017 || 0,597<br />
<br />
|-<br />
| ohne China || colspan="3"| || 102 || 4831 || 0,597<br />
|-<br />
| Öl || 165 || 3713 || 0,132 || 232 || 16505 || 0,897<br />
|-<br />
| Erdgas || 90 || 1043 || 0,085 || 45 || 1000 || 0,111<br />
|-<br />
| Flüssiggas || 59 || 1905 || 1,957 || 46 || 2016 || 14,896<br />
|-<br />
| Wasser || 1 || 14 || 0,003 || 10 || 29924 || 10,285<br />
|-<br />
| Nuklear || 0 || 0 || 0 || 1 || 31 || 0,048<br />
|-<br />
| Summe || 390 || 8934 || || 1480 || 72324 || <br />
<br />
|}<br />
</div><br />
Verglichen mit anderen Arten der Stromerzeugung haben sich Kernkraftwerke als außerordentlich sicher erwiesen. Die Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (''engl. Organisation for Economic Co-operation and Development, OECD'') fertigte 2010 eine Studie zu den Opfernzahlen der Stromerzeugung im Zeitraum von 1969-2000 an, welche in der Tabelle rechts zusammengefasst sind. Dabei wird die komplette Prozesskette vom Bergbau bis zum Deponieren betrachtet. Durch die hohen Todeszahlen im chinesischen Kohlebergbau wird dieser separat geführt, die Zahl der Toten pro Gigawattjahr ändert sich dadurch jedoch nicht.<br />
<br />
Wie ersichtlich schneidet die nukleare Stromerzeugung als sicherste Art der Elektroenergiegewinnung ab, sowohl in OECD, als auch in nicht-OECD Ländern. Was auch erkennbar ist, ist der stark ausgeprägte Unterschied (außer Erdgas) zwischen OECD und nicht-OECD Ländern: Der Umgang mit einer Technologie ist damit entscheidender als die Wahl der Kraftwerkstechnik. Für den [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] wurden hier nur die 31 nachweisbaren Toten aufgelistet, welche an den Folgen der Strahlenkrankheit starben. Dies ist nur konsequent, denn die wissenschaftlichen Studien zur Verkrebsung von Liquidatoren, welche durch die UNSCEAR ausgewertet wurden waren durchwachsen, ein erwarteter Anstieg an soliden Tumoren konnte hier nicht durchgehend erwiesen werden. Bei der Zivilbevölkerung konnte für Leukämien und solide Tumore kein bzw nur ein kaum nennenswerter Anstieg beobachtet werden (''siehe [[Strahlenrisiko#UNSCEAR|Strahlenrisiko/UNSCEAR]]''). Todeszahlen die von EU, IAEA, WHO und UNSCEAR auf Basis der [[Strahlenrisiko#LNT-Hypothese|LNT-Hypothese]] errechnet wurden bewegen sich im Bereich von 6.000 bis 9.000 fiktiven Opfern über einen Zeitraum von 70 Jahren. Wenn man allerdings, um einen Apfel-mit-Apfel-Vergleich zu ziehen, die fiktiven Krebstoten auf Basis der natürlichen Hintergrundstrahlung in diesen Gebieten für den gleichen Zeitraum berechnet, kommt man auf eine 1500-Mal höhere Zahl. Da die Zahl aller Krebsfälle in diesen Gebieten im Zeitraum wesentlich höher liegt (etwa 50 Millionen), gibt es auch keine Möglichkeit diese Zahlen zu überprüfen.<ref name="oecd">[http://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2010/nea6861-comparing-risks.pdf OECD-NEA: ''Comparing Nuclear Accident Risks with Those from Other Energy Sources'', 2010]</ref><br />
<br />
Diese unbändige Angst, wonach die Kernkraftnutzung eine Risikotechnik sei, hat offenbar mit einer sehr speziellen Risikowahrnehmung zu tun: Über einen tödlichen Unfall auf einer Baustelle berichten nicht einmal die Lokalzeitungen. Ein Toter in einem Chemiewerk kann schon in die Tagesschau kommen. Vorfälle in kerntechnischen Anlagen werden immer groß herausgebracht, auch wenn niemand zu Schaden kam. Seit den 70er Jahren haben Medien und die grüne Agit-Prop-Szene sehr erfolgreich die Vorstellung vom „GAU“ als apokalyptischem Schreckensereignis verbreitet, übertroffen nur von dem „Super-GAU“, der an den Weltuntergang grenzt. Hypothetische Unfälle in modernen Kernkraftwerken werden meist als katastrophale Szenarien ausgemalt, die zahllose Menschenleben kosten und große Gebiete für Generationen unbewohnbar machen sollen. Das Tōhoku-Erdbeben in Japan, in Deutschland als „Atomkatastrophe“ bekannt, war ein Lehrbeispiel für diesen Fall: Naturkatastrophe (etwa 20.000 Tote) und Nuklearunfall (0 Tote, 0 Strahlenkranke) wurden konsequent vermengt, die Erfolge der Kraftwerksbelegschaft bei der Krisenbewältigung wurden marginalisiert, Interviewpartner stammten ausschließlich von Kampagnengruppen und Öko-Lobbyisten.<ref name="ke">[http://www.ke-research.de/downloads/FukushimaDesaster.pdf KE Research: Das deutsche Fukushima-Desaster]</ref> <br />
<br />
Öko-Atomexperten und Strahlengläubige unterstützen diese Desinformationskampagnen durch pseudowissenschaftliche Studien. In der Regel wird dabei der Trugschluss von Korrelation auf Kausalität gemacht, oder in den von den Zeitungen gewählten Überschriften zumindest suggeriert. Während eine Korrelation lediglich eine Beziehung zwischen Merkmalen beschreibt, handelt es sich bei der Kausalität um Ursache und Wirkung, was auch bewiesen werden muss. So können weder Kinderkrebs noch Mädchen-Schwund, Fußballergebnisse, Abiturnoten oder die Größe von Schmetterlingsflügeln auf ein Kernkraftwerk zurückgeführt werden, wenn nicht erwiesen ist das Strahlung diese Wirkung auslöst, und erst recht nicht dort wo gar keine zusätzliche Radioaktivität gemessen wird und nach Ausbreitungsrechnungen auch keine sein kann. <br />
<br />
Ursächlich für die real existierende hohe Anlagensicherheit ist ein ausgeklügeltes Sicherheitskonzept, das versucht die menschlichen, technischen und natürlichen Risiken zu minimieren. Sollten in einem Fall die anlageninternen Systeme zur Beherrschung eines Störfalles nicht ausreichen, wird externe Hilfe angefordert. Diese kann zum Beispiel aus mobilen Notstromgeneratoren zur Wiederherstellung der Stromversorgung, oder einer Noteinspeisung in Dampferzeuger (Druckwasserreaktor) bzw Reaktordruckbehälter (Siedewasserreaktor) durch mobile Pumpen der Feuerwehr bestehen, um die Kernkühlung zu sichern. Diese Szenarien werden von den Beteiligten auch regelmäßig geübt,<ref name="ke"/><ref name="kern">[http://www.kernenergie.de/kernenergie-wAssets/docs/fachzeitschrift-atw/2011/atw2011_05_mohrbach_sicherheit_fukushima.pdf Unterschiede im gestaffelten Sicherheitskonzept: Vergleich Fukushima Daiichi mit deutschen Anlagen]</ref> und waren beispielsweise 1999 im [[Kernkraftwerk Blayais]] notwendig.<br />
<br />
Um den Wissensaustausch zu verbessern wurde 1989 die Non-Profit-Organisation ''World Association of Nuclear Operators (WANO)'' gegründet. Fast alle Firmen der Welt, die eine kommerzielle kerntechnische Anlage betreiben, sind Mitglied der WANO.<ref>[http://www.wano.info/our-members/member-country-list/ WNAO: ''Members'']</ref> Aufgabe der WANO ist es, durch gegenseitige Unterstützung, Informationsaustausch und Anwendung von Best-Practice-Verfahren die internationale Zusammenarbeit in der Nuklearindustrie zu fördern, um Kernkraftwerke sicherer und zuverlässiger zu machen.<ref>[http://www.wano.info/about-us/ WANO: ''About us'']</ref> Zu diesem Zweck verpflichten sich die Mitglieder die Sicherheit ihrer kerntechnischen Anlagen alle sechs Jahre in einem Peer-Review-Verfahren überprüfen zu lassen, ab 2015 wird das Intervall auf vier Jahr verkürzt.<ref>[http://www.wano.info/programmes/peer-reviews/ WANO: ''Peer reviews'']</ref> Die IAEA verfügt mit dem OSART-Programm über ein ähnliches Instrument, welches seit 1982 angewendet wird.<ref>[http://www-ns.iaea.org/downloads/ni/s-reviews/osart/OSART_Brochure.pdf IAEA: ''OSART Operational Safety Review Teams'']</ref><br />
<br />
=== Menschliche Risiken ===<br />
<br />
[[File:RIAN archive 342604 The Novovoronezh nuclear power plant.jpg|thumb|right|Leitstand in Nowoworonesch mit moderner Mensch-Maschine-Schnittstelle]]<br />
Der Mensch ist für die Anlagensicherheit ein zweischneidiges Schwert: Menschliches Versagen kommt auch in Kernkraftwerken vor, und macht erfahrungsgemäß den größten Teil der Betriebsstörungen aus. Ebenso ist die Fehlerhäufigkeit durch menschliche Eingriffe in Systeme die nicht redundant ausgelegt sind höher. Andererseits ist der Mensch auch der wichtigste eingreifende Faktor bei Störungen, sofern die Situation durch das Personal erkannt wird und das Handlungswissen vorhanden ist. Daher ist eine gute Mensch-Maschine-Schnittstelle unabdingbar und das wichtigste Standbein für die Sicherheit einer Nuklearanlage. Weitere Probleme wurden besonders bei Schichtwechseln festgestellt, aufgrund schlechter Informationsweitergabe.<ref name="Bulletin_29405042730">E. Swaton, u.a.: ''Human factors in the operation of nuclear power plants''. in: IAEA Bulletin, 4/1987. Seite 27 bis 29. [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull294/29405042730.pdf Abgerufen] am 08.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65Iq80FWx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Eine gute Aus- und Weiterbildung des Personals ist unverzichtbar und wirkt sich auch auf die betriebliche Qualität eines Werkes aus. Um die Arbeitsschritte realitätsnah zu erläutern ist besonders für die Operatoren eine Ausbildung an einem Simulator wichtig, welcher auch eine bessere Vorbereitung auf einen eventuellen Ernstfall bietet. Allerdings könnten diese Simulatoren den technischen Stand des Kernkraftwerks nicht exakt abbilden. Neben der Anhäufung von Betriebserfahrungen für normale und abnormale Zustände ist zudem die Weiterentwicklung der Betriebspraktiken möglich. Besonders aufwändig und nützlich aber teuer ist der Einsatz von Mock-Up-Modellen, die die entsprechende Anlage als Modell darstellen und unter realen Parametern den Betrieb eines solchen Kernkraftwerks nachstellen können. Es dient dazu Operatoren ihre Bedienung zu visualisieren.<ref name="Bulletin_29405042730"/><br />
<br />
=== Technische Risiken ===<br />
[[File:Nuclear power defense in depth.png|thumb|right|150px|Das Matroschka-Prinzip:<br/>1. Keramischer Brennstoff<br/>2. Brennstabhülle<br/>3. Reaktorbehälter<br/>4. Stahlliner<br/>5. Stahlbetonhülle]]<br />
Um das technische Risiko eines Systemversagens zu minimieren, sind Sicherheitssysteme mehrfach vorhanden, so dass die Sicherheit auch dann gewährleistet ist, wenn einzelne Teile oder ein ganzes Sicherheitssystem ausfallen. Das klassische Beispiel hierfür ist das Notkühlsystem, welches meist 2 × 100%, 4 × 50% oder 4 × 100% redundant aufgebaut ist. In der Regel kann deshalb die Hälfte aller Notkühlstränge/Notstromgeneratoren ausfallen, ohne das die Wärmeabfuhr beeinträchtigt ist. Weiter verfügen Kernkraftwerke über mehrere ineinandergeschachtelte Barrieren (Matroschka-Prinzip), die im schlimmsten anzunehmenden Fall den Austritt von radioaktiven Stoffen in die Umwelt verhindern, oder zumindest verzögern und verringern können.<br />
<br />
Die Entwicklung der Sicherheitstechnik war dabei ein steiniger Weg, und steckte bei Kernkraftwerken der [[Generation I]] noch in den Kinderschuhen: Die Auslegung der Anlagen erfolgte nach einem postulierten Größten Anzunehmenden Unfall (GAU). Der Gedanke war, dass wenn das Kraftwerk diesem Unfall standhalten kann, es auch alles andere wegstecken könnte. Das Konzept erwies sich schnell als völlig unzureichend und wurde bei der [[Generation II]] durch eine Reihe von [[Auslegungsunfall|Auslegungsstörfällen]] (''engl. Design Basis Accident, DBA'') ersetzt, welche von den Aufsichtsbehörden festgelegt werden. Da die Zahl der Unfälle in Kernkraftwerken sehr gering ist, versagen empirische Mittel um Schwachstellen im Sicherheitskonzept aufzuspüren. Deshalb wurde 1975 die probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA) aus der Luftfahrt übernommen, um das sogenannte Restrisiko zu bestimmen: Dabei wird errechnet, wie wahrscheinlich das gleichzeitige technische Versagen von Systemen ist, um eine Kernschmelze zu verursachen (''engl. core damage frequency, CDF'') oder eine großen Menge radioaktiver Stoffe frühzeitig freizusetzen (''engl. large early release frequency, LERF''). Das Verfahren erwies sich dabei als nützlich, um Schwachstellen bei älteren Anlagen aufzuspüren, und wird heute bei allen kerntechnischen Anlagen eingesetzt. Im Gegensatz zu einem weit verbreiteten Glauben bilden die PSA-Werte keine Unfallstatistiken ab, sondern Trends.<ref name="oecd"/><br />
<br />
=== Natürliche Risiken ===<br />
Weil in den ersten Jahren der Kerntechnik eher die menschlichen und technischen Faktoren eine Rolle spielten wurden die natürlichen Risiken nicht beachtet. Dies änderte sich erst 1977 aufgrund des Vrancea-Erdbebens in Rumänien, dass sich auf Teile des [[Kernkraftwerk Kosloduj|Kernkraftwerks Kosloduj]] im benachbarten Bulgarien auswirkte. Obwohl der sicherheitstechnische Teil der Anlage verschont blieb rüttelte es die internationale Staatengemeinschaft wach, da Erdbeben ein Schwachpunkt der Sowjetdesigns waren. Als Folge wurde in der UdSSR erste Review-Missionen vereinbart und so Untersuchungen und Verbesserungen an den Anlagen vorgenommen. Prinzipiell wurde festgestellt, dass die Anlagen der ersten [[WWER]]-Generationen keinerlei Schutz gegen äußere Einflüsse aufwiesen. Ähnliche Befunde wurden an US-Anlagen ausfindig gemacht, von denen einige durch starke Erdbeben ihre Auslegungsbeschleunigung überschritten. Beispielhaft ist ein Erdbeben im Januar 1986 nahe dem [[Kernkraftwerk Perry]], dass Beschleunigungen zwischen 0,16 bis 0,23&nbsp;g auslöste, das Kernkraftwerk selbst war jedoch nur für Beschleunigungen von 0,1&nbsp;g ausgelegt. Zum Zeitpunkt des Bebens war das Kernkraftwerk zu einem Brennstoffwechsel abgeschaltet, jedoch wurden kleine Risse im Beton sowie Lecks ausfindig gemacht. Bis zum Jahr 2011 war das Niigata-Chūetsu-Küstenerdbeben im Jahre 2007 in Japan das schwerste Erdbeben dem bisher ein Kernkraftwerk ausgesetzt war. Das [[Kernkraftwerk Kashiwazaki Kariwa]] trug schwere Schäden davon da das Beben die Auslegungsgrenzen des Werkes weit überschritt.<ref name="Bulletin_50105615053">Dana Sacchetti: ''Earth, Wind: Preparing nuclear power plants for nature’s fury.''. In: IAEA Bulletin 50-1, 2008. Seite 51 bis 53. [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull501/50105615053.pdf Abgerufen] am 08.02.2012. ([http://www.webcitation.org/65J017ycs Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Moderne Kernkraftwerke sind in der Regel für Beschleunigungen von 0,30&nbsp;g ausgelegt. Um den Bau von Kernkraftwerken allerdings auch in Erdbebengebieten zu ermöglichen gibt es spezifische Anpassungen der Anlagen. Beispielhaft ist das [[Kernkraftwerk Diablo Canyon]], das für eine Schwerebeschleunigung von {{Konvert|735|Gal|g}}&nbsp;g ausgelegt ist. In Japan werden Anlagen für weitaus stärkere Beschleunigungen ausgelegt. Die Werke dort gehören zu den standfestesten Bauwerken der Welt. Beginnend mit dem Bau der ersten [[Advanced Boiling Water Reactor]] am Standort Kashiwazaki-Kariwa wurde die Auslegung der Blöcke sechs und sieben auf Beschleunigungen von bis zu {{Konvert|1156|Gal|g}}&nbsp;g ausgelegt. Obwohl die Vorgaben der Aufsichtsbehörde dies nicht erforderten, legte der Betreiber TOHOKU grundsätzlich eine Beschleunigungsauslegung von {{Konvert|1000|Gal|g}}&nbsp;g für neue Kernkraftwerke fest. Diese Auslegung wurde für die Blöcke drei bis fünf des [[Kernkraftwerk Hamaoka|Kernkraftwerks Hamaoka]] übernommen. Nach dem Beben 2007 entschloss auch TEPCO seine Kernkraftwerke auf Schwerebeschleunigungen bis zu {{Konvert|600|Gal|g}}&nbsp;g auszulegen, später wurde diese Marke auf {{Konvert|1000|Gal|g}}&nbsp;g erhöht. Entsprechende Nachrüstungen wurden an allen Blöcken von Kashiwazaki Kariwa umgesetzt. Eine weitere Modernisierung im Jahr 2008 konnte die Auslegung der Blöcke eins bis vier für Schwerebeschleunigungen auf bis zu {{Konvert|2280|Gal|g}}&nbsp;g erhöhen. Die Blöcke sind in ihrer Auslegung die standfestesten Kernkraftwerke weltweit. Die Aufsichtsbehörde NISA erhöhte später den Auslegungswert für neue Kernkraftwerke in Japan auf mindestens {{Konvert|1000|Gal|g}}&nbsp;g. Da aber Kernkraftwerke meistens in Gebieten errichtet werden, die eine geringe Erdbebenhäufigkeit mit geringer Stärke aufweisen, werden die Kernkraftwerke entsprechend weniger standfest ausgelegt. Das [[Kernkraftwerk North Anna]] beispielsweise wurde in einem Gebiet der USA errichtet, das keine große Erdbebenhistorie aufweist. Auf Basis dessen wurde das Werk für eine Schwerebeschleunigung von {{Konvert|176|Gal|g}}&nbsp;g ausgelegt. Im August 2011 kam es in dem Gebiet zu einem Erdbeben der Magnitude 5,8, rund 20&nbsp;Kilometer vom Standort entfernt. Dabei traten Schwerebeschleunigungen von {{Konvert|255|Gal|g}}&nbsp;g auf, die die Auslegung des Kernkraftwerks überschritten. Das Werk selbst wurde dabei nicht beschädigt und die Blöcke schalteten sich automatisch ab. Dies war das erste Mal in den Vereinigten Staaten, dass ein Kernkraftwerk so stark erschüttert wurde, und sich aufgrund eines Erdbebens automatisch abschaltete. Trotz der Auslegungsüberschreitung konnte das Werk dem Beben ohne eine Beeinflussung der Systeme standhalten.<ref>World Nuclear Assocaiton: ''Nuclear Power Plants and Earthquakes''. [http://www.world-nuclear.org/info/Safety-and-Security/Safety-of-Plants/Nuclear-Power-Plants-and-Earthquakes/#.UbR7Pthrhod Abgerufen] am 09.06.2013. ([http://www.webcitation.org/6HFTRLdIc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
[[File:Centrale nucléaire du Blayais 2.jpg|thumb|right|Kernkraftwerk Blayais, April 2011]]<br />
Die Gefahr von Tsunamis auf Kernkraftwerke wurde erst nach dem Seebeben am 26.&nbsp;Dezember 2004 real als die beiden Reaktoren des [[Kernkraftwerk Madras|Kernkraftwerks Madras]] von dem Tsunami getroffen wurden. Dem Kraftwerksbauer zufolge waren die beiden Blöcke nicht für solch eine Naturkatastrophe ausgelegt, lediglich für hohe Wellen während starker Stürme. Allerdings gibt es hierfür zwei Warnsysteme: Eines direkt vor dem Werk an der Küste und eines mehrere Kilometer vor der Küste im Meer. Diese warnen die Operatoren vor großen Wellen und fahren das Werk vollständig herunter. Obwohl das Werk nicht dafür ausgelegt war konnte kein Wasser in das Gebäude eintreten, wegen der meterdicken Wände und den hoch gelegenen Zugängen zu den Blöcken. Insgesamt hielt das Kernkraftwerk dieser Auslegungsüberschreitung stand.<ref name="Bulletin_50105615053"/> Das Schauspiel wiederholte sich, als am 11.&nbsp;März 2011 das [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] durch das Tōhoku-Erdbeben und den anschließenden Tsunami hart geritten und nass eingestellt wurde. Zwar funktionierte die Notabschaltung, auch hielt die Anlage dem auslegungsüberschreitendem Beben stand, jedoch nicht dem Tsunami. Die Überflutung führte zu einem Ausfall der Stromversorgung und damit der aktiven Kernkühlung in drei Blöcken. Zur Drucksenkung musste ein Teil des verdampften Kühlwassers abgeblasen werden, was das Umland mangels Radionuklidfilter einer Kontamination aussetzte. Durch den Druckabbau konnte dann mit der externen Noteinspeisung in die Reaktoren begonnen werden. Die akute Krise war um den 29. März beendet: Alle Reaktoren und Abklingbecken wurden wieder gekühlt und es gab Elektrizität, sodass zügig weitere Systeme einsatzbereit gemacht werden konnten.<ref name="ke"/> <br />
<br />
Eine Überflutung wurde bereits früh in die Auslegung von Kernkraftwerken eingeplant, wurden aber im Dezember 1999 erstmals kritisch gesehen, nachdem ein starker Sturm an der Atlantikküste das [[Kernkraftwerk Blayais]] traf. Die Wellen überrollten die Schutzeinrichtungen des Werkes und trafen die Kühlwassereinrichtungen der Blöcke 1 und 2. Diese fielen aus und führten zu einem Notfall im Werk, da dadurch die Kühlung der Reaktoren nicht mehr gewährleistet war. Um [[Kernschmelze]]n zu vermeiden und die Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]] zu gewährleisten war eine Noteinspeisung in die Dampferzeuger nötig, wodurch ein Unfall vermieden werden konnte. Dies führte jedoch erstmals zu einem Überdenken des Flutungsschutzes von Nuklearanlagen bei der französischen Aufsichtsbehörde.<ref name="Bulletin_50105615053"/><br />
<br />
=== Virtuelle Risiken ===<br />
Als einer der Risiken in der computerisierten Welt wird die Gefahr von Hackerangriffen oder Verbreitung von Viren in kerntechnischen Anlagen, darunter auch Kernkraftwerken genannt. Ein Beispiel ist der Virus ''Stuxnet'', der anscheinend dafür entworfen wurde die iranischen kerntechnischen Anlagen zu befallen. Dieser ''„Wurm“'' ist extra für die Attackierung von SCADA-Systemen entworfen wurden, die unter anderem in Kernkraftwerken eingesetzt werden. Im konkreten Falle war auch das [[Kernkraftwerk Buschehr]] davon betroffen. Stuxnet war in der Lage die Kontrolle über das System zu übernehmen und dadurch zu sabotieren. Das russische Softwareunternehmen Kaspersky Lab ging davon aus, dass Stuxnet ein Prototyp für weitere Viren dieser Art gewesen sei.<ref>Die Welt: ''Stuxnet-Wurm befällt iranisches Atomkraftwerk'', 26.09.2010. [http://www.welt.de/wirtschaft/webwelt/article9884891/Stuxnet-Wurm-befaellt-iranisches-Atomkraftwerk.html Abgerufen] am 08.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FjSEUNqz Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Falle von Buschehr und anderen Kernkraftwerken konnte der Virus auf speicherprogrammierbare Steuerungen zugreifen und diverse Pumpen und Ventile regeln.<ref>Heise: ''Atomkraftwerk Buschehr geht trotz Cyber-Attacke ans Netz'', 28.09.2010. [http://www.heise.de/security/meldung/Atomkraftwerk-Buschehr-geht-trotz-Cyber-Attacke-ans-Netz-1097415.html Abgerufen] am 08.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FjSkQxml Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein Zugriff auf die Reaktorsteuerung und das Reaktorschutzsystem eines Kernkraftwerks ist nicht möglich, da diese Systeme aufgrund der Unzuverlässigkeit von Betriebssystemen weiterhin mit analoger Steuerungstechnik aufgebaut werden. In anderen Bereichen werden allerdings sehr wohl computergestützte Steuerungen verwenden, die angegriffen werden können, allerdings greift bei Parameterabweichungen die analoge Steuerung des Reaktors ein und schaltet den Block ab und leitet die entsprechenden Maßnahmen ein.<ref>BMU: ''Computerschadprogramm "stuxnet"''. [http://www.bmu.de/uebrige-seiten/computerschadprogramm-stuxnet/ Abgerufen] am 08.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FjT74QMw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Mai 2011 unterstellten Medien, dass eine durch DDoS ausgeführte Attacke, die das Aktivistennetzwerk Anonymous am 18.&nbsp;Mai auf die Internetpräsenz von Électricité de France vornahm, auch gegen Kernkraftwerke gerichtet werden könnte. Anonymous erklärte allerdings, dass man durch eine DDoS-Attacke keine Kernkraftwerke angreifen kann.<ref>derStandard: ''Anonymous: Angriffe auf Kernkraftwerk nie möglich gewesen'', 23.05.2011. [http://derstandard.at/1304552570519/Anonymous-Angriffe-auf-Kernkraftwerk-nie-moeglich-gewesen Abgerufen] am 08.04.2013. ([http://www.webcitation.org/6FjTSxepO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Zitate ==<br />
<br />
:''„In Ländern mit relativ hohem Wohlstand haben zudem Technologien ein großes Angst einflößendes Potenzial, deren Folgen man nicht sehen, schmecken oder riechen kann – so wie die Strahlung von Kernbrennstoffen. Sie treten an die Stelle von realen Gefährdungen wie bestimmten Krankheiten oder Hunger, die früher die Menschen sorgten, aber heute weniger präsent sind oder gar völlig fehlen.“''<br />
<br />
: – Ortwin Renn, Soziologe<ref>[http://www.wissenschaft-online.de/artikel/1068260&_z=859070 Spektrum.de: ''Technikbildung von Kind an"'', 04/2011]</ref><br />
<br />
<br />
:''„Insgesamt ereigneten sich in den letzten 60 Jahren mehr als 100 Dammbrüche, die Zahl der Opfer geht in die 100.000. Ein Großteil dieser Dämme ist vor 1930 erbaut worden, von den Sicherheitsstandards, die in einem modernen KKW gelten, ist hier nichts zu spüren. Und während ein Kernkraftwerk auch noch einem Jumbojet standhalten soll, so möchte ich die Staumauer sehen, die so etwas vermag. Viele Bewohner die unterhalb einer solchen Mauer wohnen wären chancenlos, würde es einen terroristischen Anschlag auf diese geben. Ein Beispiel hier ist das Zillertal in Österreich: nur eine der drei Staumauern muss brechen (Erdbeben, technisches/menschliches Versagen oder ein Anschlag) und es würde eine Flutwelle durch das Tal jagen in der (abhängig von der Saison) bis zu Zehntausende Menschen ihr Leben verlören. Natürlich sind das nur Szenarien, und aus einem solchen den „Ausstieg aus der Wasserkraft“ zu fordern käme niemanden in den Sinn, bei der Kernkraft aber wird genau das gemacht.“''<br />
<br />
:''„Am 29.10.2002 schwamm sehr viel Laub auf dem Neckar, der Kühlwassereinlauf des KKW Obrigheim musste gesäubert werden. Das Kraftwerk wurde daher für etwa eine dreiviertel Stunde abgeschaltet, eine Meldung an das BfS wurde gemacht (war ja immerhin ein meldepflichtiges, weil von der Norm abweichendes Ereignis): Einstufung INES 0. Kurz danach erschien eine dpa-Pressemeldung mit dem Titel „KKW Obrigheim – fünfte Panne in fünf Monaten“. Angesichts einer derart verzerrten Darstellung ist es kein Wunder, dass sich die Menschen unterhalb einer teilweise veralteten Staumauer sicherer fühlen, als in der Nähe eines Kernkraftwerkes.“''<br />
<br />
: – Jan Gottwald, Kernphysiker<ref>http://www.kerngedanken.de/2010/09/risiken-der-technik/</ref><br />
<br />
<br />
:''„We have far too many adults walking around, who don't have the faintest idea of how to think about radiation, how to think about nuclear power, and they are prey to the most profound mythologies about nuclear as a consequence of it. And we need to recognize that the opponents of nuclear power are religious in their dedication and willing to lie about it, to manufacture accusations about it that have no real bearing in science or reality.“''<br />
<br />
: – John Ritch, Vorsitzender der World Nuclear Association 2001-2013<ref>http://www.npcil.nic.in/pdf/Misinformation_is_fuelling_anti_nuclear_protests.pdf</ref><br />
<br />
<br />
:''„Herr Scherb behauptet, in den Orten des Wendlandes um Gorleben herum würden wegen des Castor-Lagers Mädchen nicht geboren, oder jedenfalls weniger als normal. Von 1996 bis 2011 kamen dort 231 Kinder zur Welt, davon 111 Mädchen. Nach Bundesdurchschnitt hätten es 112,41 Mädchen sein müssen, also rund ein und ein halbes Mädchen mehr. Das heißt: Bei 229 Frauen war alles normal, aber anderthalb Frauen (falls Sie sich das vorstellen können) hätten vielleicht lieber ein Mädchen gehabt, bekamen aber einen Jungen, und nur wegen dieser Castor-Behälter!''<ref>Anmerkung: Die Zahlen entsprechen nicht den Angaben von Herrn Dr. Hagen Scherb, wurden ihm aber von den Mainstreammedien (Focus, Tagesspiegel, etc) zugeschrieben, ohne dass er dies kritisierte. Die Vorgehensweise der Medien und des Herrn Dr. Scherb, mit Korrelationen Angst, Unsicherheit und Zweifel zu schüren, obwohl diese nachweislich nichts mit Strahlung zu tun haben, wird allerdings korrekt dargestellt, und wurde auch von anderer Seite kritisiert. Der nachfolgende Text des Herrn Dr. Hinsch ist ebenfalls korrekt.</ref><br />
<br />
:''Diese schlimme Nachricht brachten alle Medien. Aber selbst Öko-Institute machen da nicht mit. In einer anderen Sache hatte ich einen Briefwechsel mit dem Öko-Institut Freiburg. Mir schrieb der zuständige Fachmann, Herumstochern in statistischen Unsicherheiten würde er ablehnen, Wirkungen müssten immer auch dazu passende Ursachen haben.''<br />
<br />
:''Als ehemaliger Mitarbeiter des Helmholtz Zentrums habe ich mich dort über Herrn Scherb per E-Mail beschwert. Mich rief darauf der Chef der Öffentlichkeitsarbeit an und sagte mir, wie unglücklich man dort über Herr Scherb wäre. Um zu zeigen, dass aber sonst doch noch ordentliche Arbeit geleistet wird, schickte er mir einen ganzen Karton voller Informationsmaterial. Ich verstehe, dass das Helmholtz Zentrum mit Herrn Scherb sehr vorsichtig umgehen muss. Das Zentrum lebt von Geldern, welche bewilligt oder verweigert werden von Politikern, die wohl mehrheitlich Herrn Scherb für den besten Mitarbeiter des Helmholtz Zentrums halten.''<br />
<br />
:''Sucht man Zusammenhänge, wie das Herr Scherb tut, dann wird man auch immer welche finden. So könnten schlechte Spielergebnisse örtlicher Fußballvereine mit der Nähe zu einem Kernkraftwerk erklärt werden. Und wenn die Ergebnisse gar nicht so schlecht sind? Dann könnten sie ohne das Kraftwerk noch besser sein.''<br />
<br />
:''So wurde nach dem Unfall 1986 in Tschernobyl bezüglich der Säuglingssterblichkeit in Bayern argumentiert. Die ist erfreulicherweise von Jahr zu Jahr zurückgegangen, aber es sterben doch noch pro 1.000 Geburten etwa 4 Kinder im ersten Lebensjahr. Auch nach 1986 ging die Säuglingssterblichkeit weiter zurück, aber es wurde behauptet: Wegen Tschernobyl nicht mehr so schnell. Aus der offiziellen Statistik war das nicht abzulesen, aber es wurde eben behauptet. Die Differenz zwischen den tatsächlichen Zahlen und den niedrigeren ausgedachten ergab angeblich: Vielen 100 Säuglingen hat Tschernobyl den Tod gebracht. “''<br />
<br />
: – Dr. Hermann Hinsch, Physiker und ehemaliger wissenschaftlicher Mitarbeiter<ref>[http://www.eike-klima-energie.eu/energie-anzeige/unsere-radioaktive-welt/ EIKE: ''Unsere radioaktive Welt'', 21.08.2012]</ref><br />
<br />
== Weblinks ==<br />
:'''Intern:'''<br />
* [[Portal:Kernkraftwerk]]<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
<br />
:'''Extern:'''<br />
* [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1526_Web.pdf IAEA: ''Construction Technologies for Nuclear Power Plants'']<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
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<br />
<br />
<br />
<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk|#]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Akkuyu&diff=6769Kernkraftwerk Akkuyu2013-06-15T20:47:53Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Türkei<br />
|REGION =Mersin<br />
|ORT =Büyükeceli<br />
|LAT =36.14377<br />
|LON =33.54212<br />
|EIGENTÜMER =AKKUYU NGS A.Ş.<br />
|BETREIBER =AKKUYU NGS A.Ş.<br />
|V-JAHR =<br />
|B-JAHR =<br />
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}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Akkuyu''' (türkisch ''Akkuyu Nükleer Enerji Santrali'') soll nahe der Ortschaft Büyükeceli in der türkischen Provinz Mersin entstehen. Eine Besonderheit an der Anlage ist, dass Russland die Anlage errichten, besitzen und betreiben wird. Es ist bei einem Kernkraftwerks weltweit das erste Mal, dass nach diesem Verfahren vorgegangen wird. Die Anlage soll an der Mittelmeerküste entstehen und das erste türkische Kernkraftwerk werden. Das Projekt war bereits in den 1970er Jahren ins Leben gerufen worden, wurde jedoch wegen verschiedener Gründe bisher nicht ausgeführt.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Auf der Suche nach einem geeigneten Standort für das zweite Kernkraftwerksprojekt in der Türkei, nachdem das Erste storniert wurde, beschränkte man sich eher in Richtung der Südküste des Landes. Um einen geeigneten Standort zu finden, untersuchte man vornehmlich die seismischen Aktivitäten in der Umgebung. Man nahm die letzten Erdbeben zwischen 1903 und 1972 als Referenz in der näheren Umgebung möglicher Standorte. Während die meisten Beben in einem Umkreis von 325&nbsp;Kilometer eine Magnitude von 4,3 aufweisen bildet nur ein Standort bei Akkuyu eine Ausnahme, da hier niemals die Magnitude 3,3 überschritten wurde. Allerdings gab es auch neun historische Beben zwischen dem Jahr 115 und 1903 die mehr als Magnitude 7,3 erreichten, die zusätzlich in die Wertung eingeschlossen wurden. So schnitt der Standort Akkuyu am besten ab, während die anderen Standorte Adana, Kyrenia-Misis, Amanos, Konya, Antalya und Cyprus mit einer Magnitude von bis zu 4,3 eine niedrigere Wertung erzielten.<ref>Orta Doğu Teknik Üniversitesi (Ankara, Turkey): ''Temel ve uygulamali bilimler dergisi, Band 10''. Middle East Technical University., 1977. Seite 121.</ref><br />
<br />
Für die endgültige Wahl von Akkuyu als Standort für das erste türkische Kernkraftwerk wurden neben der seismischen Stabilität die Möglichkeit der Anlieferung von Großkomponenten über Wasserwege genannt, die geringe Besiedelungsdichte in der Umgebung, die guten Bedingungen für die Kühlwasserversorgung der Anlage und die Nähe zu den mittleren und großen Lastzentren der Türkei um Adana, Konya, Antalya und Mersin.<ref name="TR9800002">Şahin Nevzat: ''TEAS Akkuyu Nuclear Power Plant Project''. Nuclear energy public information seminar; Ankara, Mersin (Turkey); 26-27 May 1997. Seite 1 ([http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/29/026/29026783.pdf Online-Version])</ref> Doch bereits vor Baubeginn wurde das Projekt aufgrund ungeklärter Fragen mehrfach verschoben, sodass Anfang 1980 nicht mit einem Betrieb vor 1986 zurechnen war.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Manpower requirements and development for nuclear power programmes: proceedings of an International Symposium on Manpower Requirements and Development for Nuclear Power Programmes : held by the International Atomic Energy Agency, at Saclay, 2-6 April 1979, Band 1''. In: Band 523 von Proceedings series. International Atomic Energy Agency, 1980. Seite 347.</ref> Der erste Anbieter für die Anlage war der schwedische Kernkraftwerksdesigner ASEA-Atom, mit einem 600&nbsp;MW [[Siedewasserreaktor]]. Allerdings kam ein Militärputsch im Jahre 1980 dazwischen, weshalb das Projekt storniert wurde. Die zivilen Einrichtungen, inklusive Straßen und Hilfsgebäude wurden bereits errichtet.<ref name="ISBN_9070702010">Thijs de la Court, u.a.: ''The nuclear fix, a guide to nuclear activities in the Third World''. WISE, World Information Service on Energy, 1982. ISBN 9070702010. Seite 100.</ref><br />
<br />
=== Zweite Ausschreibung ===<br />
Im Jahre 1982 kündigte die Türkei eine neue Ausschreibung an, dieses mal für eine Anlage mit einer Leistung von 900&nbsp;MW, unter Protest der Opposition in der relativ neu aufgeflammten Umweltbewegung des Landes.<ref name="ISBN_9070702010"/> Im Jahre 1983 wurde das Projekt international ausgeschrieben. Ein deutsches Angebot enthielt die Pläne für einen 1000&nbsp;MW [[Druckwasserreaktor]] vom Typ [[KWU-PWR-1000]], der eine direkte Weiterentwicklung der Reaktoren [[Kernkraftwerk Neckarwestheim|Neckarwestheim&nbsp;1]] und [[Kernkraftwerk Gösgen|Gösgen]] war.<ref>Germany (West). Bundestag: ''Verhandlungen des Deutschen Bundestages: Stenographische Berichte, Band 308''. 1984. Seite 59, 61.</ref> Als Gegenbewerber reichte Atomic Energy of Canada Limited, kurz AECL, das Angebot für einen 635&nbsp;MW starken [[CANDU-Reaktor]] ein, der mit einer Milliarde Dollar unter dem deutschen Preisangebot von 1,136&nbsp;Milliarden Dollar lag. Alternativ erhofften sich beide Gesellschaften jeweils einen Block in Akkuyu errichten zu dürfen. Während die Kraftwerk Union auf den ersten Auftrag hoffte, wollte AECL den zweiten Block für sich gewinnen. Allerdings war zu diesem Zeitpunkt nicht sicher, ob sich die Türkei einen zweiten Reaktor überhaupt hätte leisten können. In der Favoritenrolle war das Angebot der Kraftwerk Union, da die finanziellen Konditionen weitaus besser waren und eine Hermesbürgschaft sicher gewesen wäre. AECL hindessen hatte einen österreichischen Vertragspartner für die Finanzierung, der jedoch eher dem KWU-Angebot hingezogen war. Die Bauzeit des KWU-Projekts wurde jedoch mit 78&nbsp;Monaten weitaus länger als das AECL-Projekt mit 75&nbsp;Monaten veranschlagt. Die im KWU-Vertrag vorgesehenen Partner für den Bau der Anlage hatten bereits Kooperationen mit örtlichen Unternehmen sichergestellt, ebenso wäre die Prüfung durch den deutschen {{Akronym|TÜV|Technischer Überwachungsverein}} erfolgt, während AECL den Bau selbstständig getätigt hätte und die Wartung dem Auftraggeber überlassen wäre.<ref>''middle east economic digest''. 1984. Seite 74.</ref><br />
<br />
Als dritter Projektanbieter trat Westinghouse 1984 in die Ausschreibung ein.<ref>Mekhon Shiloaḥ le-ḥeḳer ha-Mizraḥ ha-tikhon ṿe-Afriḳah: ''Mideast file, Band 4''. Learned Information, 1985. Seite 303.</ref> Daraufhin bildete AECL zusammen mit britischen Unternehmen ein Konsortium, genannt Canada-UK, um den Bau für sich zu entscheiden. In der Folge entschied sich die türkische Regierung für dieses Konsortium und damit für den Schwerwasserreaktor aus Kanada, welcher den ersten Block stellen sollte.<ref>''Impact international''. News & Media, 1985. Seite 15, 167, 183.</ref> Für den zweiten Block erhielt die Kraftwerk Union AG den Zuschlag. Von beiden Ländern, Kanada und Westdeutschland, hatte die Türkei bereits Kredite für beide Reaktoren erhalten.<ref>''New scientist, Band 105''. New Science Publications, 1985. Seite 9.</ref> Das deutsche Projekt hielt sich jedoch nicht lange. Da das Modell für den Export optimiert wurde und um die Preisspanne im Rahmen zu halten, wurden weniger Systeme integriert, als sie in Deutschland gefordert waren. Von der Türkei wurde misstrauisch auf diese Anlagen geschaut, weil wenn diese so preisgünstig und sicher sein würden wie herkömmliche deutsche Reaktoren, warum würden diese dann nicht auch in Deutschland errichtet? Allerdings wurde bis zu diesem Zeitpunkt nirgends eine Lizenz für diese Reaktoren beantragt. Seitens der Reaktorsicherheitskomission gab es zu diesem Reaktortyp eine Studie, die die Tauglichkeit und volle Sicherheit der Anlage garantierte. Die USA kritisierten diese Politik, da sie US-Unternehmen im internationalen Markt durch preisgünstige Angebote und Hermesbürgschaften ausspielen würde.<ref>''Werbende Zeilen''. In: Der SPIEGEL 17/1984, 23.04.1984. ([http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13509791.html Online-Version])</ref> Im Jahr 1986 kam der Handel mit Kanada zum Erliegen, nachdem die Türkei eine Staatsbürgschaft über 1,1&nbsp;Milliarde Dollar forderte. Ein weiterer Einfluss war der [[Reaktorunfall von Tschernobyl]].<ref>Economist Intelligence Unit (Great Britain): ''Quarterly energy review: Middle East''. Economist Intelligence Unit Ltd., 1986. Seite 35.</ref> Daraufhin wurde das Bauvorhaben bis auf weiteres zurückgestellt und neu geprüft.<ref>Zentrum für Türkeistudien (Germany): ''Zeitschrift für Türkeistudien: ZfTS., Band 1,Ausgaben 1-2''. Integra, 1988. Seite 138.</ref><br />
<br />
Bis zu diesem Zeitpunkt ist der Standort bereits mehr als vollständig an Straßen- und Elektrizitätssysteme angebunden, sodass der Bau eines Kernreaktors sofort beginnen könne, ohne weitere Infrastruktur errichten zu müssen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Nuclear Power Performance and Safety: Achievements in Construction and Operation''. In: Band 2 von Nuclear Power Performance and Safety; Band 761 von Proceedings series. International Atomic Energy Agency, 1988. Seite 234.</ref> Seitens der Türkei wurde Ende der 1980er Jahre das BOT-Konzept vorgeschlagen. BOT steht für Built, Operate, Transfer. Demnach würde der Auftragnehmer die Anlage errichten, 15&nbsp;Jahre lang betrieben und erst dann an den Auftraggeber transferieren. International war Akkuyu das erste Kernkraftwerksprojekt, bei dem dieses Verfahren in Erwägung gezogen wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 34''. Handelsblatt GmbH, 1989. Seite 121.</ref> Bis in die 1990er hinein wurde schließlich kein Fortschritt mit dem Projekt gemacht. Lediglich das Ausscheiden von allen Mitbewerbern außer der Kraftwerk Union AG und AECL wurde beschlossen.<ref>S. Eriş Ülger: ''Die Türkei in der deutschen Presse: 1945-1984, Band 2''. In: Band 1478 von Kültür Bakanlığı yayınları, Türkiye Kültür Bakanlığı. Verlag Anadolu, 1993. ISBN 9751712580. Seite 255.</ref> Im Jahre 1995 sicherte TEAS den Bewerbern zu, dass zwischen 1995 und 1996 eine Entscheidung fallen werde, sodass 1998 mit dem Bau begonnen werden könnte.<ref>''Nuclear engineering international, Band 40''. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1995. Seite 52.</ref> Im Jahre 1998 kam es zu einem Erdbeben rund 100&nbsp;Kilometer entfernt vom Standort, das eine Stärke von 6,3 auf der Richterskala erreichte. Von den Kritikern wurde dieses Ereignis als „Warnung der Natur“ bezeichnet und auf die Gefahr des Projekts hingewiesen. Seitens Siemens, die sich mittlerweile mit einem weiterentwickelten 1300&nbsp;MW-[[KWU-Baulinie '80|Konvoimodell]] an der Ausschreibung beteiligten, wurden die Nahtoderwartungen gedämpft, da das Kraftwerksmodell Beben mit einer Stärke von über 8 auf der Richterskala standhalten würde.<ref>''Warnung der Natur''. In: Der SPIEGEL 28/1998, 06.07.1988. ([http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-7933154.html Online-Version])</ref> Am 18.&nbsp;August 1998 stoppte die Türkei alle weiteren Pläne für die Anlage. Ursprünglich war geplant, bis 2006 mit den Bauarbeiten zu beginnen.<ref>Ankara Üniversitesi. Dış Münasebetler Enstitüsü, u.a.: ''Milletlerarası münasebetler Türk yıllığı, Ausgaben 28-30''. Dış Münasebetler Enstitüsü, University of Ankara, 1998. Seite 202.</ref><br />
<br />
=== Dritte Ausschreibung ===<br />
Währenddessen stieg KEPCO, ein Energieversorger aus Japan, in das Projekt ein um die Ausbildung des Personals in Kernkraftwerksgrundlagen zu übernehmen, analog zur Ausbildung von Personal für das [[Kernkraftwerk Qinshan]] in der Volksrepublik China.<ref>''Business Korea, Band 15''. Business Korea Ltd., 1998. Seite 52.</ref> Inzwischen wurde für die Anlage in Akkuyu eine Mindestgröße festgelegt, mit zwei verschiedenen Konzepten. Die erste Möglichkeit, auch der Favorit, war der Zubau eines Kernkraftwerks mit 1400&nbsp;MW Leistung, variierend jeweils ±5&nbsp;% Leistung aus einem oder zwei Blöcken. Die zweite optionale Möglichkeit wäre der Zubau von 2800&nbsp;MW Leistung, ebenfalls variierend ±5&nbsp;% Leistung, aus zwei oder vier Reaktoren. Erlaubt war eine Mindestblockgröße von 600&nbsp;MW und eine maximale Blockgröße von 800&nbsp;MW. Es sollte dabei jedoch kein Prototyp zum Einsatz kommen, sondern ein Modell, dass sich mindestens fünf Jahre im Betrieb bewährte. Insgesamt gab es drei Bewerber für das Projekt, darunter wieder AECL, Westinghouse und Nuclear Power International, ein Tochterunternehmen der Kraftwerk Union AG und der französischen Framatome.<ref name="TR9800002"/> Die deutschen Teilnehmer standen jedoch vor einem Problem, da am 20.&nbsp;Januar 2000 die Export-Import Bank Hermes keinen Kredit mehr für die Anlage bereitstellen wollte.<ref>''Greek-American review, Band 52''. Hellenic Heritage, 2000. Seite 21.</ref> Im Juli 2001 stornierte die türkische Regierung erneut das Projekt.<ref>Conny Boettger, u.a.: '' Greenpeace: changing the world : die fotodokumentation''. In: Edition Rasch und Röhring. Edition Rasch & Röhring, 2001. ISBN 3924044953. Seite 252.</ref><br />
<br />
=== Vierte und Fünfte Ausschreibung ===<br />
Im Jahr 2006 wurde erneut eine Studie in Auftrag gegeben, für die gesamte Anlage. Nach dem aktuellen Bedarf der türkischen Energiewirtschaft wurde eine Anlage mit einer Leistung von 4000&nbsp;MW am Standort Akkuyu als angemessen angesehen.<ref>Société française d'énergie nucléaire: ''Revue générale nucléaire: RGN, Ausgaben 5-6''. Revue Générale de l'Electricité, 2008. Seite 5.</ref> In der Folge wurde im März 2007 eine erneute Ausschreibung für das Projekt vorgenommen.<ref>Educational Foundation for Nuclear Science (Chicago, Ill.), u.a.: ''Bulletin of the atomic scientists, Bände 63-64''. Atomic Scientists of Chicago, 2007. Seite 28.</ref> Allerdings gab es nur einen Bieter für das Projekt, den russische Kernkraftwerksexporteur [[Atomstroiexport]]. Das Angebot geht über den Bau von vier WWER-1200 als [[AES-2006]]. Vorerst sah der Vertrag vor, dass neben dem türkischen Stromkonzern Park Teknik auch die russischen Unternehmen Atomstroiexport und der Netzbetreiber RAO UES am Betrieb der Anlage beteiligt wären. Atomstroiexport machte zunächst das Angebot, die Elektrizität für $ 21,16&nbsp;Cent je Kilowattstunde über dem Marktpreis zu verkaufen. Dies wurde seitens der Türkei abgelehnt, weshalb der Preis auf $ 15&nbsp;Cent je Kilowattstunde gesenkt wurde. Insgesamt sollte das Unternehmen 15&nbsp;Jahre lang beteiligt werden, und anschließend die Mehrheit an die Türkei übergeben. Die Kosten für die Anlage lagen bei 20&nbsp;Milliarden Dollar.<ref>Richard Weitz: ''Global security watch--Russia: a reference handbook''. In: Global security watch series. ABC-CLIO, 2009. ISBN 0313354340. Seite 109.</ref> Am 20.&nbsp;November 2009 wurde allerdings die Ausschreibung erneut storniert.<ref>Nuclear Energy Agency, u.a.: ''Uranium 2009: Resources, Production and Demand''. OECD Publishing, 2011. ISBN 9264047891. Seite 382.</ref> Grund sind rechtliche Bedenken gewesen, weshalb die Ausschreibung erneut vorgenommen wurde.<br />
<br />
Im Mai 2010 wurde schließlich ein neuer Vertrag zwischen der Türkei und Rosatom geschlossen, sodass der Staatskonzern Rosatom die Anlage auf BOO (Build Own Operate) Basis errichten, besitzen und betreiben wird. Es ist die erste Kernkraftanlage weltweit, bei dem dieses Verfahren angewandt wird. Der türkische Netzbetreiber TETAS wird 70% der Stromproduktion von Block 1 & 2 für USD 12,35 ct/kWh für 15 Jahre, oder bis 2030 abkaufen. Die Produktion der Blöcke 3 & 4 wird nur zu 30% mit dieser Einspeisevergütung für 15 Jahre bedacht. Die Reststrommengen müssen am Markt verkauft werden, nach dem Vergütungszeitraum der gesamte Strom. Der Betreiber muss erst nach 15 Jahren 20% seines Profits an den türkischen Staat abführen.<ref name="WNA_06-2012">World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Turkey''. [http://www.world-nuclear.org/info/inf128-nuclear_power_in_turkey.html Abgerufen] am 21.06.2012.</ref><br />
<br />
Nach Plan soll zunächst Rosatom, Atomstroyexport und RAO UES das gesamte Kernkraftwerk finanzieren, bauen und betreiben. Park Telnik und Elektrik Uretim AS sollen ebenfalls einen bedeutenden Anteil an der Anlage besitzen um den türkischen Anteil zu sichern. Das Konsortium wurde im Dezember 2010 registriert, mit Atomstroyexport und Inter RAO UES mit jeweils 33,33% Anteil, Rosenergoatom 31,34% und Atomenergoremont und Atomtekhenergo mit jeweils 1%.<ref name="WNA_06-2012"/> Im August 2011 registrierte Rosatom die Firma ''Rusatom Overseas'', eine Firma die sich ausschließlich mit der Verwaltung von BOO-Projekten befassen soll und auch für das Kernkraftwerk Akkuyu dienen soll.<ref>Rosatom: ''The company Rusatom Overseas registered'', 11.08.2011. [http://www.rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite.eng/presscentre/news/7db20e8047ebb8bdb4dafdc33fdd9f8b Abgerufen] am 05.09.2011. ([http://www.webcitation.org/61TfOvnqV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Der geplante Baubeginn für die Anlage war im Jahr 2013.<ref name="WNA_06-2012"/> Am 21.&nbsp;Februar 2013 wurde schließlich der erste Bauvertrag unterzeichnet. Die Firma Özdoğu gewann die Auschreibung zum Ausheben der Baugrube. Der offizielle Baubeginn mit Gießen des Betons wird voraussichtlich ab Frühjahr 2014 stattfinden.<ref>[http://www.turkishpress.de/de/news/21022013/tuerkei-vertrag-ueber-bau-von-akw-akkuyu-besiegelt/4218 turkishpress: ''Türkei: Vertrag über Bau von AKW-Akkuyu besiegelt'', 21. Februar 2013]</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Das Kernkraftwerk soll ab 2018 bis 2021 vollständig den Betrieb aufgenommen haben.<ref name="WNA_06-2012"/><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Akkuyu soll aus vier Reaktoren bestehen.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=TR „Turkey“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Akkuyu-1 (geplant)<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1300/510<br />
| align="right" | 1175 MW<br />
| align="right" | 1255 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Akkuyu-2 (geplant)<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1300/510<br />
| align="right" | 1175 MW<br />
| align="right" | 1255 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Akkuyu-3 (geplant)<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1300/510<br />
| align="right" | 1175 MW<br />
| align="right" | 1255 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Akkuyu-4 (geplant)<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1300/510<br />
| align="right" | 1175 MW<br />
| align="right" | 1255 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in der Türkei}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Asien|Akkuyu]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk am Mittelmeer|Akkuyu]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Hope_Creek&diff=6749Kernkraftwerk Hope Creek2013-06-10T09:38:07Z<p>10.0.1.47: /* Wissenswertes */ tippo</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =Hope Creek Nuclear Generating Station from Delaware River, May 2012.jpg<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =USA<br />
|REGION =New Jersey<br />
|ORT =Hancocks Bridge<br />
|LAT =39.46694<br />
|LON =-75.53824<br />
|EIGENTÜMER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|BETREIBER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|V-JAHR =1970<br />
|B-JAHR =1986<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BCC_AZ =1<br />
|R-BCC_MW =1118<br />
|R-BTR_AZ =1<br />
|R-BTR_MW =1240<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =2012<br />
|ESPG-GW =9586<br />
|GESESPG =206740<br />
|STAND =2013<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Hope Creek Nuclear Generating Station<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Hope Creek''' (englisch ''Hope Creek Nuclear Power Plant'') befindet sich nahe Hancocks Bridge im US-Bundesstaat New Jersey. Die am Zulauf des Delaware River in den atlantischen Ozean gelegene Anlage war ursprünglich für den Bau in dicht besiedeltem Gebiet vorgesehen. Aufgrund von sich ändernden Bedingungen wurde der Standort nach Lower Alloways Creek verlegt und das Werk dort errichtet. Direkt neben der Anlage befindet sich das [[Kernkraftwerk Salem]], gebaut auf dem gleichen Gelände und ohne dazwischenliegenden Zaun.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahr 1966 kündigte die Public Service Electric and Gas Company an, auf Newbold Island, einer Insel im Delaware River, ein Kernkraftwerk errichten zu wollen. Technisch spezifiziert wurden die Planungen nicht, es war lediglich die Rede von vier {{Konvert|400|ft|m}}&nbsp;Meter hohen Kühltürmen. Die Kühltürme selbst stellten weniger ein Problem dar, allerdings würden zwei der Kühltürme in das angrenzende Pennsbury Manor angrenzen, ein als nationales Wahrzeichen eingetragenes Objekt. Die Public Service Electric and Gas Company lenkte bei einem Treffen mit der Delaware Valley Regional Planning Commission ein und versetzte die Kühltürme des Werkes, was zusätzlich 4,2&nbsp;Millionen Dollar an Planungskosten verursachte.<ref>Fairmount Park Art Association: ''Annual Report, Ausgabe 99''. 1971. Seite 15.</ref> Als Reaktortechnik wählte die Public Service Electric and Gas Company zwei [[Siedewasserreaktor]]en der Firma General Electric mit einer Leistung von je 1100&nbsp;MW aus, die 1978 und 1979 in Betrieb hätten gehen sollen.<ref>United States. Federal Power Commission: ''Steam-electric Plant Construction Cost and Annual Production Expenses: annual supplement''. Federal Power Commission, 1968. Seite 29.</ref> Allerdings stellte der Standort selbst noch ein Problem dar, da er nur {{Konvert|4.5|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer südlich von Trenton, Hauptstadt des Bundesstaates New Jersey, und {{Konvert|11|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer nördlich von Philadelphia liegt. Die Besiedlungsdichte in diesem Gebiet ist sehr hoch, vergleichbar mit der Dichte um das [[Kernkraftwerk Indian Point]] im US-Bundesstaat New York. Das Advisory Committee on Reactor Safeguards befand den Standort als nicht unakzeptabel, aber bei weitem nicht für die beste Lösung. Bereits 1967 hatte die Public Service Electric and Gas Company die Insel Burlington, {{Konvert|7|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer nördlich von Philadelphia und {{Konvert|11|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer südlich von Trenton, als möglichen Standort ins Auge gefasst, den das Unternehmen nach Empfehlung vom Sicherheitskomitee erst gar nicht evaluierte. Dass das Advisory Committee on Reactor Safeguards Newbold Island als möglichen Standort beibehielt lag hauptsächlich daran, dass ähnliche Erfahrungen aus Indian Point bereits vorlagen mit solch einer Bevölkerungsdichte.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear Industry, Band 16''. Atomic Industrial Forum, 1969. Seite 52.</ref><br />
<br />
{{Markerkarte<br />
|ausrichtung=links<br />
|land=USA New Jersey<br />
|größe=200<br />
|rahmen=<br />
|beschreibung=Ehemaliger (grau) und gewähler (grün) Standort im Bundesstaat New Jersey mit ausgewählten Schlüsselorten<br />
|marker={{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-green.svg<br />
|marksize=11<br />
|label='''Hope Creek'''<br />
|position=<br />
|lat=39.46694<br />
|long=-75.53824<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|marksize=11<br />
|label=Newbold Island<br />
|position=right<br />
|lat=40.128754<br />
|long=-74.758193<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=<br />
|marksize=<br />
|label=Trenton<br />
|position=top<br />
|lat=40.21705<br />
|long=-74.742937<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=<br />
|marksize=<br />
|label=Philadelphia<br />
|position=bottom<br />
|lat=39.952361<br />
|long=-75.163642<br />
}}<br />
}}<br />
Noch 1970 bestellte General Electric bei Hitachi in Japan die beiden [[BWR-4]] Reaktordruckbehälter für Newbold Island.<ref>''CHEMICAL WEEK''. 1970. Seite 22.</ref> Aufgrund der Lage des Werks in so dicht besiedelten Gebiet erhielt das Kernkraftwerk diverse Modifikationen. Unter anderem wurden spezielle langsame Ventile mit geringer Leckrate hinter den schnelleingreifenden Isolationsventilen an der Hauptdampfleitung geplant, sowie die Hoch- und Niederdruckeinspeisung des Kernnotkühlsystems modifiziert, sodass es nicht über den Ringraum und die Header in den Reaktor kommt, sondern direkt in den Reaktorkern eingeleitet wird. Die ungewöhnlichste Modifikation war jedoch das Reaktorgebäude selbst. Bei anderen Anlagen mit Mark-I-Containments war das Spannbetongebäude für einen Druck von {{Konvert|2|psi|Bar}}&nbsp;Bar ausgelegt und weißen eine Leckrate von 10&nbsp;% pro Tag auf. Für Newbold Island sollte allerdings ein großes Spannbetoncontainment als sekundärer Sicherheitsbehälter dienen, der einen Druck von rund {{Konvert|10|psi|Bar}}&nbsp;Bar standhalten sollte. Solche Containments kamen bisher lediglich für Druckwasserreaktoren zum Einsatz und stellen einen neuen sicherheitstechnisch evolutionären Schritt bei den Siedewasserreaktoren in den vereinigten Staaten von Amerika dar.<ref name="Electrical_World_Bd-176-2">''Electrical World, Band 176,Teil 2''. McGraw-Hill, 1971. Seite 34.</ref> Für das Werk Newbold Island wurde im März 1970 die Baugenehmigung erteilt.<ref name="Kongress_Bd-117-20">United States. Congress: ''Congressional Record: Proceedings and Debates of the Congress, Band 117, Teil 20''. U.S. Government Printing Office, 1971. Seite 26087.</ref> Noch im gleichen Jahr wurden erste Erschließungsarbeiten am Standort vorgenommen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 16''. Handelsblatt GmbH, 1971. Seite 491.</ref> Die Kosten für die beiden Blöcke zusammen wurden auf 574&nbsp;Millionen Dollar kalkuliert.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 14,Ausgabe 1''. American Nuclear Society, 1971. Seite 133.</ref> Im Juli 1972 wurden die öffentlichen Anhörungen (englisch ''Hearings'') beendet.<ref name="NN_Bd-16">American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 16''. American Nuclear Society., 1973. Seite 41.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1972 wurde allerdings am Delaware River ein neuer Damm genehmigt, der im Jahr 1973 zu einer Änderung des Wassernutzungsplan am Delaware führte. Zu diesem Zeitpunkt war allerdings der spezifische Nutzungsplan für Newbold Island bereits verabschiedet worden und bis 1980 gültig. Da aufgrund des Damms erwartet wurde, dass für das Kernkraftwerk auf Newbold Island, sowie das weiter Flussaufwärts gelegene [[Kernkraftwerk Limerick]], weniger Wasser zur Verfügung stehen würde hätten beide Kraftwerke aufgrund von Weisungen bei niedrigen Wasserpegel vom Netz hätten gehen müssen. Da die Reserven zumindest für Limerick groß genug ausgebaut werden konnten, bestand für das Werk kein Problem. Für Newbold Island hätte bis 1980 ein eigenes Reservoir errichtet werden müssen, das bei niedrigen Pegelständen Wasser in den Delaware River nach gespeist hätte. Bis 1977 hätte eine entsprechende Entscheidung fallen müssen, ob man nun ein Reservoir errichten wolle oder nicht. Die Folge wäre allerdings gewesen, dass neue Hearings hätten abgehalten werden müssen, was zu Verzögerungen bei der Kraftwerksinbetriebnahme verursacht hätte. Die Atomic Energy Commission teilte daraufhin eine Ablehnung des Standortes mit.<ref name="NN_Bd-16"/> Aufgrund einer bemängelten Sicherheitsplanung für das Kernkraftwerk, sowie der Kosten für den Bau der Reserven entschied die Public Service Electric and Gas Company zwei alternative Standorte zu prüfen. Einer dieser Alternativen war die Verlegung des Werkes zum Standort Artificial Island in Salem County, an dem sich bereits das [[Kernkraftwerk Salem]] im Bau befand, sowie zum Standort des [[Kernkraftwerk Peach Bottom|Kernkraftwerks Peach Bottom]], was allerdings aufgrund des vorhandenen Geländes als nicht durchführbar galt. Das Kernkraftwerk wäre in Salem zwar aufgrund des Geländes teurer im Bau und wäre mit höheren Übertragungskosten verbunden, da die Leitungen für das Werk erst verlegt werden mussten, dieser Vorschlag wurde aber dennoch am 1.&nbsp;November 1973 an die Atomic Energy Commission übermittelt in einen persönlichen Brief an den Präsidenten der Kommission, Robert I. Smith. Unter der Berücksichtigung, dass das Werk für Newbold Island bereits eine uneingeschränkte Genehmigung erhalten habe erhoffte man sich, dass die Hearings am neuen Standort schnell umgesetzt werden können. Die Atomic Energy Commission schlug dazu die Bedingung vor, dass man bereits am 1.&nbsp;März 1974, vier Monate nach den Antrag, mit den Hearings fortfahren könne, sofern die Auslegung des Kernkraftwerks Newbold Island 1:1 ohne Änderungen übernommen werde. Zu diesem Zeitpunkt wurden bereits 5&nbsp;Millionen Dollar in Erschließung des Standortes gesteckt.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear Industry, Band 20''. Atomic Industrial Forum, 1973. Seite 47.</ref> Am Standort heute noch Sichtbar ist nur die umzäunte Baugrube der beiden Blöcke.<br />
<br />
Das Werk wurde am neuen Standort offiziell als ''Hope Creek'' geführt um es von der Druckwasserreaktoranlage Salem zu differenzieren. Die Hearings konnten wie geplant noch im März beginnen, sodass bereits 12&nbsp;Monate nach dem Gesuch um die Standortverschiebung am 4.&nbsp;November 1974 die Baugenehmigung erteilt werden konnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, 1974. Seite 157, 569.</ref> Im Vergleich dazu hat die Genehmigung des zweiten Blocks des Kernkraftwerks Salem ganze 32&nbsp;Monate in Anspruch genommen.<ref>Atomic Industrial Forum, u.a.: ''Nuclear Industry, Band 21''. Atomic Industrial Forum, 1974. Seite 44.</ref> Das die Public Service Electric and Gas Company trotzdem nicht sofort mit dem Bau des Werkes fort fuhr lag vornehmlich daran, dass das Jahr 1973 aufgrund von einem niedrigen Zuwachs des Verbrauchs geprägt war und zu einem Gewinneinbruch von 6&nbsp;% entgegen des Vorjahres führte. Der Konzern hatte daher seine Verbrauchsprognose für die nächsten 10 bis 15&nbsp;Jahre von dem historischen Hoch von 6 bis 7&nbsp;% auf 4&nbsp;% gesenkt. Das Problem daran ist nicht, dass das Kernkraftwerk nicht benötigt werden würde, allerdings das kurzzeitige Überangebot, dass den Strompreis drückt und dazu führt, dass die Public Service Electric and Gas Company nicht mal mehr die ursprünglichen Kosten der Kernkraftwerke Salem und Hope Creek tragen hätte können.<ref name="NN_Bd-17">American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 17,Ausgabe 2''. American Nuclear Society, 1974. Seite 32.</ref> Hope Creek habe nach Aussage des Unternehmens allerdings eine hohe Priorität, weshalb mit der Genehmigung und Vorbereitung des Werkes fortgefahren wurde. Am 17.&nbsp;Juni 1975 genehmigte die Delaware River Basin Commission den Wassernutzungsplan für das Werk. Im Gegensatz zum vorherigen Standort waren allerdings nur noch zwei Kühltürme nötig, einer je Block.<ref name="Nuclear_Industry_Bd-22"/><br />
<br />
=== Bau ===<br />
[[Datei:Hope creek NPP.jpg|miniatur|Block über das Kernkraftwerk zum Kühlturm]]<br />
Am 1.&nbsp;März 1976 gingen beide Blöcke offiziell in Bau.<ref name="IAEA"/><ref name="Block-2"/> Im gleichen Jahr bestellte die Public Service Electric and Gas Company bei der Kerr-McGee insgesamt 20&nbsp;Millionen Pfund {{Akronym|U<sub>3</sub>O<sub>8</sub>|Triuranoctoxid}} für 1&nbsp;Milliarde Dollar, die die Brennstoffversorgung der Blöcke Salem-1 und Salem-2, sowie Hope Creek-1 und Hope Creek-2 von 1980 bis 1995 decken sollte. Abgebaut werden sollte es in der South Powder River Basin, die seitens der Kerr-McGee mit neuen Schächten und einer neuen Wiederaufbereitungsanlage erschlossen werden sollte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 21''. Handelsblatt GmbH, 1976. Seite 277.</ref> Obwohl die Arbeiten gut voran gingen stieg der Verbrauch noch schwächer als erwartet an. Im Jahr 1981 lag der Spitzenbedarf im Netz der Public Service Electric and Gas Company bei 7034&nbsp;MW. Die installierte Leistung lag bei 9101&nbsp;MW, wovon 29&nbsp;% der installierten Kapazität als Reserve bereitstanden. Für die nächsten Jahre ging der Konzern von einem Zuwachs im Stromverbrauch von jährlich 1,3 bis 2&nbsp;% aus, die von einem der beiden Blöcke am Kernkraftwerk Hope Creek mit einer gleichbleibenden Reservekapazität gedeckt werden könnten. Aus diesem Grund entschied die Public Service Electric and Gas Company den Bau des zweiten Blocks zu stornieren,<ref name="S&P_Bd-2">Standard and Poor's Corporation: ''Standard & Poor's Creditweek, Band 2,Ausgaben 1-17''. Standard & Poor's Corporation, 1982. Seite 1468, 1469.</ref> was am 1.&nbsp;Dezember 1981 erfolgte.<ref name="IAEA"/> Der Block war zu diesem Zeitpunkt zu rund 18&nbsp;% vollendet bei einer Investition in beide Blöcke von 335&nbsp;Millionen Dollar<ref name="S&P_Bd-2"/>, von denen 172&nbsp;Millionen Dollar auf den zweiten Block entfielen.<ref name="ATW_Bd-27">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 27''. Handelsblatt GmbH, 1982. Seite 61.</ref> Die Stornierung selbst verursachte Kosten in Höhe von 68&nbsp;Millionen Dollar,<ref name="S&P_Bd-2"/> welche die Public Service Electric and Gas Company über eine Tariferhöhung des Strompreises amortisieren wollte. Im Jahr 1981 war der Block bereits der sechste in den vereinigten Staaten von Amerika, der aufgrund der geringen Verbrauchprognosen storniert wurde.<ref name="ATW_Bd-27"/> Am 4.&nbsp;März 1982 genehmigte das Board of Public Utilities der Public Service Electric and Gas Company insgesamt 172&nbsp;Millionen Dollar aus dem Bau des zweiten Blocks für 15&nbsp;Jahre über den Strompreis zu amortisieren ab Juli 1982.<ref>''Moody's Bond Survey, Band 75,Ausgaben 15-27''. Moody's Investors Service., 1983. Seite 2628.</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Nach der letzten erwogenen Inbetriebnahme der beiden Blöcke auf Newbold Island, die für Mai 1981 und 1982 vorgesehen war, verzögerte sich dieser Termin auf Dezember 1981 und Mai 1983 aufgrund der neuen Hearings und finanziellen Einflüssen.<ref name="NN_Bd-17"/> Bereits 1975 musste diese Inbetriebnahme erneut auf Juni 1982 für den ersten Blocks und Dezember 1983 für den zweiten Block verschoben werden wegen weiterer Verzögerungen beim Baubeginn.<ref name="Nuclear_Industry_Bd-22">Atomic Industrial Forum, u.a.: ''Nuclear Industry, Band 22''. Atomic Industrial Forum, 1975. Seite 25.</ref> Am 28.&nbsp;Juni 1986 wurde im ersten Block der Reaktor erstmals kritisch gefahren, sodass er am 1.&nbsp;August 1986 ans Netz gehen konnte. Am 20.&nbsp;Dezember 1986 wurde der Block in den kommerziellen Betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Der Block war der letzte in den vereinigten Staaten von Amerika der ans Netz ging, dessen Projektion aus den 1960ern stammte, war allerdings auch das fortschrittlichste.<ref>Project Management Institute. Seminar/Symposium: ''Proceedings of the ... Annual Seminar/Symposium, Project Management Institute, Band 20,Teil 1988''. The Institute, 1988. Seite 648.</ref> Die Kosten für die gesamte Anlage beliefen sich auf 4,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref name="S&P_Bd-11">Standard and Poor's Corporation: ''Standard & Poor's Creditweek, Band 11,Ausgaben 22-30''. Standard & Poor's Corp., 1991. Seite 65.</ref> Die Kosten je installiertes Kilowatt lagen bei 3577&nbsp;Dollar.<ref>D. P. McCaffrey: ''The politics of nuclear power: a history of the Shoreham Nuclear Power Plant''. Springer, 1990. ISBN 0792310357. Seite 41.</ref> Ursprünglich sollten beide Reaktoren zusammen 600&nbsp;Millionen Dollar kosten.<ref>Kenneth F McCallion: ''Shoreham and the rise and fall of the nuclear power industry''. Greenwood Publishing Group, 1995. ISBN 0275942996. Seite 185.</ref><br />
<br />
Am 10.&nbsp;Oktober 1987 kam es zu einem Zwischenfall als der Block nach seiner Revision wieder angefahren wurde. Während der Block auf 10&nbsp;% seiner Nennleitung fuhr wurde gegen 19:30&nbsp;Uhr einer der Sicherheitsventile geöffnet um Daten zu sammeln für die akustischen Monitore. Allerdings klemmte das Ventil und schloss sich deshalb nicht. Gegen 19:52&nbsp;Uhr schaltete sich daraufhin der Reaktor. Aufgrund der daraufhin eingeleiteten Einspeisung von Speisewasser in den Reaktor stieg der Wasserstand {{Konvert|10|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter über die Expansionsmarke, weshalb eine Abschaltung der Stufe&nbsp;3 eingeleitet wurde. Aufgrund des weiteren Zulaufs von Speisewasser in den Reaktor wurde die Expansionsmarke insgesamt um {{Konvert|54|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter überschritten, weshalb eine Abschaltung der Stufe&nbsp;8 eingeleitet wurde und der Turbosatz abgeschaltet wurde, sowie die Speisewasserpumpen A und C. Aufgrund des noch offen stehenden Ventils fiel der Druck ab auf rund {{Konvert|700|psi|Bar|0}}&nbsp;Bar ab. Um den Wasserstand zu stabilisieren wurde die Kondensatorpumpe&nbsp;B verwendet, sodass der Wasserstand sich bei rund {{Konvert|30|zoll|cm|0}} bis {{Konvert|50|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter über der Expansionsmarke einpendelte. Für das Vakuum in den Kondensatoren wurden die mechanischen Vakuumpumpen zugeschaltet und anschließend alle Hauptdampfleitungen geschlossen, um die Abkühlung des Reaktor zu verlangsamen. Trotzdem kühlte sich der Reaktor innerhalb der ersten Stunde von {{Konvert|507|F|C|2}}&nbsp;°C um {{Konvert|183|F|K0|2}}&nbsp;K auf {{Konvert|324|F|C|2}}&nbsp;°C ab, womit die Auslegungsgrenze von {{Konvert|100|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde, die der Reaktor abkühlen darf, überschritten wurde. Auf Anfrage wurde General Electric beauftragt diesen Vorfall auf Basis der technischen Spezifikationen zu untersuchen. Dabei gab es zwei Fragen die eine schnelle Abkühlung des Reaktor aufwarf: Die Wahrscheinlichkeit eines Sprödbruchs sowie der maximale thermische Stress und Ermüdungswahrscheinlichkeit des Reaktors.<ref name="Power_Reactor_Events_Bd-9">U.S. Nuclear Regulatory Commission: ''Power Reactor Events, Band 9,Ausgabe 5''. The Commission, 1988. Seite 2, 3.</ref><br />
<br />
Während des Zwischenfalls wurden die festgelegten Grenzen aus der technischen Anlagenspezifikation um fast das doppelte überschritten. Die Evaluierung zeigte allerdings, dass der Sprödbruch des Reaktordruckbehälters dabei auszuschließen sei. Allerdings führte die schnelle Abkühlung insbesondere an den Kerneinbauten zu thermischen Belastungen, da diese nur für die maximale Auslegung von {{Konvert|100|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde ausgelegt waren. Der Reaktordruckbehälter selbst ist gegen extreme Temperaturschwankungen ausgelegt, die bis zu {{Konvert|151|F|K0|2}}&nbsp;K in zehn Minuten ({{Konvert|906|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde) betragen können. Grund für diese stärkere Auslegung des Reaktors liegt darin, dass gerade bei unvorhersehbaren Störungen mit Sicherheitsabblaseventilen diese Temperaturschwankungen erreicht werden können. Eine Gefahr für den Druckbehälter bestand nach General Electric durch die Auslegung deshalb in keinem Moment, weshalb der Designer dem Betreiber die Erlaubnis gab das Werk ohne Bedenken wieder anzufahren. Das defekte Sicherheitsventil wurde ausgebaut und durch ein baugleiches Modell des gleichen Herstellers (Target Rock) ersetzt. Das defekte Ventil wurde an die Wyle Laboratories gesandt, wo das Ventil in enger Kooperation mit General Electric und der Public Service Electric and Gas Company auf die Fehlerursache untersucht wurde. Man stellte fest, dass sich feiner Sand am Magnet innerhalb des Ventils festsetzte. Der Sand ist daher zu erklären, dass das Containment 1985 und 1986 an defekten Stellen mit einem Sandstrahler gereinigt wurde bevor es an der Stelle repariert wurde. Zweck war es Rost zu vermeiden. Zwar wurde beim Sandstrahlen ein Vakuum verwendet um die Auswirkungen des Sandstaubs auf Komponenten innerhalb des Containments zu vermeiden, was allerdings wirkungslos erschien. Um solch ein Versagen eines Sicherheitsventil zu vermeiden führte die Public Service Electric and Gas Company vor jedem Anfahren des Blocks Kontrollgänge durch um unter anderem die Sicherheitsventile visuell und auf ihre Funktion zu prüfen. Sekundär sollen diese Rundgänge sicherstellen, dass keine anderen Probleme vorliegen wie kleine Leckagen an Rohren oder andere Fehler an Komponenten. Nach einer Überprüfung des Werkes und der Managementpraktiken durch die Nuclear Regulatory Commission wurde die Wiederinbetriebnahme genehmigt.<ref name="Power_Reactor_Events_Bd-9"/><br />
<br />
Trotz der relativ geringen Betriebszeit zeigten einige epoxidbeschichtete Rohre aus dem Kühlwassersystem des Blocks, sowie aus anderen Kraftwerken Korrosionserscheinungen, verursacht durch mikrobiologische Einwirkungen, galvanische Korrosion sowie andere Korrosionseffekte. Dies hatte zur Folge, dass ein 37&nbsp;Millionen Dollar teures Programm zum Austausch dieser Rohre an 1988 für sechs Jahre begonnen wurde um die gesamten {{Konvert|2850|ft|m}}&nbsp;Meter mit epoxidbeschichteten Rohren zu ersetzen.<ref name="NEI_Bd-39">''Nuclear Engineering International, Band 39,Ausgaben 474-485''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1994. Seite 31 bis 34.</ref> Zwischen dem 1.&nbsp;Mai 1989 und dem 31.&nbsp;Juli 1990 wurde das Werk seitens der Nuclear Regulatory Commission einer systematischen Beurteilung der Lizenznehmerleistung unterzogen. Das Werk fuhr bis zu diesem Zeitpunkt mit überdurchschnittlich vorbildlicher Verfügbarkeit im Gegensatz zu den baugleichen Werken. In sechs von sieben Kategorien wurde das Werk mit der höchsten Bewertung, einer 1 beurteilt. Im Vergleich dazu machte das benachbarte Kernkraftwerk Salem weitaus mehr Probleme die zu mehr Stillstandszeiten führten. Während die Verfügbarkeit von Hope Creek bei rund 78&nbsp;% lag erreichtend ie nachbarblöcke nur 61,5 und 55,8&nbsp;%, was unter internationalem Schnitt lag.<ref name="S&P_Bd-11"/> Im Jahr 1990 konnte Hope Creek diesen guten Ruf verteidigen und wurde mit einer Verfügbarkeit von 90&nbsp;% und produzierten 8,1&nbsp;Terawattstunden zum produktivsten Reaktor in den vereinigten Staaten von Amerika.<ref>Thomas Derdak, u.a.: ''International Directory of Company Histories, Band 5''. St. James Press, 1992. ISBN 1558620613. Seite 703.</ref> Bis 1994 konnte zudem der Tausch der epoxidbeschichteten Rohre abgeschlossen werden.<ref name="NEI_Bd-39"/><br />
<br />
Im April 2000 wurde begonnen die Brennelemente des Typs GE9 mit einer Gitterung von 8×8&nbsp;Stäben von General Electric nach und nach durch modernere Brennelemente vom Typ SWAE-96 mit einer Gitterung von 10×10&nbsp;Stäben des Herstellers Westinghouse Schweden zu ersetzen. Der Einsatz eines Mischkerns dieser beiden Brennelementtypen wurde vorher genau berechnet.<ref>European Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 1999. Seite 304.</ref> Am 7.&nbsp;November 2005 reichte die Public Service Electric and Gas Company bei der Nuclear Regulatory Commission das Gesuch ein die Leistung des Blocks um 15&nbsp;% zu erhöhen durch Modernisierun wichtiger Anlagenkomponenten. Im Mai 2008 gab die Behörde die Genehmigung die Leistung von 1061&nbsp;MW auf 1225&nbsp;MW zu erhöhen.<ref>World Nuclear News: ''Approval for 164 MWe more at Hope Creek'', 15.05.2008. [http://world-nuclear-news.org/C-PSEG_gets_regulatory_approval_to_uprate_Hope_Creek-1505085.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0bPIpm1 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im März 2010 stellte der Eigentümer des Werkes einen Antrag um mit dem Reaktor das Isotop {{Akronym|<sub>60</sub>Co|Kobalt-60}} zu erzeugen. Dies sollte mit 12 modifizierten Brennelementen geschehen, die das zum Mutieren nötige Ausgangsmaterial {{Akronym|<sub>59</sub>Co|Kobalt-59}} beinhalten. Ein ähnliches Isotopenprogramm wurde bereits im Januar 2010 für das [[Kernkraftwerk Clinton]] genehmigt, der erste Siedewasserreaktor in den vereinigten Staaten von Amerika mit solch einer Erlaubnis.<ref>World Nuclear News: ''Isotopes and new build for PSEG?'', 03.03.2010. [http://world-nuclear-news.org/RS-Isotopes_and_new_build_for_PSEG-0302108.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cNbgKT Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Oktober 2010 genehmigte die Nuclear Regulatory Commission den Einsatz und Produktion der Isotope in Hope Creek.<ref>World Nuclear News: ''Second US reactor gets isotope go-ahead'', 12.10.2010. [http://world-nuclear-news.org/RS-Second_US_reactor_gets_isotope_go-ahead-1210107.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cKh6iW Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 29.&nbsp;Oktober 2012 raste der Hurricane Sandy auf die Ostküste der USA zu. Hope Creek war eines der Kernkraftwerke die unter besonderer Beobachtung während dieses Ereignisses seitens der Nuclear Regulatory Commission standen.<ref>World Nuclear News: ''USA gets ready for Sandy'', 29.10.2012. [http://world-nuclear-news.org/RS-USA_gets_ready_for_Sandy-2910127.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0d5bR3s Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Hope Creek befanden sich zu diesem Zeitpunkt im Volllastbetrieb und konnte ohne Abschaltung die Energieerzeugung fortführen.<ref>World Nuclear News: ''Keeping the lights on as Sandy strikes'', 30.10.2012. [http://world-nuclear-news.org/RS-Keeping_the_lights_on_as_Sandy_strikes-3010127.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cyf3h1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Stilllegung ===<br />
Die ursprüngliche Betriebslizenz von Hope Creek-1 war für 40&nbsp;Jahre ausgelegt, womit diese Lizenz 2026 abgelaufen wäre. Im August 2009 reichte die Public Service Electric and Gas Company einen Antrag auf Erneuerung der Betriebslizenz für einen betrieb des Blocks für weitere 20&nbsp;Jahre.<ref>World Nuclear News: ''PSEG seeks licence renewals for two plants'', 19.08.2009. [http://world-nuclear-news.org/RS-PSEG_seeks_licence_renewals_for_two_plants-1908094.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0bpucP6 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 20.&nbsp;Juli 2011 gab die Nuclear Regulatory Commission der Laufzeitverlängerung statt, sodass der Block nun bis April 2046 betrieben werden darf.<ref>World Nuclear News: ''New licences and extensions'', 21.07.2011. [http://world-nuclear-news.org/RS_New_licenses_and_extensions_2107112.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0ce1ix2 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
Hope Creek ist in einem eher sumpfigen Gebiet an der Atlantikküste gelegen. Die direkte Umgebung weist eine geringe Bevölkerungsdichte auf. Im Jahr 1992 gab es eine Änderung der Lagerbestimmungen für radioaktive Abfallstoffe, die eine stärkere Abschirmung erforderten. Der Platz in der Turbinenhalle von Block&nbsp;2 reichte dafür nicht aus. Man erwog als Alternative das Reaktorgebäude von Block&nbsp;2 entsprechend zu modifizieren und mit einem Polarkran auszustatten. Da allerdings die aufwändigen Umbauten sehr teuer gewesen wären, entschied man sich, für Hope Creek und Salem ein gemeinsames Lagergebäude zu errichten.<ref>American Nuclear Society: ''Radwaste Magazine, Bände 1-2''. American Nuclear Society, 1994. Seite 72.</ref><br />
<br />
=== Technik ===<br />
Hope Creek-1 ist ausgestattet mit einem [[Siedewasserreaktor]] vom Typ [[BWR-4]]. Der Block erreicht bei einer thermischen Reaktorleistung von 3840&nbsp;MW eine elektrische Bruttoleistung von 1240&nbsp;MW, von denen 1172&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden.<ref name="IAEA"/> Hope Creek-2 sollte baugleich mit dem ersten Block werden. Ursprünglich sollte (wie der erste Block in seiner Urauslegung) der zweite Block eine elektrische Bruttoleistung von 1118&nbsp;MW erreichen, von denen 1067nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden sollten.<ref name="Block-2"/><br />
<br />
Das Containment ist das letzte und neuste des ganz ursprünglichen Mark I-Containment-Typs von General Electric, der zur Zeit des Baus andernorts bereits abgelöst war durch die Mark-II und Mark-III-Containments. Das das Containment umgebende Reaktorgebäude aus Stahlbeton schützt mit dicken Mauern relativ gut gegen Flugzeugabstürze. Der nur rund 300 Meter von den beiden [[Druckwasserreaktor]]en Salem 1 und 2 gelegene Standort bietet eine besonders gute Vergleichsmöglichkeit der beiden Reaktorkonzepte Druck- und Siedewasserreaktor (Salem 1 resp. 2 weisen je ca. die gleiche therm. Leistung auf wie Hope Creek, und damit für einen Unfall-Vergleich auch ca. das gleich grosse radioaktive Kerninventar, wobei noch der [[Abbrand]]-Zustand gleichzusetzen ist). Das Konzept von Hope Creek ist einige Jahre neueren Datums, die Vorkehren z.B. gegen die Auswirkungen eines schweren Erdbebens sind deshalb besser als bei den Salem-Blöcken. Desgleichen ist die Kernschadens-Wahrscheinlichkeit allgemein und insgesamt als geringer eingestuft. Besonders interessant ist hier der direkte Vergleich der Auswirkungen schwerer Unfälle mit [[Radioaktivität]]s-Freisetzung in die Umgebung. Kumuliert für eine grosse Anzahl möglicher, unterschiedlicher Unfallpfade ergibt die Berechnung möglicher Langzeit-Gesundheitsfolgen (v.a. Anzahl Krebs-Erkrankungen) für die Bevölkerung in der Umgebung für je einen der Salem-Blöcke verglichen mit Hope Creek einen etwas höheren Wert.<ref>IAEA: ''Basic Safety Principles for NPPs'', 1999</ref> Dass dieses Containmentdesign in Hope Creek zum Einsatz kommt, liegt im Zusammenhang nur daran, dass das technische Konzept bereits vom vorherigen Standort Newbold Island 1:1 übernommen wurde.<ref name="Electrical_World_Bd-176-2"/><br />
<br />
Der Kühlturm des Werkes hat eine Höhe von {{Konvert|512|ft|m}}&nbsp;Meter. Pro Minute fließen rund {{Konvert|2.2|gal|L}}&nbsp;Millionen Liter Kühlwasser durch ihn hindurch.<ref>Tracey L. Bryant, u.a.: ''The Delaware Estuary: Rediscovering a Forgotten Resource''. University of Delaware, Sea Grant College Program, 1988. ISBN 0961979208. Seite 8, 126.</ref><br />
<br />
=== Eigentümer und Betreiber ===<br />
Eigentümer des Werk ist die Public Service Electric and Gas Company, Betreiber das Tochterunternehmen die Public Service Electric and Gas Nuclear LLC.<ref name="IAEA"/> Ursprünglich gehörte das Werk zu 50&nbsp;% der Public Service Electric and Gas Company und 50&nbsp;% der Philadelphia Energy Company. Im Jahr 1999 wurden die Anteile der Philadelphia Energy Company der Public Service Electric and Gas Company verkauft.<ref>''The Value Line Investment Survey, Band 55,Ausgaben 9-17''. A. Bernhard., 1999. Seite 183.</ref> Im Jahr 200, gab die Public Service Electric and Gas Company 52&nbsp;MW von der installierten Kapazität des Werkes zum Verkauf frei, was rund 5&nbsp;% Anteil entspricht. Diese konnte das Unternehmen allerdings nicht verkaufen.<ref>John Paffenbarger, u.a.: ''Nuclear power in the OECD''. IEA Publications, 2001. ISBN 9264185798. Seite 163.</ref> Ein geplanter Verkauf der Public Service Electric and Gas Company an Exelon im Jahr 2006 scheiterte ebenfalls.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 49,Ausgaben 1-6''. American Nuclear Society, 2006. Seite 16.</ref><br />
<br />
== Wissenswertes ==<br />
* Obwohl Newbold Island aufgrund der hohen Bevölkerungsdichte nur für ausgewählte besonders sichere Anlagen zur Verfügung stand, wurde im September 1969 trotzdem seitens der Atomic Energy Commission vorgeschlagen einen natriumgekühlten schnellen Brutreaktor auf Newbold Island zu errichten. Grund für diese Planungen war die damalige Auffassung, dass jeder Reaktor mit der nötigen Sicherheitsausrichtung in jedem urbanen Gebiet der USA errichtet werden könnte. Die Planungen für Newbold Island wurden allerdings nicht weiterverfolgt, da sich bessere Standorte für diesen Reaktor boten.<ref>United States. Congress. Joint Committee on Atomic Energy. Subcommittee on Legislation: ''AEC licensing procedure and related legislation: Hearings, Ninety-second Congress, first session''. U.S. Govt. Print. Off., 1971. Seite 101.</ref><br />
* Obwohl eine Studie von 1969 zeigte, dass Newbold Island nicht für ein Kernkraftwerks aus dem sicherheitstechnischen Aspekt taugte, wurde trotzdem im März 1970 die Baugenehmigung erteilt. Im Preliminary Safety Analysis Report des Werkes wurde in einer Projektion berechnet, dass 1985 in einem Radius von {{Konvert|10|meile|km|0}}&nbsp;Kilometer um das Werk bereits 750.000&nbsp;Menschen leben würden und bei einem Unfall direkt betroffen wären, was man allerdings als zumutbar betrachtete.<ref name="Kongress_Bd-117-20"/><ref>''Congressional Record: Proceedings and Debates of the Congress, Band 117, Teil 2''. U.S. Government Printing Office, 1971. Seite 1444.</ref><br />
* Gegen den Lower Alloways Creek Township gab es 1976 schwere bedenken, dass die Gemeinde mit 1410&nbsp;Einwohnern die Gewerbesteuern des Werkes auf keinen Fall effizient umsetzen kann. Dies ergab eine Studie im Auftrag der Nuclear Regulatory Commission. Neben den Steuern aus dem Kernkraftwerk Salem erhielt Lower Alloways Creek vom Kernkraftwerk Hope Creek 50.000&nbsp;Dollar Vermögenssteuer, sowie 5.600.000&nbsp;Dollar an Einkommens- und Gewerbesteuer.<ref>U.S. Nuclear Regulatory Commission. Office of Special Studies: ''Nuclear Energy Center Site Survey, 1975: Practical issues of implementation''. The Commission, 1976. Seite 3-123, 3-124.</ref> Die Steuereinnahmen aus dem Kernkraftwerk Salem lagen 1976 bei 4.460.570&nbsp;Dollar. Lower Alloways Creek entschied in der Folge aufgrund des großen Gewinns durch die Kernkraftwerke seine Einwohner von Steuern zu befreien.<ref>United States. Congress. Senate. Committee on Energy and Natural Resources. Subcommittee on Energy Conservation and Supply, u.a.: ''Energy management partnership act of 1979: hearing before the Subcommittee on Energy Conservation and Supply of the Committee on Energy and Natural Resources, United States Senate, Ninety-sixth Congress, first session''. U.S. Govt. Print. Off., 1980. Seite 276.</ref><br />
* Der Betreiber organisierte Jährlich ein Football-Spiel zwischen dem Kernkraftwerk Hope Creek und dem Kernkraftwerk Salem. Dazu wurde ein Markt abgehalten, dessen finanzielle Erlöse durch den Betreiber einem guten Zweck gespendet wurden.<ref>International Brotherhood of Electrical Workers: ''IBEW Journal, Band 88''. International Brotherhood of Electrical Workers, 1989. Seite 154.</ref><br />
* Im Jahr 2002 wurde der Reaktordruckbehälter von Hope Creek-2 an die Nuclear Regulatory Commission für Materialversuche verkauft. Der Druckbehälter wurde dabei zerstört.<ref>American Society of Mechanical Engineers, u.a.: ''Fatigue, Fracture, and Damage Analysis, Bände 1-2''. American Society of Mechanical Engineers, 2002. Seite 136.</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorböcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Hope Creek besteht aus einem Block, der sich in Betrieb befindet. Der Bau eines weiteren wurde storniert.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=US „United States of America“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Hope Creek 1<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 1172 MW<br />
| align="right" | 1240 MW<br />
| align="right" | 01.03.1976<br />
| align="right" | 01.08.1986<br />
| align="right" | 20.12.1986<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Hope Creek 2<ref name="Block-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=US&refno=355 „Nuclear Power Reactor Details - HOPE CREEK-2“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 1067 MW<br />
| align="right" | 1118 MW<br />
| align="right" | 01.03.1976<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 01.12.1981 storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in den Vereinigten Staaten}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in den USA|Hope Creek]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1970er Jahren|Hope Creek]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Hope_Creek&diff=6748Kernkraftwerk Hope Creek2013-06-10T09:37:35Z<p>10.0.1.47: /* Bau */ Dollar</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =Hope Creek Nuclear Generating Station from Delaware River, May 2012.jpg<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =USA<br />
|REGION =New Jersey<br />
|ORT =Hancocks Bridge<br />
|LAT =39.46694<br />
|LON =-75.53824<br />
|EIGENTÜMER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|BETREIBER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|V-JAHR =1970<br />
|B-JAHR =1986<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BCC_AZ =1<br />
|R-BCC_MW =1118<br />
|R-BTR_AZ =1<br />
|R-BTR_MW =1240<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =2012<br />
|ESPG-GW =9586<br />
|GESESPG =206740<br />
|STAND =2013<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Hope Creek Nuclear Generating Station<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Hope Creek''' (englisch ''Hope Creek Nuclear Power Plant'') befindet sich nahe Hancocks Bridge im US-Bundesstaat New Jersey. Die am Zulauf des Delaware River in den atlantischen Ozean gelegene Anlage war ursprünglich für den Bau in dicht besiedeltem Gebiet vorgesehen. Aufgrund von sich ändernden Bedingungen wurde der Standort nach Lower Alloways Creek verlegt und das Werk dort errichtet. Direkt neben der Anlage befindet sich das [[Kernkraftwerk Salem]], gebaut auf dem gleichen Gelände und ohne dazwischenliegenden Zaun.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahr 1966 kündigte die Public Service Electric and Gas Company an, auf Newbold Island, einer Insel im Delaware River, ein Kernkraftwerk errichten zu wollen. Technisch spezifiziert wurden die Planungen nicht, es war lediglich die Rede von vier {{Konvert|400|ft|m}}&nbsp;Meter hohen Kühltürmen. Die Kühltürme selbst stellten weniger ein Problem dar, allerdings würden zwei der Kühltürme in das angrenzende Pennsbury Manor angrenzen, ein als nationales Wahrzeichen eingetragenes Objekt. Die Public Service Electric and Gas Company lenkte bei einem Treffen mit der Delaware Valley Regional Planning Commission ein und versetzte die Kühltürme des Werkes, was zusätzlich 4,2&nbsp;Millionen Dollar an Planungskosten verursachte.<ref>Fairmount Park Art Association: ''Annual Report, Ausgabe 99''. 1971. Seite 15.</ref> Als Reaktortechnik wählte die Public Service Electric and Gas Company zwei [[Siedewasserreaktor]]en der Firma General Electric mit einer Leistung von je 1100&nbsp;MW aus, die 1978 und 1979 in Betrieb hätten gehen sollen.<ref>United States. Federal Power Commission: ''Steam-electric Plant Construction Cost and Annual Production Expenses: annual supplement''. Federal Power Commission, 1968. Seite 29.</ref> Allerdings stellte der Standort selbst noch ein Problem dar, da er nur {{Konvert|4.5|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer südlich von Trenton, Hauptstadt des Bundesstaates New Jersey, und {{Konvert|11|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer nördlich von Philadelphia liegt. Die Besiedlungsdichte in diesem Gebiet ist sehr hoch, vergleichbar mit der Dichte um das [[Kernkraftwerk Indian Point]] im US-Bundesstaat New York. Das Advisory Committee on Reactor Safeguards befand den Standort als nicht unakzeptabel, aber bei weitem nicht für die beste Lösung. Bereits 1967 hatte die Public Service Electric and Gas Company die Insel Burlington, {{Konvert|7|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer nördlich von Philadelphia und {{Konvert|11|meile|km|1}}&nbsp;Kilometer südlich von Trenton, als möglichen Standort ins Auge gefasst, den das Unternehmen nach Empfehlung vom Sicherheitskomitee erst gar nicht evaluierte. Dass das Advisory Committee on Reactor Safeguards Newbold Island als möglichen Standort beibehielt lag hauptsächlich daran, dass ähnliche Erfahrungen aus Indian Point bereits vorlagen mit solch einer Bevölkerungsdichte.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear Industry, Band 16''. Atomic Industrial Forum, 1969. Seite 52.</ref><br />
<br />
{{Markerkarte<br />
|ausrichtung=links<br />
|land=USA New Jersey<br />
|größe=200<br />
|rahmen=<br />
|beschreibung=Ehemaliger (grau) und gewähler (grün) Standort im Bundesstaat New Jersey mit ausgewählten Schlüsselorten<br />
|marker={{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-green.svg<br />
|marksize=11<br />
|label='''Hope Creek'''<br />
|position=<br />
|lat=39.46694<br />
|long=-75.53824<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|USA New Jersey<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-grey.svg<br />
|marksize=11<br />
|label=Newbold Island<br />
|position=right<br />
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}}<br />
Noch 1970 bestellte General Electric bei Hitachi in Japan die beiden [[BWR-4]] Reaktordruckbehälter für Newbold Island.<ref>''CHEMICAL WEEK''. 1970. Seite 22.</ref> Aufgrund der Lage des Werks in so dicht besiedelten Gebiet erhielt das Kernkraftwerk diverse Modifikationen. Unter anderem wurden spezielle langsame Ventile mit geringer Leckrate hinter den schnelleingreifenden Isolationsventilen an der Hauptdampfleitung geplant, sowie die Hoch- und Niederdruckeinspeisung des Kernnotkühlsystems modifiziert, sodass es nicht über den Ringraum und die Header in den Reaktor kommt, sondern direkt in den Reaktorkern eingeleitet wird. Die ungewöhnlichste Modifikation war jedoch das Reaktorgebäude selbst. Bei anderen Anlagen mit Mark-I-Containments war das Spannbetongebäude für einen Druck von {{Konvert|2|psi|Bar}}&nbsp;Bar ausgelegt und weißen eine Leckrate von 10&nbsp;% pro Tag auf. Für Newbold Island sollte allerdings ein großes Spannbetoncontainment als sekundärer Sicherheitsbehälter dienen, der einen Druck von rund {{Konvert|10|psi|Bar}}&nbsp;Bar standhalten sollte. Solche Containments kamen bisher lediglich für Druckwasserreaktoren zum Einsatz und stellen einen neuen sicherheitstechnisch evolutionären Schritt bei den Siedewasserreaktoren in den vereinigten Staaten von Amerika dar.<ref name="Electrical_World_Bd-176-2">''Electrical World, Band 176,Teil 2''. McGraw-Hill, 1971. Seite 34.</ref> Für das Werk Newbold Island wurde im März 1970 die Baugenehmigung erteilt.<ref name="Kongress_Bd-117-20">United States. Congress: ''Congressional Record: Proceedings and Debates of the Congress, Band 117, Teil 20''. U.S. Government Printing Office, 1971. Seite 26087.</ref> Noch im gleichen Jahr wurden erste Erschließungsarbeiten am Standort vorgenommen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 16''. Handelsblatt GmbH, 1971. Seite 491.</ref> Die Kosten für die beiden Blöcke zusammen wurden auf 574&nbsp;Millionen Dollar kalkuliert.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 14,Ausgabe 1''. American Nuclear Society, 1971. Seite 133.</ref> Im Juli 1972 wurden die öffentlichen Anhörungen (englisch ''Hearings'') beendet.<ref name="NN_Bd-16">American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 16''. American Nuclear Society., 1973. Seite 41.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1972 wurde allerdings am Delaware River ein neuer Damm genehmigt, der im Jahr 1973 zu einer Änderung des Wassernutzungsplan am Delaware führte. Zu diesem Zeitpunkt war allerdings der spezifische Nutzungsplan für Newbold Island bereits verabschiedet worden und bis 1980 gültig. Da aufgrund des Damms erwartet wurde, dass für das Kernkraftwerk auf Newbold Island, sowie das weiter Flussaufwärts gelegene [[Kernkraftwerk Limerick]], weniger Wasser zur Verfügung stehen würde hätten beide Kraftwerke aufgrund von Weisungen bei niedrigen Wasserpegel vom Netz hätten gehen müssen. Da die Reserven zumindest für Limerick groß genug ausgebaut werden konnten, bestand für das Werk kein Problem. Für Newbold Island hätte bis 1980 ein eigenes Reservoir errichtet werden müssen, das bei niedrigen Pegelständen Wasser in den Delaware River nach gespeist hätte. Bis 1977 hätte eine entsprechende Entscheidung fallen müssen, ob man nun ein Reservoir errichten wolle oder nicht. Die Folge wäre allerdings gewesen, dass neue Hearings hätten abgehalten werden müssen, was zu Verzögerungen bei der Kraftwerksinbetriebnahme verursacht hätte. Die Atomic Energy Commission teilte daraufhin eine Ablehnung des Standortes mit.<ref name="NN_Bd-16"/> Aufgrund einer bemängelten Sicherheitsplanung für das Kernkraftwerk, sowie der Kosten für den Bau der Reserven entschied die Public Service Electric and Gas Company zwei alternative Standorte zu prüfen. Einer dieser Alternativen war die Verlegung des Werkes zum Standort Artificial Island in Salem County, an dem sich bereits das [[Kernkraftwerk Salem]] im Bau befand, sowie zum Standort des [[Kernkraftwerk Peach Bottom|Kernkraftwerks Peach Bottom]], was allerdings aufgrund des vorhandenen Geländes als nicht durchführbar galt. Das Kernkraftwerk wäre in Salem zwar aufgrund des Geländes teurer im Bau und wäre mit höheren Übertragungskosten verbunden, da die Leitungen für das Werk erst verlegt werden mussten, dieser Vorschlag wurde aber dennoch am 1.&nbsp;November 1973 an die Atomic Energy Commission übermittelt in einen persönlichen Brief an den Präsidenten der Kommission, Robert I. Smith. Unter der Berücksichtigung, dass das Werk für Newbold Island bereits eine uneingeschränkte Genehmigung erhalten habe erhoffte man sich, dass die Hearings am neuen Standort schnell umgesetzt werden können. Die Atomic Energy Commission schlug dazu die Bedingung vor, dass man bereits am 1.&nbsp;März 1974, vier Monate nach den Antrag, mit den Hearings fortfahren könne, sofern die Auslegung des Kernkraftwerks Newbold Island 1:1 ohne Änderungen übernommen werde. Zu diesem Zeitpunkt wurden bereits 5&nbsp;Millionen Dollar in Erschließung des Standortes gesteckt.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear Industry, Band 20''. Atomic Industrial Forum, 1973. Seite 47.</ref> Am Standort heute noch Sichtbar ist nur die umzäunte Baugrube der beiden Blöcke.<br />
<br />
Das Werk wurde am neuen Standort offiziell als ''Hope Creek'' geführt um es von der Druckwasserreaktoranlage Salem zu differenzieren. Die Hearings konnten wie geplant noch im März beginnen, sodass bereits 12&nbsp;Monate nach dem Gesuch um die Standortverschiebung am 4.&nbsp;November 1974 die Baugenehmigung erteilt werden konnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, 1974. Seite 157, 569.</ref> Im Vergleich dazu hat die Genehmigung des zweiten Blocks des Kernkraftwerks Salem ganze 32&nbsp;Monate in Anspruch genommen.<ref>Atomic Industrial Forum, u.a.: ''Nuclear Industry, Band 21''. Atomic Industrial Forum, 1974. Seite 44.</ref> Das die Public Service Electric and Gas Company trotzdem nicht sofort mit dem Bau des Werkes fort fuhr lag vornehmlich daran, dass das Jahr 1973 aufgrund von einem niedrigen Zuwachs des Verbrauchs geprägt war und zu einem Gewinneinbruch von 6&nbsp;% entgegen des Vorjahres führte. Der Konzern hatte daher seine Verbrauchsprognose für die nächsten 10 bis 15&nbsp;Jahre von dem historischen Hoch von 6 bis 7&nbsp;% auf 4&nbsp;% gesenkt. Das Problem daran ist nicht, dass das Kernkraftwerk nicht benötigt werden würde, allerdings das kurzzeitige Überangebot, dass den Strompreis drückt und dazu führt, dass die Public Service Electric and Gas Company nicht mal mehr die ursprünglichen Kosten der Kernkraftwerke Salem und Hope Creek tragen hätte können.<ref name="NN_Bd-17">American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 17,Ausgabe 2''. American Nuclear Society, 1974. Seite 32.</ref> Hope Creek habe nach Aussage des Unternehmens allerdings eine hohe Priorität, weshalb mit der Genehmigung und Vorbereitung des Werkes fortgefahren wurde. Am 17.&nbsp;Juni 1975 genehmigte die Delaware River Basin Commission den Wassernutzungsplan für das Werk. Im Gegensatz zum vorherigen Standort waren allerdings nur noch zwei Kühltürme nötig, einer je Block.<ref name="Nuclear_Industry_Bd-22"/><br />
<br />
=== Bau ===<br />
[[Datei:Hope creek NPP.jpg|miniatur|Block über das Kernkraftwerk zum Kühlturm]]<br />
Am 1.&nbsp;März 1976 gingen beide Blöcke offiziell in Bau.<ref name="IAEA"/><ref name="Block-2"/> Im gleichen Jahr bestellte die Public Service Electric and Gas Company bei der Kerr-McGee insgesamt 20&nbsp;Millionen Pfund {{Akronym|U<sub>3</sub>O<sub>8</sub>|Triuranoctoxid}} für 1&nbsp;Milliarde Dollar, die die Brennstoffversorgung der Blöcke Salem-1 und Salem-2, sowie Hope Creek-1 und Hope Creek-2 von 1980 bis 1995 decken sollte. Abgebaut werden sollte es in der South Powder River Basin, die seitens der Kerr-McGee mit neuen Schächten und einer neuen Wiederaufbereitungsanlage erschlossen werden sollte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 21''. Handelsblatt GmbH, 1976. Seite 277.</ref> Obwohl die Arbeiten gut voran gingen stieg der Verbrauch noch schwächer als erwartet an. Im Jahr 1981 lag der Spitzenbedarf im Netz der Public Service Electric and Gas Company bei 7034&nbsp;MW. Die installierte Leistung lag bei 9101&nbsp;MW, wovon 29&nbsp;% der installierten Kapazität als Reserve bereitstanden. Für die nächsten Jahre ging der Konzern von einem Zuwachs im Stromverbrauch von jährlich 1,3 bis 2&nbsp;% aus, die von einem der beiden Blöcke am Kernkraftwerk Hope Creek mit einer gleichbleibenden Reservekapazität gedeckt werden könnten. Aus diesem Grund entschied die Public Service Electric and Gas Company den Bau des zweiten Blocks zu stornieren,<ref name="S&P_Bd-2">Standard and Poor's Corporation: ''Standard & Poor's Creditweek, Band 2,Ausgaben 1-17''. Standard & Poor's Corporation, 1982. Seite 1468, 1469.</ref> was am 1.&nbsp;Dezember 1981 erfolgte.<ref name="IAEA"/> Der Block war zu diesem Zeitpunkt zu rund 18&nbsp;% vollendet bei einer Investition in beide Blöcke von 335&nbsp;Millionen Dollar<ref name="S&P_Bd-2"/>, von denen 172&nbsp;Millionen Dollar auf den zweiten Block entfielen.<ref name="ATW_Bd-27">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 27''. Handelsblatt GmbH, 1982. Seite 61.</ref> Die Stornierung selbst verursachte Kosten in Höhe von 68&nbsp;Millionen Dollar,<ref name="S&P_Bd-2"/> welche die Public Service Electric and Gas Company über eine Tariferhöhung des Strompreises amortisieren wollte. Im Jahr 1981 war der Block bereits der sechste in den vereinigten Staaten von Amerika, der aufgrund der geringen Verbrauchprognosen storniert wurde.<ref name="ATW_Bd-27"/> Am 4.&nbsp;März 1982 genehmigte das Board of Public Utilities der Public Service Electric and Gas Company insgesamt 172&nbsp;Millionen Dollar aus dem Bau des zweiten Blocks für 15&nbsp;Jahre über den Strompreis zu amortisieren ab Juli 1982.<ref>''Moody's Bond Survey, Band 75,Ausgaben 15-27''. Moody's Investors Service., 1983. Seite 2628.</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Nach der letzten erwogenen Inbetriebnahme der beiden Blöcke auf Newbold Island, die für Mai 1981 und 1982 vorgesehen war, verzögerte sich dieser Termin auf Dezember 1981 und Mai 1983 aufgrund der neuen Hearings und finanziellen Einflüssen.<ref name="NN_Bd-17"/> Bereits 1975 musste diese Inbetriebnahme erneut auf Juni 1982 für den ersten Blocks und Dezember 1983 für den zweiten Block verschoben werden wegen weiterer Verzögerungen beim Baubeginn.<ref name="Nuclear_Industry_Bd-22">Atomic Industrial Forum, u.a.: ''Nuclear Industry, Band 22''. Atomic Industrial Forum, 1975. Seite 25.</ref> Am 28.&nbsp;Juni 1986 wurde im ersten Block der Reaktor erstmals kritisch gefahren, sodass er am 1.&nbsp;August 1986 ans Netz gehen konnte. Am 20.&nbsp;Dezember 1986 wurde der Block in den kommerziellen Betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Der Block war der letzte in den vereinigten Staaten von Amerika der ans Netz ging, dessen Projektion aus den 1960ern stammte, war allerdings auch das fortschrittlichste.<ref>Project Management Institute. Seminar/Symposium: ''Proceedings of the ... Annual Seminar/Symposium, Project Management Institute, Band 20,Teil 1988''. The Institute, 1988. Seite 648.</ref> Die Kosten für die gesamte Anlage beliefen sich auf 4,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref name="S&P_Bd-11">Standard and Poor's Corporation: ''Standard & Poor's Creditweek, Band 11,Ausgaben 22-30''. Standard & Poor's Corp., 1991. Seite 65.</ref> Die Kosten je installiertes Kilowatt lagen bei 3577&nbsp;Dollar.<ref>D. P. McCaffrey: ''The politics of nuclear power: a history of the Shoreham Nuclear Power Plant''. Springer, 1990. ISBN 0792310357. Seite 41.</ref> Ursprünglich sollten beide Reaktoren zusammen 600&nbsp;Millionen Dollar kosten.<ref>Kenneth F McCallion: ''Shoreham and the rise and fall of the nuclear power industry''. Greenwood Publishing Group, 1995. ISBN 0275942996. Seite 185.</ref><br />
<br />
Am 10.&nbsp;Oktober 1987 kam es zu einem Zwischenfall als der Block nach seiner Revision wieder angefahren wurde. Während der Block auf 10&nbsp;% seiner Nennleitung fuhr wurde gegen 19:30&nbsp;Uhr einer der Sicherheitsventile geöffnet um Daten zu sammeln für die akustischen Monitore. Allerdings klemmte das Ventil und schloss sich deshalb nicht. Gegen 19:52&nbsp;Uhr schaltete sich daraufhin der Reaktor. Aufgrund der daraufhin eingeleiteten Einspeisung von Speisewasser in den Reaktor stieg der Wasserstand {{Konvert|10|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter über die Expansionsmarke, weshalb eine Abschaltung der Stufe&nbsp;3 eingeleitet wurde. Aufgrund des weiteren Zulaufs von Speisewasser in den Reaktor wurde die Expansionsmarke insgesamt um {{Konvert|54|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter überschritten, weshalb eine Abschaltung der Stufe&nbsp;8 eingeleitet wurde und der Turbosatz abgeschaltet wurde, sowie die Speisewasserpumpen A und C. Aufgrund des noch offen stehenden Ventils fiel der Druck ab auf rund {{Konvert|700|psi|Bar|0}}&nbsp;Bar ab. Um den Wasserstand zu stabilisieren wurde die Kondensatorpumpe&nbsp;B verwendet, sodass der Wasserstand sich bei rund {{Konvert|30|zoll|cm|0}} bis {{Konvert|50|zoll|cm|0}}&nbsp;Zentimeter über der Expansionsmarke einpendelte. Für das Vakuum in den Kondensatoren wurden die mechanischen Vakuumpumpen zugeschaltet und anschließend alle Hauptdampfleitungen geschlossen, um die Abkühlung des Reaktor zu verlangsamen. Trotzdem kühlte sich der Reaktor innerhalb der ersten Stunde von {{Konvert|507|F|C|2}}&nbsp;°C um {{Konvert|183|F|K0|2}}&nbsp;K auf {{Konvert|324|F|C|2}}&nbsp;°C ab, womit die Auslegungsgrenze von {{Konvert|100|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde, die der Reaktor abkühlen darf, überschritten wurde. Auf Anfrage wurde General Electric beauftragt diesen Vorfall auf Basis der technischen Spezifikationen zu untersuchen. Dabei gab es zwei Fragen die eine schnelle Abkühlung des Reaktor aufwarf: Die Wahrscheinlichkeit eines Sprödbruchs sowie der maximale thermische Stress und Ermüdungswahrscheinlichkeit des Reaktors.<ref name="Power_Reactor_Events_Bd-9">U.S. Nuclear Regulatory Commission: ''Power Reactor Events, Band 9,Ausgabe 5''. The Commission, 1988. Seite 2, 3.</ref><br />
<br />
Während des Zwischenfalls wurden die festgelegten Grenzen aus der technischen Anlagenspezifikation um fast das doppelte überschritten. Die Evaluierung zeigte allerdings, dass der Sprödbruch des Reaktordruckbehälters dabei auszuschließen sei. Allerdings führte die schnelle Abkühlung insbesondere an den Kerneinbauten zu thermischen Belastungen, da diese nur für die maximale Auslegung von {{Konvert|100|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde ausgelegt waren. Der Reaktordruckbehälter selbst ist gegen extreme Temperaturschwankungen ausgelegt, die bis zu {{Konvert|151|F|K0|2}}&nbsp;K in zehn Minuten ({{Konvert|906|F|K0|2}}&nbsp;K pro Stunde) betragen können. Grund für diese stärkere Auslegung des Reaktors liegt darin, dass gerade bei unvorhersehbaren Störungen mit Sicherheitsabblaseventilen diese Temperaturschwankungen erreicht werden können. Eine Gefahr für den Druckbehälter bestand nach General Electric durch die Auslegung deshalb in keinem Moment, weshalb der Designer dem Betreiber die Erlaubnis gab das Werk ohne Bedenken wieder anzufahren. Das defekte Sicherheitsventil wurde ausgebaut und durch ein baugleiches Modell des gleichen Herstellers (Target Rock) ersetzt. Das defekte Ventil wurde an die Wyle Laboratories gesandt, wo das Ventil in enger Kooperation mit General Electric und der Public Service Electric and Gas Company auf die Fehlerursache untersucht wurde. Man stellte fest, dass sich feiner Sand am Magnet innerhalb des Ventils festsetzte. Der Sand ist daher zu erklären, dass das Containment 1985 und 1986 an defekten Stellen mit einem Sandstrahler gereinigt wurde bevor es an der Stelle repariert wurde. Zweck war es Rost zu vermeiden. Zwar wurde beim Sandstrahlen ein Vakuum verwendet um die Auswirkungen des Sandstaubs auf Komponenten innerhalb des Containments zu vermeiden, was allerdings wirkungslos erschien. Um solch ein Versagen eines Sicherheitsventil zu vermeiden führte die Public Service Electric and Gas Company vor jedem Anfahren des Blocks Kontrollgänge durch um unter anderem die Sicherheitsventile visuell und auf ihre Funktion zu prüfen. Sekundär sollen diese Rundgänge sicherstellen, dass keine anderen Probleme vorliegen wie kleine Leckagen an Rohren oder andere Fehler an Komponenten. Nach einer Überprüfung des Werkes und der Managementpraktiken durch die Nuclear Regulatory Commission wurde die Wiederinbetriebnahme genehmigt.<ref name="Power_Reactor_Events_Bd-9"/><br />
<br />
Trotz der relativ geringen Betriebszeit zeigten einige epoxidbeschichtete Rohre aus dem Kühlwassersystem des Blocks, sowie aus anderen Kraftwerken Korrosionserscheinungen, verursacht durch mikrobiologische Einwirkungen, galvanische Korrosion sowie andere Korrosionseffekte. Dies hatte zur Folge, dass ein 37&nbsp;Millionen Dollar teures Programm zum Austausch dieser Rohre an 1988 für sechs Jahre begonnen wurde um die gesamten {{Konvert|2850|ft|m}}&nbsp;Meter mit epoxidbeschichteten Rohren zu ersetzen.<ref name="NEI_Bd-39">''Nuclear Engineering International, Band 39,Ausgaben 474-485''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1994. Seite 31 bis 34.</ref> Zwischen dem 1.&nbsp;Mai 1989 und dem 31.&nbsp;Juli 1990 wurde das Werk seitens der Nuclear Regulatory Commission einer systematischen Beurteilung der Lizenznehmerleistung unterzogen. Das Werk fuhr bis zu diesem Zeitpunkt mit überdurchschnittlich vorbildlicher Verfügbarkeit im Gegensatz zu den baugleichen Werken. In sechs von sieben Kategorien wurde das Werk mit der höchsten Bewertung, einer 1 beurteilt. Im Vergleich dazu machte das benachbarte Kernkraftwerk Salem weitaus mehr Probleme die zu mehr Stillstandszeiten führten. Während die Verfügbarkeit von Hope Creek bei rund 78&nbsp;% lag erreichtend ie nachbarblöcke nur 61,5 und 55,8&nbsp;%, was unter internationalem Schnitt lag.<ref name="S&P_Bd-11"/> Im Jahr 1990 konnte Hope Creek diesen guten Ruf verteidigen und wurde mit einer Verfügbarkeit von 90&nbsp;% und produzierten 8,1&nbsp;Terawattstunden zum produktivsten Reaktor in den vereinigten Staaten von Amerika.<ref>Thomas Derdak, u.a.: ''International Directory of Company Histories, Band 5''. St. James Press, 1992. ISBN 1558620613. Seite 703.</ref> Bis 1994 konnte zudem der Tausch der epoxidbeschichteten Rohre abgeschlossen werden.<ref name="NEI_Bd-39"/><br />
<br />
Im April 2000 wurde begonnen die Brennelemente des Typs GE9 mit einer Gitterung von 8×8&nbsp;Stäben von General Electric nach und nach durch modernere Brennelemente vom Typ SWAE-96 mit einer Gitterung von 10×10&nbsp;Stäben des Herstellers Westinghouse Schweden zu ersetzen. Der Einsatz eines Mischkerns dieser beiden Brennelementtypen wurde vorher genau berechnet.<ref>European Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 1999. Seite 304.</ref> Am 7.&nbsp;November 2005 reichte die Public Service Electric and Gas Company bei der Nuclear Regulatory Commission das Gesuch ein die Leistung des Blocks um 15&nbsp;% zu erhöhen durch Modernisierun wichtiger Anlagenkomponenten. Im Mai 2008 gab die Behörde die Genehmigung die Leistung von 1061&nbsp;MW auf 1225&nbsp;MW zu erhöhen.<ref>World Nuclear News: ''Approval for 164 MWe more at Hope Creek'', 15.05.2008. [http://world-nuclear-news.org/C-PSEG_gets_regulatory_approval_to_uprate_Hope_Creek-1505085.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0bPIpm1 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im März 2010 stellte der Eigentümer des Werkes einen Antrag um mit dem Reaktor das Isotop {{Akronym|<sub>60</sub>Co|Kobalt-60}} zu erzeugen. Dies sollte mit 12 modifizierten Brennelementen geschehen, die das zum Mutieren nötige Ausgangsmaterial {{Akronym|<sub>59</sub>Co|Kobalt-59}} beinhalten. Ein ähnliches Isotopenprogramm wurde bereits im Januar 2010 für das [[Kernkraftwerk Clinton]] genehmigt, der erste Siedewasserreaktor in den vereinigten Staaten von Amerika mit solch einer Erlaubnis.<ref>World Nuclear News: ''Isotopes and new build for PSEG?'', 03.03.2010. [http://world-nuclear-news.org/RS-Isotopes_and_new_build_for_PSEG-0302108.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cNbgKT Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Oktober 2010 genehmigte die Nuclear Regulatory Commission den Einsatz und Produktion der Isotope in Hope Creek.<ref>World Nuclear News: ''Second US reactor gets isotope go-ahead'', 12.10.2010. [http://world-nuclear-news.org/RS-Second_US_reactor_gets_isotope_go-ahead-1210107.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cKh6iW Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 29.&nbsp;Oktober 2012 raste der Hurricane Sandy auf die Ostküste der USA zu. Hope Creek war eines der Kernkraftwerke die unter besonderer Beobachtung während dieses Ereignisses seitens der Nuclear Regulatory Commission standen.<ref>World Nuclear News: ''USA gets ready for Sandy'', 29.10.2012. [http://world-nuclear-news.org/RS-USA_gets_ready_for_Sandy-2910127.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0d5bR3s Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Hope Creek befanden sich zu diesem Zeitpunkt im Volllastbetrieb und konnte ohne Abschaltung die Energieerzeugung fortführen.<ref>World Nuclear News: ''Keeping the lights on as Sandy strikes'', 30.10.2012. [http://world-nuclear-news.org/RS-Keeping_the_lights_on_as_Sandy_strikes-3010127.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0cyf3h1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Stilllegung ===<br />
Die ursprüngliche Betriebslizenz von Hope Creek-1 war für 40&nbsp;Jahre ausgelegt, womit diese Lizenz 2026 abgelaufen wäre. Im August 2009 reichte die Public Service Electric and Gas Company einen Antrag auf Erneuerung der Betriebslizenz für einen betrieb des Blocks für weitere 20&nbsp;Jahre.<ref>World Nuclear News: ''PSEG seeks licence renewals for two plants'', 19.08.2009. [http://world-nuclear-news.org/RS-PSEG_seeks_licence_renewals_for_two_plants-1908094.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0bpucP6 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 20.&nbsp;Juli 2011 gab die Nuclear Regulatory Commission der Laufzeitverlängerung statt, sodass der Block nun bis April 2046 betrieben werden darf.<ref>World Nuclear News: ''New licences and extensions'', 21.07.2011. [http://world-nuclear-news.org/RS_New_licenses_and_extensions_2107112.html Abgerufen] am 30.05.2013. ([http://www.webcitation.org/6H0ce1ix2 Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
Hope Creek ist in einem eher sumpfigen Gebiet an der Atlantikküste gelegen. Die direkte Umgebung weist eine geringe Bevölkerungsdichte auf. Im Jahr 1992 gab es eine Änderung der Lagerbestimmungen für radioaktive Abfallstoffe, die eine stärkere Abschirmung erforderten. Der Platz in der Turbinenhalle von Block&nbsp;2 reichte dafür nicht aus. Man erwog als Alternative das Reaktorgebäude von Block&nbsp;2 entsprechend zu modifizieren und mit einem Polarkran auszustatten. Da allerdings die aufwändigen Umbauten sehr teuer gewesen wären, entschied man sich, für Hope Creek und Salem ein gemeinsames Lagergebäude zu errichten.<ref>American Nuclear Society: ''Radwaste Magazine, Bände 1-2''. American Nuclear Society, 1994. Seite 72.</ref><br />
<br />
=== Technik ===<br />
Hope Creek-1 ist ausgestattet mit einem [[Siedewasserreaktor]] vom Typ [[BWR-4]]. Der Block erreicht bei einer thermischen Reaktorleistung von 3840&nbsp;MW eine elektrische Bruttoleistung von 1240&nbsp;MW, von denen 1172&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden.<ref name="IAEA"/> Hope Creek-2 sollte baugleich mit dem ersten Block werden. Ursprünglich sollte (wie der erste Block in seiner Urauslegung) der zweite Block eine elektrische Bruttoleistung von 1118&nbsp;MW erreichen, von denen 1067nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden sollten.<ref name="Block-2"/><br />
<br />
Das Containment ist das letzte und neuste des ganz ursprünglichen Mark I-Containment-Typs von General Electric, der zur Zeit des Baus andernorts bereits abgelöst war durch die Mark-II und Mark-III-Containments. Das das Containment umgebende Reaktorgebäude aus Stahlbeton schützt mit dicken Mauern relativ gut gegen Flugzeugabstürze. Der nur rund 300 Meter von den beiden [[Druckwasserreaktor]]en Salem 1 und 2 gelegene Standort bietet eine besonders gute Vergleichsmöglichkeit der beiden Reaktorkonzepte Druck- und Siedewasserreaktor (Salem 1 resp. 2 weisen je ca. die gleiche therm. Leistung auf wie Hope Creek, und damit für einen Unfall-Vergleich auch ca. das gleich grosse radioaktive Kerninventar, wobei noch der [[Abbrand]]-Zustand gleichzusetzen ist). Das Konzept von Hope Creek ist einige Jahre neueren Datums, die Vorkehren z.B. gegen die Auswirkungen eines schweren Erdbebens sind deshalb besser als bei den Salem-Blöcken. Desgleichen ist die Kernschadens-Wahrscheinlichkeit allgemein und insgesamt als geringer eingestuft. Besonders interessant ist hier der direkte Vergleich der Auswirkungen schwerer Unfälle mit [[Radioaktivität]]s-Freisetzung in die Umgebung. Kumuliert für eine grosse Anzahl möglicher, unterschiedlicher Unfallpfade ergibt die Berechnung möglicher Langzeit-Gesundheitsfolgen (v.a. Anzahl Krebs-Erkrankungen) für die Bevölkerung in der Umgebung für je einen der Salem-Blöcke verglichen mit Hope Creek einen etwas höheren Wert.<ref>IAEA: ''Basic Safety Principles for NPPs'', 1999</ref> Dass dieses Containmentdesign in Hope Creek zum Einsatz kommt, liegt im Zusammenhang nur daran, dass das technische Konzept bereits vom vorherigen Standort Newbold Island 1:1 übernommen wurde.<ref name="Electrical_World_Bd-176-2"/><br />
<br />
Der Kühlturm des Werkes hat eine Höhe von {{Konvert|512|ft|m}}&nbsp;Meter. Pro Minute fließen rund {{Konvert|2.2|gal|L}}&nbsp;Millionen Liter Kühlwasser durch ihn hindurch.<ref>Tracey L. Bryant, u.a.: ''The Delaware Estuary: Rediscovering a Forgotten Resource''. University of Delaware, Sea Grant College Program, 1988. ISBN 0961979208. Seite 8, 126.</ref><br />
<br />
=== Eigentümer und Betreiber ===<br />
Eigentümer des Werk ist die Public Service Electric and Gas Company, Betreiber das Tochterunternehmen die Public Service Electric and Gas Nuclear LLC.<ref name="IAEA"/> Ursprünglich gehörte das Werk zu 50&nbsp;% der Public Service Electric and Gas Company und 50&nbsp;% der Philadelphia Energy Company. Im Jahr 1999 wurden die Anteile der Philadelphia Energy Company der Public Service Electric and Gas Company verkauft.<ref>''The Value Line Investment Survey, Band 55,Ausgaben 9-17''. A. Bernhard., 1999. Seite 183.</ref> Im Jahr 200, gab die Public Service Electric and Gas Company 52&nbsp;MW von der installierten Kapazität des Werkes zum Verkauf frei, was rund 5&nbsp;% Anteil entspricht. Diese konnte das Unternehmen allerdings nicht verkaufen.<ref>John Paffenbarger, u.a.: ''Nuclear power in the OECD''. IEA Publications, 2001. ISBN 9264185798. Seite 163.</ref> Ein geplanter Verkauf der Public Service Electric and Gas Company an Exelon im Jahr 2006 scheiterte ebenfalls.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 49,Ausgaben 1-6''. American Nuclear Society, 2006. Seite 16.</ref><br />
<br />
== Wissenswertes ==<br />
* Obwohl Newbold Island aufgrund der hohen Bevölkerungsdichte nur für ausgewählte besonders sichere Anlagen zur Verfügung stand, wurde im September 1969 trotzdem seitens der Atomic Energy Commission vorgeschlagen einen natriumgekühlten schnellen Brutreaktor auf Newbold Island zu errichten. Grund für diese Planungen war die damalige Auffassung, dass jeder Reaktor mit der nötigen Sicherheitsausrichtung in jedem urbanen Gebiet der USA errichtet werden könnte. Die Planungen für Newbold Island wurden allerdings nicht weiterverfolgt, da sich bessere Standorte für diesen Reaktor boten.<ref>United States. Congress. Joint Committee on Atomic Energy. Subcommittee on Legislation: ''AEC licensing procedure and related legislation: Hearings, Ninety-second Congress, first session''. U.S. Govt. Print. Off., 1971. Seite 101.</ref><br />
* Obwohl eine Studie von 1969 zeigte, dass Newbold Island nicht für ein Kernkraftwerks aus dem sicherheitstechnischen Aspekt taugte, wurde trotzdem im März 1970 die Baugenehmigung erteilt. Im Preliminary Safety Analysis Report des Werkes wurde in einer Projektion berechnet, dass 1985 in einem Radius von {{Konvert|10|meile|km|0}}&nbsp;Kilometer um das Werk bereits 750.000&nbsp;Menschen leben würden und bei einem Unfall direkt betroffen wären, was man allerdings als zumutbar betrachtete.<ref name="Kongress_Bd-117-20"/><ref>''Congressional Record: Proceedings and Debates of the Congress, Band 117, Teil 2''. U.S. Government Printing Office, 1971. Seite 1444.</ref><br />
* Gegen den Lower Alloways Creek Township gab es 1976 schwere bedenken, dass die Gemeinde mit 1410&nbsp;Einwohnern die Gewerbesteuern des Werkes auf keinen Fall effizient umsetzen kann. Die ergab eine Studie im Auftrag der Nuclear Regulatory Commission. Neben den Steuern aus dem Kernkraftwerk Salem erhielt Lower Alloways Creek vom Kernkraftwerk Hope Creek 50.000&nbsp;Dollar Vermögenssteuer, sowie 5.600.000&nbsp;Dollar an Einkommens- und Gewerbesteuer.<ref>U.S. Nuclear Regulatory Commission. Office of Special Studies: ''Nuclear Energy Center Site Survey, 1975: Practical issues of implementation''. The Commission, 1976. Seite 3-123, 3-124.</ref> Die Steuereinnahmen aus dem Kernkraftwerk Salem lagen 1976 bei 4.460.570&nbsp;Dollar. Lower Alloways Creek entschied in der Folge aufgrund des großen Gewinns durch die Kernkraftwerke seine Einwohner von Steuern zu befreien.<ref>United States. Congress. Senate. Committee on Energy and Natural Resources. Subcommittee on Energy Conservation and Supply, u.a.: ''Energy management partnership act of 1979: hearing before the Subcommittee on Energy Conservation and Supply of the Committee on Energy and Natural Resources, United States Senate, Ninety-sixth Congress, first session''. U.S. Govt. Print. Off., 1980. Seite 276.</ref><br />
* Der Betreiber organisierte Jährlich ein Football-Spiel zwischen dem Kernkraftwerk Hope Creek und dem Kernkraftwerk Salem. Dazu wurde ein Markt abgehalten, dessen finanzielle Erlöse durch den Betreiber einem guten Zweck gespendet wurden.<ref>International Brotherhood of Electrical Workers: ''IBEW Journal, Band 88''. International Brotherhood of Electrical Workers, 1989. Seite 154.</ref><br />
* Im Jahr 2002 wurde der Reaktordruckbehälter von Hope Creek-2 an die Nuclear Regulatory Commission für Materialversuche verkauft. Der Druckbehälter wurde dabei zerstört.<ref>American Society of Mechanical Engineers, u.a.: ''Fatigue, Fracture, and Damage Analysis, Bände 1-2''. American Society of Mechanical Engineers, 2002. Seite 136.</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorböcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Hope Creek besteht aus einem Block, der sich in Betrieb befindet. Der Bau eines weiteren wurde storniert.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=US „United States of America“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Hope Creek 1<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 1172 MW<br />
| align="right" | 1240 MW<br />
| align="right" | 01.03.1976<br />
| align="right" | 01.08.1986<br />
| align="right" | 20.12.1986<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Hope Creek 2<ref name="Block-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=US&refno=355 „Nuclear Power Reactor Details - HOPE CREEK-2“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 1067 MW<br />
| align="right" | 1118 MW<br />
| align="right" | 01.03.1976<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 01.12.1981 storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in den Vereinigten Staaten}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in den USA|Hope Creek]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1970er Jahren|Hope Creek]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Yangjiang&diff=6273Kernkraftwerk Yangjiang2013-04-21T18:58:40Z<p>10.0.1.47: /* Daten der Reaktorblöcke */ korr. Leistung Block 5 und 6</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =Yangjiang NPP 2009-1.jpg<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =China<br />
|REGION =Guangdong<br />
|ORT =Dongping<br />
|LAT =21.710377<br />
|LON =112.261056<br />
|EIGENTÜMER =Block 1 und 2: Guangdong Nuclear Power Joint Venture Company Limited<br />Block 3 bis 6: China Guangdong Nuclear Power Group<br />
|BETREIBER =Yangjiang Nuclear Power Company<br />
|V-JAHR =<br />
|B-JAHR =<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =2<br />
|R-PLG_MW =2160<br />
|R-BAU_AZ =4<br />
|R-BAU_MW =4320<br />
|R-BTR_AZ =<br />
|R-BTR_MW =<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =<br />
|ESPG-GW =<br />
|GESESPG =<br />
|STAND =<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Yangjiang''' (chinesisch 阳江核电站, korrekte Schreibweise ''Yang Jiang'') ist ein Kernkraftwerk in der Provinz Guangdong in China, 500 Kilometer westlich von Hongkong. Es soll eines der größten [[Kernkraftwerk]]e in China werden.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Erstmals gab es im Jahr 1992 Pläne für den Bau eines 2000&nbsp;MW starken Kernkraftwerks am Standort Yangjiang.<ref>New Zealand Institute of International Affairs: ''New Zealand international review, Bände 17-18''. New Zealand Institute of International Affairs, 1992. Seite 19.</ref> Es sollte das vierte Kernkraftwerk der Volksrepublik China werden und das dritte Kernkraftwerk in der Provinz Guangdong. Als alternativer Standort wurde [[Kernkraftwerk Taishan|Taishan]] vorgeschlagen, falls das Projekt in Yangjiang fehlschlägt.<ref name="Earthquake_Research_CN_Bd-10">''Earthquake Research in China, Band 10''. Allerton Press, 1996. Seite 388.</ref> Allerdings war sich die Regierung ziemlich sicher, dass beide Projekte aufgrund des wirtschaftlichen Aufschwungs und des extrem ansteigenden Energiebedarfs realisiert werden.<ref>''Achievement, Bände 60-62''. World Trade Magazines Ltd., 1993. Seite 33.</ref> Im Jahr 1993 fiel die Entscheidung für den Standort Yangjiang als drittes Kernkraftwerk, dass das größte der Volksrepublik werden sollte.<ref>Institute of Current China Studies (Taiwan): ''Inside China Mainland, Band 15,Ausgaben 169-180''. Institute of Current China Studies, 1993. Seite 90.</ref> Bis 1994 entschied man sich für den Zubau von vier Reaktoren, die zusammen 4000&nbsp;MW leisten sollten.<ref>''The petroleum economist, Band 61,Ausgaben 7-12''. Petroleum Press Bureau, 1994. Seite 64.</ref> Allerdings gab es bisher keinen spezifischen Plan für die Anlage, weshalb zwei verschiedene Konzepte vorlagen: Den Zubau von vier 1000&nbsp;MW-Reaktoren, oder alternativ der Zubau von vier 600&nbsp;MW-Reaktoren. Eine genauer Plan existierte zu diesem Zeitpunkt nicht.<ref>United States. Foreign Broadcast Information Service: ''Daily report: People's Republic of China, Ausgaben 40-47''. Distributed by National Technical Information Service, 1994. Seite 42.</ref> Bis 1996 wurde die Anzahl der Blöcke erneut angehoben womit sechs Reaktoren geplant waren.<ref>International Atomic Energy Agency: ''IAEA yearbook 1996''. In: IAEA yearbook. International Atomic Energy Agency, 1996. ISBN 9201020961. Seite 14.</ref><br />
<br />
Bis 1998 einigte man sich auf die 1000&nbsp;MW-Reaktoren. Errichtet werden sollte die Anlage in drei Abschnitten. Jeder Abschnitt sieht den Bau von zwei Reaktoren vor. Ein Abschnitt alleine sollte etwa 3,5&nbsp;Milliarden Dollar kosten. Allerdings wurde das Nichtvorhandensein eines Zeitplanes für den Bau durch Experten eher negativ gesehen und die Errichtung der Anlage daher als fraglich bewertet.<ref>Economist Intelligence Unit (Great Britain): ''Country report: China, Mongolia, Ausgaben 2-1998''. The Unit, 1997. Seite 38.</ref> Mit dem Baubeginn wurde jedoch 1999 gerechnet, sodass die Anlage 2005 mit dem ersten Reaktor in Betrieb hätte gehen können.<ref>Harvard University. Committee on Environment: ''Energizing China: reconciling environmental protection and economic growth''. In: Harvard University Center for the Environment, China Project Series; Studies of Phase I of the Harvard University Committee on Environment China Project. Harvard University Committee on Environment, 1998. ISBN 0674253299. Seite 93.</ref> Im Nuklearprogramm Chinas stellte Yangjiang das ehrgeizigste Projekt dar. Da 1998 die Handelssperre für nukleare Einbauten seitens der USA aufgehoben wurde, kam auch erstmals ein amerikanisches Reaktormodell infrage.<ref>International Energy Agency: ''World energy outlook''. IEA/OECD, 1998. ISBN 9264161856. Seite 289.</ref> <br />
<br />
Im Jahr 2004 wurden die Ansprüche seitens der chinesischen Regierung geändert und die Ausschreibung für die ersten Kernkraftwerke der [[Generation III]] für die Standorte Yangjiang und [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen]] international ausgeschrieben. Bis September beworben sich die drei Hersteller Areva (mit [[Evolutionary Power Reactor|EPR]]), Westinghouse (mit [[AP1000]]), Atomstroyexport (mit [[WWER|WWER-1000/392]] als [[AES-92]], alternativ mit WWER-1500/448) und Korea Hydro & Nuclear Power Corporation ([[APR-1400]]). Während die Angebote seitens Areva und Westinghouse die moderneren Modelle enthielten, war das Angebot von Atomstroyexport weitaus preisgünstiger. Zudem hatte Atomstroyexport den Vorteil, dass bereits ein Bauvertrag für zwei Blöcke am Standort [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] bestand, was eine Art Vorteilsposition darstellte. Rosatom sah sich daher als Führend um den Auftrag in Yangjiang, jedoch sahen chinesische und internationale Experten für Areva und Westinghouse bessere Chancen. Die Korea Hydro & Nuclear Power Corporation stellte zwar mit dem APR-1400 einen modernen Reaktor der dritten Generation vor und hatte in den letzten zehn Jahren insgesamt zehn Reaktoren errichtet, jedoch hatte das Unternehmen bisher keine Exportaufträge verzeichnen können und bisher nur im eigenen Land Kernkraftwerke errichtet, weshalb das Unternehmen keine Aussichten auf den Auftrag hatte.<ref>Jane's Information Group: ''Jane's foreign report, Ausgaben 2797-2814''. Jane's Information Group Ltd., 2004. Seite 2.</ref> Im Dezember 2006 erhielt Westinghouse den Zuschlag für den Bau von zwei AP1000 am Standort Yangjiang und zwei Reaktoren am Standort Sanmen. Zusammen belief sich der Auftragswert auf 5,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref>''Business India, Ausgaben 752-757''. A.H. Advani, 2007. Seite 123.</ref> Am 30.&nbsp;März 2007 verschob auf Anfrage der [[Nuclear Regulatory Comission]] der USA die [[State Nuclear Power Technology Corporation]] den Standort nach [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang]], um den schnelleren Zubau der Reaktoren zu ermöglichen. Ebenso wurde der sekundäre Vertragspartner Bechtel, der die Anlage planen sollte, durch Stones & Webster Asia ersetzt. Hierdurch konnte Zeit gewonnen werden, indem der Zubau der Reaktoren in Haiyang weitaus schneller zu realisieren war.<ref name="ANS_Band-50">American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 50,Ausgaben 7-11''. American Nuclear Society, 2007. Seite 61.</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Kernkraftwerk Haiyang}}<br />
<br />
In der Folge wurde Areva der Bau von zwei Reaktoren in Yangjiang in Aussicht gestellt. Der Vertrag sollte im Juli 2007 hierfür unterzeichnet werden. Allerdings wurde aufgrund der starken Probleme beim Bau des Kernkraftwerks in [[Kernkraftwerk Olkiluoto|Olkiluoto]] und Unstimmigkeiten zwischen den Vertragspartnern das EPR-Projekt nach Taishan verschoben.<ref>World Nuclear News: ''China shunts EPRs to Taishan'', 20.08.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13904&LangType=2057 Abgerufen] am 24.10.2011. ([http://www.webcitation.org/62gAcYSS9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Kernkraftwerk Taishan}}<br />
<br />
In der Folge kehrte man in Yangjiang auf das ehemalige Kraftwerksprojekt mit sechs chinesischen Modellen zurück, weil diese schneller zu realisieren waren und die energetische Notwendigkeit des Werkes an diesem Standort berücksichtigt wurde.<ref name="ANS_Band-50"/> Im Jahr 2008 wurde die Anlage als bisher größtes Kernkraftwerksprojekt durch den Staatsrat bestätigt und genehmigt. Noch im gleichen Jahr wurde mit den ersten Arbeiten begonnen.<ref>Institution of Chemical Engineers (Great Britain): ''The chemical engineer, Ausgaben 810-816''. Institution of Chemical Engineers, 2008. Seite 10.</ref> Am 28.&nbsp;März 2006 wurde die Umweltverträglichkeitsprüfung für die Blöcke 5 und 6 begonnen und wurde im Dezember 2012 abgeschlossen. Dass dieses Verfahren so lange gedauert hatte war die Abänderung des Designs. Während zunächst auch Reaktoren vom Typ CPR-1000 geplant waren wurde das Projekt später auf die Nachfolgelinie vom Typ ACPR-1000 abgeändert.<ref>Yangjiang Nuclear Power Company: ''阳江核电厂五、六号机组建造阶段环境影响评价公众参与一号信息公告'', 31.12.2012. [http://www.yjnp.com.cn/n42940/n43281/n43491/6366297.html Abgerufen] am 11.04.2013. ([http://archive.is/ezEIu Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Mit dem Bau des ersten Reaktors wurde am 16.&nbsp;Dezember 2008 begonnen, gefolgt vom zweiten Block am 4.&nbsp;Juni 2009.<ref name="IAEA"/> Im Juli 2010 gab der Energieversorger China Light and Power mit Sitz in Hongkong bekannt, mit einem 17-prozentigen Anteil in die Anlage einzusteigen.<ref>World Nuclear News: ''Hong Kong utility buys into Yangjiang plant''. 06.07.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Hong_Kong_utility_buys_into_Yangjiang_plant-0607105.html Abgerufen] am 15.09.2011. ([http://www.webcitation.org/61iQizib0 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 15.&nbsp;November 2010 wurde mit dem Bau des dritten Blocks begonnen, gefolgt vom viertem am 17.&nbsp;November 2012.<ref name="IAEA"/> An 18.&nbsp;Februar 2013 wurde der Reaktordruckbehälter im zweiten Block eingebaut. Nach Plan sollte bis zum 15.&nbsp;März die Installation der drei Dampferzeuger abgeschlossen werden.<ref>World Nuclear News: ''Reactor vessel installed at Yangjiang 2''. 21.02.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Vessel_installed_at_Yangjiang_2-2102134.html Abgerufen] am 21.02.2013. ([http://www.webcitation.org/6EbS7gB5w Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Betrieben werden sollen die Reaktoren von der Yangjiang Nuclear Power Company.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
Seismisch gesehen ist der Standort in leicht aktiven Gebiet gelegen. Insgesamt wurden neun Verwerfungen bei der geologischen Erkundung des Geländes entdeckt. Während die meisten Verwerfungen kürzer als ein Kilometer sind und keine geologischen Aktivitäten aufweisen, sind die fünf Verwerfungen auffällig und eventuell geologisch aktiv. Der längste der möglicherweise aktiven Verwerfungen hat eine Länge von 600&nbsp;Meter. Die fünf Verwerfungen treffen den Standort in vier verschiedenen Richtungen, einige nur mit der Spitze.<ref name="Earthquake_Research_CN_Bd-10"/><br />
<br />
=== Technik ===<br />
Die [[Druckwasserreaktor]]en die in Yangjiang in Block 1 bis 4 zum Einsatz kommen sind vom Typ [[CPR-1000]]. Diese erreichen eine elektrische Blockleistung von 1080&nbsp;MW brutto, von denen 1000&nbsp;MW in das Stromnetz eingespeist werden.<ref name="IAEA"/> Block 5 und 6 werden mit Reaktoren des Typs [[ACPR-1000]] ausgestattet.<br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Yangjiang soll aus sechs Reaktorblöcken bestehen, von denen sich vier in Bau befinden und zwei weitere geplant sind.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=CN „China, People's Republic of“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Yangjiang-1<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | 16.12.2008<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Yangjiang-2<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | 04.06.2009<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Yangjiang-3<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | 15.11.2010<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Yangjiang-4<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | 17.11.2012<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Yangjiang-5<ref name="Block-5">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=CN&refno=45 „Nuclear Power Reactor Details - YANGJIANG 5“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | ACPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1150 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Yangjiang-6<ref name="Block-6">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=CN&refno=46 „Nuclear Power Reactor Details - YANGJIANG 6“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | ACPR-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1150 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* {{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Kernenergie in China]]<br />
* [[Chinese Pressurized Reactor]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in China}}<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in der Volksrepublik China|Yangjiang]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 2000er Jahren|Yangjiang]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk am Chinesischen Meer|Yangjiang]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_3&diff=6228Benutzer:TZV/Spielwiese 32013-04-15T08:49:04Z<p>10.0.1.47: /* Konstruktion */ +</p>
<hr />
<div>Der '''Advanced Passive''' ist eine von der Westinghouse Electric Company entwickelte Baulinie mit [[Druckwasserreaktor]].<br />
<br />
== Diskussion ==<br />
Was wir wohl vielleicht mit beachten müssen ist, dass die Chinesen bereits in den 1990ern eine Abklatsche des AP600 vorgenommen haben mit dem AC-600 (Advanced Chinese), der wohl für die Entwicklung des AP1000 eine wichtige Rolle gespielt hat. Abgesehen davon: Wollen wir uns die Arbeit abschnittsweise aufteilen? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:10, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
:hmm, mit der geschichte kenn ich mich net aus. prinzipiell sollten wir aber nur das als roten faden nehmen, was auch in serie ging. den AP600 würde ich nur als idee ansehen, und eher in geschichte als bei versionen sehen. den EP1000 ebenso. Die abschnittsweise aufteilung wird sich zwangsläufig ergeben, wir werden aber auch mal beim anderen reinarbeiten müssen, zwecks korrektur, zusatzwissen etc. Ich schau erstmal auf die sicherheitstechnik, was ich später mach weiß ich noch net. Das ergibt sich dann. Gruß des Bootes, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:06, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Na klar muss man die nicht technisch behandeln, das kann man in den Versionen anmerken. Für die Entwicklung sind diese Linien aber sehr wichtig, also im entwicklungsgeschichtlichen Kontext. Der AP600 war zuerst da, daraus entstand mit einem dritten Loop unter dem EPP-Programm der EP1000, der zumindest für den Aufbau des Gebäudes 1:1 gleich mit dem heutigen AP1000 ist und die Basis darstellt, während der AP600 die vergrößerte technische Basis des AP1000 darstellt. Den AC-600 werde ich nur als einer der Abwandlungen darstellen, genauso wie andere Anlagen, die sich den AP zwar als Vorbild, jedoch nicht als Basis nehmen So nimmt auch der ACPR und der ACP den AP1000 als Basis, sind technisch aber völlig anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:35, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
Wegen der Tabelle: Schau dir das mal an, kann nicht alle Daten zusammen bekommen, Wäre eine einfache Aufteilung zwischen Primär und Sekundärkreislauf, sowie den einzelnen Anlagenteilen einfacher und übnersichtlicher? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:wo is die schwierigkeit? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:20, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Ich mein nur. Hast du ne Quelle für die anderen Daten? --[[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 19:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:::nö, wie auch. 80% sind luftnummern. Tu' dir doch einen gefallen und führ nur den AP1000 auf, da besteht die reelle chance das genug daten da sind. Der rest (vor allem erstmal CAP1400) ergibt sich dann mit der zeit. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:50, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::::Neja, die Daten die ich jetzt drinnen habe, bekomme ich auch zu 100&nbsp;% für die anderen Reaktoren, denn da gibt es bereits spezifizierte Daten, sowie eben für den AP600 und den AP1000. Für die anderen Daten eben nicht. Neja, ich nehme die dann raus und ordne die anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:26, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
Schau dir mal die Geschichte an, zum ACME schreibe ich später noch etwas. Soweit zufrieden? Und ich denke ich nehme den EP1000 unten aus der Tabelle, für den gibt es kaum Spezifikationen bzw. bis auf einige Unterschiede am Reaktorsystem ist der mit dem AP1000 identisch. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:12, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
:jutt, sieht gut aus. hab mal ein bisschen drübergeschrubbt. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:49, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Okay. Mit dem CAP1000 blicke ich noch nicht so ganz durch, um das zu klären habe ich aber mal Westinghouse angeschrieben und eine Mail an den PRIS-Admin gerichtet, der seine Kollegen in China mal fragen soll. Hat ja bei den CNP1000 auch toll geklappt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:17, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
Falls du mal wieder vorbei schauen solltest, schau mal alles so ein bisschen durch. Zum ACME: Soll ich das Textprogramm mit behandeln? Einige Versuche wurden bereits vorgenommen, darunter Versuche zur IVR bei einer Kernschmelze. Zu den Kosten: Wäre eine getrennte Tabelle mit Unterscheidung zwischen den amerikanischen Anlagen und den China-Werken bzw. überhaupt eine Tabelle angebracht? Das mit dem CAP1000 verstehe ich jetzt endlich, demnach hat der AP1000 in seiner internationalen Form in Haiyang und Sanmen in China keine weitere Verwendung, werden also durch CAP1000 ersetzt. Ich warte dazu noch auf die Antwort vom PRIS-Admin und immer noch Westinghouse. Der IAEA-Mensch hat jetzt erst mal seine Kollegen lokal gefragt. Das kann aber noch etwas dauern, weil ich neben dem CAP-Zeugs noch wegen anderem Zeugs angefragt habe. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:45, 14. Apr. 2013 (CEST)<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Intention zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors gab es erstmals zum Beginn der 1980er von Westinghouse und Mitsubishi. Grund dafür war die Intention von Hitachi, Toshiba und General Electric einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor zu entwickeln, der für Westinghouse als gefährliche Konkurrenz wahrgenommen wurde. Von Mitsubishi war die Siewasserreaktor-Sparte eher weniger als Konkurrenz angesehen geworden, allerdings unterzeichnete die deutsche Kraftwerk Union AG am 5.&nbsp;Oktober 1981 einen Vertrag mit Hitachi, Toshiba und Fuji Electric den [[KWU DWR-1300]] für den japanischen Markt anzupassen und zu lizenzieren. Die Tokio Electric Power Company (TEPCO) zeigte großes Interesse an dem Reaktor und kündigte bereits an, solch ein Modell zu errichten, sofern er lizenzierbar sei. Der Grund für die Wahl dieses Designs lag an der sicherheitstechnischen Fotschrittlichkeit die TEPCO und auch andere japanische Elektrizitätsgesellschaften dazu bewegte den Druckewasserreaktor der Kraftwerk Union als Möglichkeit für den Bau in Japan zu evaluieren. Eine sekundäre Furcht die seitens TEPCO bestand war die Gefahr eines Unfalles, wie es ihn 1979 im [[Kernkraftwerk Three Mile Island]] gab, weshalb man auf sicherere Modelle setzen wollte. Mitsubishi bot zu diesem Zeitpunkt nur von Westinghouse adaptierte Modelle der [[Generation II]] an, die auf japanische Vorgaben spezialisiert wurden. Ähnlich verhielt es sich in den USA bei Westinghouse. Da der Bau neuer Kernkraftwerke hohe Kosten verursachte, und die massiven sicherheitstechnischen Nachrüstungen an in Bau befindlichen Anlagen Kostenüberscheitungen verursachten, kam man bei Westinghouse zu dem Schluss ein neues Reaktormodell unter den neuen sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Bedingungen zu entwerfen. Das Projekt wurde unter der Bezeichnung ''Advanced PWR'', kurz ''APWR'' geplant.<ref>''The Oriental Economist, Band 50''. Oriental Economist, 1982. Seite 8.</ref><br />
<br />
=== Entwicklung ===<br />
Im Jahr 1982 unterzeichnete Westinghouse zusammen mit Mitsubishi und fünf weiteren japanischen Herstellern von Reaktorkomponenten den Finanzierungs- und Entwicklungsplan. Als Hauptziele wurden genannt:<ref>''Nuclear Engineering International, Band 27''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited. Seite 13.</ref><br />
* Änderung des Neutronenspektrums durch den Einsatz von Wasserplatzhaltern in den Brennelementen<br />
* Verringerung des Uranverbrauchs um etwa 20&nbsp;% durch Verringerung der Kerndichte<br />
* Ähnliche Leistung zu vorhandenen Modellen auf dem Markt der 1200 bis 1300 MW-Klasse<br />
* Vergrößerte Betriebsintervallen zwischen den Brennstoffwechseln bis zu 18 Monate<br />
* Bessere Flexibilität für den Lastfolgebetrieb<br />
<br />
Obwohl der Reaktor auch stark für den US-Markt geplant war, zeigte die Entwicklung bis in das Jahr 1984, dass der APWR sich als nicht wirtschaftlich genug darstellte, sodass er in den Vereinigten Staaten von Amerika nicht unter wirtschaftlichen Bedingungen errichtet werden könnte. Auch Mitsubishi hegte Bedenken, ob die Anlage in Japan realisiert werden könnte. Aufgrund der unterschiedlichen Anforderungen der Länder entschied sich Westinghouse das Design mit Mitsubishi ausschließlich für den japanischen Markt auszurichten und auf eine Leistung von rund 1350&nbsp;MW zu entwerfen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Nuclear Power Experience: Nuclear power production''. IAEA, 1983. ISBN 920050583X. Seite 415.</ref> Um die Ausrichtung so gut wie möglich zu lancieren wurden die japanischen Kernkraftwerksbetreiber mit Druckwasserreaktoren eingeladen an der Entwicklung teilzuhaben.<ref>Kokusai Keizai Kōryū Zaidan: ''Journal of Japanese Trade & Industry''. Japan Economic Foundation, 1984. Seite 21.</ref><br />
<!--{{Hauptartikel|Mistubishi APWR}}--><br />
<br />
Die bereits erarbeiteten fortschrittlichen Errungenschaften adaptierte Westinghouse und wollte eine neue Version des [[Westinghouse M212]] entwerfen. Die M212 wurden nur dreimal gebaut ([[Kernkraftwerk Krško|Krško]], [[Kernkraftwerk Angra|Angra-1]] und [[Kernkraftwerk Bataan|Bataan]]) und waren nach Bewertung von Westinghouse einer der zuverlässigsten gelieferten Modelle der 640&nbsp;MW-Klasse, sowohl was die Verfügbarkeit, die Wirtschaftlichkeit, als auch den Anlagenbetrieb und Flexibilität anging. Dies nahm Westinghouse daher zum Anlass auf dieser Leistungsebene ein für den US-Markt und den Export ausgerichtetes Modell zu entwerfen. Als Basis wurde das letzte Projekt der M212-Reihe in Bataan auf den Philippinen gewählt.<ref>United States, u.a.: ''Fiscal Year 1985 Department of Energy Authorization: Nuclear fission R&D and waste management, Band 1;Band 4''. U.S. Government Printing Office, 1984. Seite 46.</ref> Als zweites Referenzwerk für die Einbindung moderner Reaktorsysteme wurde das [[Kernkraftwerk Beznau]] gewählt, eine kleinere Vorgängervariante des Werkes auf den Philippinen, die jedoch spezielle technische Erweiterungen nachgerüstet hatte, die kein Standard in Kernkraftwerken von Westinghouse waren. Als letzter und wichtigster Baustein wurden die Lehren aus dem [[Unfall von Three Mile Island]] gezogen. Das Projekt wurde zunächst nur unter der Bezeichnung ''„Westinghouse Two-Loop Plant“'' geführt.<ref>Alvin Martin Weinberg, u.a.: ''The Second nuclear era: a new start for nuclear power''. Praeger, 1985. Seite 237.</ref><br />
<br />
Noch im Jahr 1984 begann Westinghouse mit der Entwicklung dieses Reaktors im Rahmen einer Initiative des Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika.<ref name="Novak_WH">Vince Novak: ''Advanced Passive Technology: A global standard for nuclear plant requirements''. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Gegensatz zum APWR sollte der Entwurf für den US-Mark angepasst werden.<ref>''Power Engineering, Band 91''. PennWell Publishing Company, 1987. Seite 65.</ref> Da passive Merkmale des Kernkraftwerks überwiegen sollten spielte insbesondere der Aufbau des Gebäudes eine Rolle, weshalb das Architekturbüro Burns & Roe stark an dem Entwurf für den ''Advanced 600&nbsp;MW PWR'' beteiligt war. Bereits kurze Zeit profilierte sich die Bezeichnung ''Advanced Passive'' heraus, die sowohl die Fortschrittlichkeit des Designs, als auch die passiven Sicherheitsmerkmale hervorheben sollte. Das Programm für den 600&nbsp;MW starken Reaktor lief seither unter der Bezeichnung ''AP600'' weiter.<ref>Nuclear Engineering International: ''Nuclear Engineering International, Band 32,Ausgaben 390-401''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1987. Seite 56.</ref><ref>United States, u.a.: ''Fiscal year 1988 Department of Energy authorization: hearing before the Subcommittee on Energy Research and Development of the Committee on Science, Space, and Technology, House of Representatives, One hundredth Congress, first session, Bände 4-5''. U.S. Government Printing Office, 1988. Seite 303.</ref> Eines der wichtigsten Merkmale sollte der modulare Aufbau des Blocks sein, sodass mit einem hohen Grad an Vormontage die Teile per Baukastenprinzip zusammengesetzt werden können und ein Block innerhalb von drei Jahren errichtet werden könnte.<ref>European Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 1988. Seite 191.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1989 konnte der erste Entwurf für den Reaktor fertiggestellt werden. Im darauf folgendem Jahr erhielt Westinghouse einen Vertrag und 120&nbsp;Millionen Dollar vom Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika für das Entwerfen eines detaillierten Designs mit anschließender Lizenzierung bei der Nuclear Regulatory Commission. Bereits 1992 übermittelte Westinghouse der Behörde die Unterlagen zur Lizenzierung.<ref name="Novak_WH"/> Der Reaktor ist der erste seiner Art, der unter den neuen Bestimmungen der Nuclear Regulatory Commission lizenziert wurde und den Merkmalen der [[Generation III]] entspricht.<ref>United States. Dept. of Energy. Technical Information Center, u.a.: ''Nuclear safety''. Technical Information Center of the U.S. Dept. of Energy, 1992. Seite 148.</ref> Um die Funktionalität des Containments und der passiven Wärmeabfuhr zu demonstrieren errichtete Westinghouse den Advanced Plant Experiment-Teststand (kurz ''APEX'') an der Oregon State University. Dazu wurde das gesamte Reaktorsystem des AP600 maßstabsgetreu nachgebaut und entsprechende Experimente vorgenommen.<ref name="APEX_NRC">U.S. Nuclear Regulatory Commission: ''APEX-AP1000 Confirmatory Testing To Support AP1000 Design Certification (Non-Proprietary)''. [http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr1826/sr1826.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm3HNf7U Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben der Standardversion bot Westinghouse auch die Option noch einen speziellen Reaktor auf Basis des AP600 anzubieten, der waffenfähiges Plutonium verwenden könnte. Der PDR600 (für ''Plutonium Disposition Reactor'') war nur eine Option, die allerdings nur erwogen wurde als Alternative zum Einsatz von abgereicherten Plutonium als [[Mischoxid]]-Brennelemente in konventionellen Leichtwasserreaktoren und dem AP600.<ref>E.R. Merz, u.a.: ''Mixed Oxide Fuel (MOX) Exploitation and Destruction in Power Reactors''. Springer, 1995. ISBN 0792334736. Seite 104.</ref> Im September 1998 wurde das Design genehmigt und erhielt im Dezember 1999 seine Zertifizierung.<ref name="ARIS_AP600">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 75 - Advanced Passive pressurized water reactor (AP-600)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/6.AP-600.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm74vfaV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== European Passive Plant ===<br />
Im Jahr 1994 schlossen sich Westinghouse und das Konsortium GENESI, ein Gemeinschaftsunternehmen von Ansaldo und Fiat, sowie weitere europäische Unternehmen zusammen um die Technologie des AP600 für den europäischen Markt anzupassen. Auf dieser Basis wurde das ''European Passive Plant'' (kurz ''EPP'') ins Leben gerufen. Bis 1996 wurde auf Basis einer ersten Evaluierungsphase ein 1000&nbsp;MW starkes Reaktormodell als beste Lösung favorisiert. Innerhalb dieser Phase wurde das Reaktormodell ''EP1000'' (''EP'' für ''European Passive'' selten auch ''EPP1000'' in Anlehnung an das Programm) entworfen, die dem AP600 fast vollständig gleicht, allerdings statt nur zwei Loops eine zusätzliche dritte Schleife hat, um die Leistung von 1000&nbsp;MW zu erreichen. Noch 1996 wurde das Design mit den [[European Utility Requirements]] als Konform angesehen und war damals in Europa genehmigungsfähig. In einer zweiten Phase des Programms ab 1997 wurden entsprechende Sicherheitsanalysen durchgeführt, die für die Lizenzierung bei den jeweiligen Aufsichtsbehörden der Länder benötigt werden. Diese ''Designdefinition'' wurde 1998 abgeschlossen.<ref>Gianfranco Saiu: ''European Passive Plant Program Preliminary Safety Analyses to Support System Design''. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7424.PDF Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm7oMSte Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit der Intention von Westinghouse den kosteneffektiveren und einfacheren Aufbau des EP1000 zu verwerten wurde das Projekt im AP1000 fortgeführt. Das Reaktordesign EP1000 selbst wurde aufgegeben, lediglich das Gebäude, das European Passive Plant blieb erhalten, wurde so allerdings nicht mehr für die European Utility Requirements modernisiert, womit das Design de facto nicht mehr entwickelt wird.<ref>Gianfranco Saiu, u.a.: ''AP1000 Nuclear Power Plant Overview''. [http://www.ansaldonucleare.it/TPap0305/NNPP/NPP_37.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm8on5JE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Modernere Marktbedingungen ===<br />
Im Jahr 1999 begann Westinghouse aufgrund einer Stagnation des Verkaufs von Kernreaktoren die Evaluierung einer Studie für einen größeren Reaktor auf Basis des AP600 und des EP1000. Der als ''AP1000'' designierte Reaktor sollte kosteneffektiver sein als seine Vorgänger. Als Basis für das Reaktorsystem sollte der AP600 dienen. Vornehmlich sollten die Komponenten einfach vergrößert werden und die Grenzwerte angehoben werden, um die 2-loop Anordnung beizubehalten. Als Basis für das Gebäude und die Hilfssysteme sollte der EP1000 dienen, der im Gegensatz zum AP600 in diesen Gesichtspunkten fortschrittlicher war. Die Anordnung der Gebäude sollte allerdings vom AP600 beibehalten werden und sich von der Größe her kaum unterscheiden.<ref>American Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 2000. Seite 183.</ref> Vornehmlich spielt aber der wirtschaftliche Faktor eine Rolle.<ref name="ISBN_1420033778">William J. Nuttall: ''Nuclear Renaissance: Technologies and Policies for the Future of Nuclear Power''. CRC Press, 2004. ISBN 1420033778. Seite 128, 129.</ref> Die Leistung des Designs wurde von 610&nbsp;MW auf 1090&nbsp;MW netto angehoben. Durch diese Vergrößerung des Designs wurde die Leistung um rund 75&nbsp;% angehoben und die Kapitalkosten um rund 13&nbsp;% erhöht. Im Gegensatz zum AP600, der kalkulierte Kapitalkosten von 1400&nbsp;Dollar je Kilowatt hatte, war der AP1000 mit geschätzten 1000&nbsp;Dollar je Kilowatt günstiger. Westinghouse warb insbesondere damit, dass diese niedrigen Kosten den Reaktor sehr konkurrenzfähig zu Kohle- und Gaskraftwerken machen würde.<ref>United States, u.a.: ''Hydroelectric relicensing and nuclear energy: hearing before the Subcommittee on Energy and Air Quality of the Committee on Energy and Commerce, House of Representatives, One Hundred Seventh Congress, first session, June 27, 2001, Band 4''. U.S. G.P.O., 2001. Seite 70.</ref> Aufgrund der Aussichten beteiligten sich auch Électricité de France und British Nuclear Fuels. Auch Mitsubishi Heavy Industries beteiligte sich in den ersten Jahren am AP1000.<ref>Société française d'énergie nucléaire: ''Revue Générale Nucléaire: RGN, Ausgaben 1-3;Ausgaben 6-7''. Revue Générale de l'Electricité, 2001. Seite 68.</ref> Am 28.&nbsp;März 2002 stellte Westinghouse ein Gesuch für die Lizenzierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Comission.<ref>Nuclear Regulatory Commission: ''Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000)''. [http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000.html Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmA9GpUt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Advanced Plant Experiment-Teststand an der Oregon State University wurde im Jahr 2002 zur Absolvierung verschiedener Versuche zur Lizenzierung auf das System des AP1000 umgebaut. Im Juni 2003 und Juli 2004 wurden die entsprechende Versuche an der Anlage unternommen.<ref name="APEX_NRC"/><br />
<br />
Im Gegensatz zum AP600 wurde dem AP1000 bereits im Jahr 2003 in der Entwurfsphase unterstellt ein heißer Kandidat für den Neubau von Kernkraftwerken im nächsten Jahrzehnt von 2010 bis 2020 zu sein, sowohl national, als auch international.<ref>''New Statesman, Band 132,Ausgaben 4650-4657''. New Statesman, Limited, 2003. Seite 18</ref> Aufgrund der engen Partnerschaft mit Mitsubishi in den 1970ern und 1980ern im Bau der japanischen Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor beteiligte sich Mitsubishi Heavy Industries zusammen mit Westinghouse am AP1000.<ref>S. W. Heaberlin: ''A case for nuclear-generated electricity, or, Why I think nuclear power is cool and why it is important that you think so too''. Battelle Press, 2004. ISBN 1574771361. Seite 289.</ref> Im Januar 2006 wurde der AP1000 offiziell von der Nuclear Regulatory Commission zertifiziert.<ref>Brice Smith: ''Insurmountable risks: the dangers of using nuclear power to combat global climate change''. RDR Books, 2006. ISBN 1571431624. Seite 30.</ref> Mit dem Verkauf von Westinghouse an Toshiba, einen Konkurrenten von Mitubishi, stellte Mitsubishi Heavy Industries seine Beteiligung am AP1000 ein, erhielt aber im Gegenzug volle Lizenzrechte am APWR.<br />
<br />
=== China Advanced Passive ===<br />
Bereits 1989 adaptierte die Volksrepublik China den AP600 in ihrem eigenen Design, den AC600, der allerdings nur vom Konzept her auf dem AP600 basiert, technisch aber eine Eigenentwicklung ist. Der Reaktor war zwar technisch dafür ausgelegt auf 1000&nbsp;MW vergrößert zu werden, was aber nie gemacht wurde.<ref>B. Eliasson [Hrsg.], u.a.: ''Integrated Assessment of Sustainable Energy Systems in China: The China Energy Technology Program : a Framework for Decision Support in the Electric Sector of Shandong Province''. Springer, 2003. ISBN 1402011989. Seite 443.</ref><br />
<br />
Im Jahr 2004 schrieb die Volksrepublik China die Kernkraftwerksstandorte [[Yangjiang]] und [[Sanmen]] für Reaktoren der [[Generation III+]] international aus. Die Volksrepublik stellte den Bewerbern in Aussicht, dass deren Modell möglicherweise als Standardmodell für das ambitionierte Kernkraftwerksbauprogramm gewählt werden könnte. Westinghouse griff diese Chance auf und bewarb sich 2004 mit dem AP1000 für diesen Auftrag.<ref name="Business_2.0_Bd-5">''Business two-point-zero, Band 5,Ausgaben 7-11''. Imagine Media, 2004. Seite 152.</ref> Im Dezember 2006 erhielt Westinghouse den Zuschlag für den Bau von zwei AP1000 am Standort Yangjiang und zwei Reaktoren am Standort Sanmen. Zusammen belief sich der Auftragswert auf 5,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref>''Business India, Ausgaben 752-757''. A.H. Advani, 2007. Seite 123.</ref> Am 30.&nbsp;März 2007 verschob auf Anfrage der Nuclear Regulatory Commission die [[State Nuclear Power Technology Corporation]] den Standort für die Blöcke in Yangjiang nach [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang]], um den schnelleren Zubau der Reaktoren in Yangjiang mit heimischer Technik vom Typ [[CPR-1000]] zu ermöglichen. Ebenso wurde der sekundäre Vertragspartner Bechtel, der die AP1000 planen sollte, durch Stones & Webster Asia ersetzt. Hierdurch konnten beide Seiten gewinnen, da sowohl Yangjiang als auch Haiyang schneller zugebaut werden konnten als geplant.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 50,Ausgaben 7-11''. American Nuclear Society, 2007. Seite 61.</ref> Ein weiterer Grund für die Änderung des Architektenbüros war der Verkauf von BNFL an den japanischen Konzern Toshiba.<ref>Jack W. Plunkett: ''Plunkett's Energy Industry Almanac 2007 (E-Book): Energy Industry Market Research, Statistics, Trends and Leading Companies''. Plunkett Research, Ltd., 2006. ISBN 159392402X.</ref><br />
<br />
Westinghouse erklärte sich bei der Unterzeichnung des Vertrags bereit die Technologie an China zu verkaufen, allerdings ohne die Lizenzrechte, die nach wie vor bei Westinghouse lagen. Dieser Schritt stand teilweise ist starker Kritik und es gab Warnungen davor, dass sich Westinghouse damit neue Konkurrenz auf dem Markt schaffen würde mit einem Modell, dass der Konzern selbst entwickelt hatte.<ref>Atomic Insights: ''Westinghouse Sold AP1000 Technology Developed With American Taxpayer Assistance to China More than Three Years Ago'', 26.11.2010. [http://atomicinsights.com/2010/11/westinghouse-sold-ap1000-technology-developed-with-american-taxpayer-assistance-to-china-more-than-three-years-ago.html Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnUqppe6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Vertrag sieht allerdings weiter vor, dass ab Modellen über 1350&nbsp;MW elektrischer Leistung die Lizenzrechte vollständig der State Nuclear Power Technology Company (kurz ''SNPTC'') gehören und damit Westinghouse keine Kontrolle mehr über die Technologie hat. Die SNPTC nahm das zum Anlass zusammen mit dem Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute (kurz ''SNERDI'') die Entwicklung des CAP1400 zu verfolgen, eine vergrößerte 2-loop-Variante des AP1000 mit 1520&nbsp;MW Leistung. Langfristig sehe man auch das Potential einen 1700&nbsp;MW starken CAP1700 und einen 2200&nbsp;MW starken CAP2100 zu entwickeln, allerdings nur unter der Voraussetzung, dass das passive Containment-Kühlsystem bei diesen Leistungen realisiert werden kann.<ref>World Nuclear Association: ''Advanced Nuclear Power Reactors'', 19.03.2013. [http://world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Advanced-Nuclear-Power-Reactors/#.UWaP3zeZyC9 Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVHoVxi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Projekt CAP1400 läuft am Demonstrationsstandort [[Shidaowan]] unter der Bezeichnung ''Large Power Plant-1'', bzw. kurz ''LPP-1'', während der zunächst perspektivische CAP1700 unter der Projektbezeichnung ''Large Power Plant-2'', bzw. kurz ''LPP-2'', realisiert wird.<ref>Lin Qian (SNERDI): ''Technology Development, Design and Safety Features of the CNP300 and A New Small PWR'', Dezember 2011. Seite 9. [http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/CNP-300/Presentations/2011%20-%20Technology%20Development,%20Design%20and%20Safety%20Features%20of%20the%20CNP300%20and%20A%20New%20Small%20PWR.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVlIoxH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Trotz der Optionen für den CAP1400 und den folgenden größeren Modellen entwarf die SNPTC eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000, den CAP1000, der als Standardmodell nach den Demonstrationswerken in Sanmen und Haiyang für sämtliche Inlandskernkraftwerke und den Küstenstandorten infrage kommen soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012">Zhang Mingguang (SNPTC): ''AP1000/CAP1400设计工作进展汇报 Introduction of AP1000 Localized Standardization and CAP1400 Development'', 23.02.2012. [http://www.snptc.com/file/speech/08_AP1000%E6%A0%87%E5%87%86%E8%AE%BE%E8%AE%A1%E3%80%81%E9%87%8D%E5%A4%A7%E4%B8%93%E9%A1%B9CAP1400%E5%B7%A5%E4%BD%9C%EF%BC%88%E4%B8%8A%E6%B5%B7%E6%A0%B8%E5%B7%A5%E9%99%A2%EF%BC%89.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVrJocT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== ACME ====<br />
Für die Funktionsprüfung des CAP1400 wurde am Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität in Changping (Peking), an der auch beispielsweise der [[HTR-10]] steht, eine 6500&nbsp;Quadratmeter große Forschungseinrichtung ({{Koordinaten|lat=40.25766|lon=116.154479|name=Advanced Core-cooling Mechanism Experiment Facility|notop=1}}) geschaffen.<ref name="Dynabond_P3_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 3'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=2 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBChW21 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit dem Bau der Gebäude wurde am 28.&nbsp;Mai 2010 begonnen<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/> und mit dem Bau in den Gebäuden am 28.&nbsp;März 2012 fortgefahren. Das Forschungsprogramm um das es sich handelt ist das Advanced Core-cooling Mechanism Experiment, dass in den beiden aufgeteilt ist. Ein Gebäude enthält ein vollständiges, maßstabsgetreues Modell des CAP1400-Primärsystems, mit dem diverse Unfallszenarien erprobt werden sollen. In einem zweiten Gebäude soll die Funktionsfähigkeit des passiven Containmentkühlsystems erprobt werden soll.<ref>World Nuclear News: ''CAP1400 test facility under construction'', 04.04.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-CAP1400_test_facility_under_construction-0404124.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsD4hkNu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Der Eigentümer und Betreiber der Anlage ist das State Nuclear Power Technology R&D Center (SNPTRD), ein Gemeinschaftsunternehmen der State Nuclear Power Technology Corporation und der Tsinghua Universität.<br />
<br />
<!-- Advanced Core-cooling Mechanism Experiment (Link siehe unter CAP1400 bei WNA vom 4. April 2012)--><br />
<br />
* http://www.snptrd.com/templates/en_second/index.aspx?nodeid=191 /Testprogramm - einbinden?<br />
* Ergebnisse erläutern<br />
* http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Jul-26-28-TWG-LWR-HWR/Session-I/07.TWG-LWR-China.pdf<br />
<br />
==== Kritik ====<br />
Die Grenze von 1350&nbsp;MW für die Abgabe der Lizenzrechte wurde von Westinghouse nicht grundlos gewählt. Frühere Evaluierungen zeigten, dass das Gebäudedesign des AP1000 über diese Leistungsgrenze hinaus schlicht untauglich ist und die Wasservolumen für den Passive Containment Cooling Water Storage Tank viel zu groß wären. Westinghouse hatte bereits beim Entwurf für den AP1000 große Probleme die Wasservolumen unterzubringen, ohne das Reaktorgebäude abzuändern oder das System zu modifizieren. Im ursprünglichen Schildgebäude des AP1000 befanden sich rund 3300&nbsp;Kubikmeter Wasser im Lagertank und zusätzliche 1700&nbsp;Kubikmeter. Aufgrund von Problemen mit dem Gebäude und eines instabilen Designs musste Westinghouse diese Wasservolumen verlagern und das Gebäude leicht abändern zur AP1000 Revision&nbsp;18. Die Volksrepublik China orientiert sich allerdings am älteren Entwurf der Revision&nbsp;15. Aufgrund dessen und der evaluierten Grundtauglichkeit gibt Westinghouse auf den Technologietransfer keine Gewährleistung, dass die Abänderung des Designs in diesen Größendimensionen über 1350&nbsp;MW erfolgreich ist. Für den CAP1400 wären bei der Beibehaltung der gleichen Zeitspannen für die Funktion des passiven Kühlsystems rund 7000&nbsp;Kubikmeter Wasser nötig, von denen 2400&nbsp;Kubikmeter auf dem Schildgebäude untergebracht werden müssten, 4600&nbsp;Kubikmeter in den Lagertanks. Dies erfordert einen völlig neuen Entwurf des Schildgebäudes. Für den CAP1700 kann das System fast nicht mehr realisiert werden aufgrund der großen Lasten, die durch das auf dem Schildgebäude gespeicherten Wasser entstehen. E. Markey von der Nuclear Regulatory Commission meint, dass die Entwicklung des CAP1400 die äußerste Leistungsgrenze des Advanced Passive bildet und die Entwicklung in China deshalb bei diesem Design in einer Sackgasse enden wird.<ref name="CAP1400_Sinablog">莽原生的BLOG: ''核电自主知识产权走进了死胡同'', 30.12.2011. [http://blog.sina.com.cn/s/blog_49afaa750101183d.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://archive.is/l1Let Archivierte Version] bei [http://archive.is Archive.is])</ref><br />
<br />
Bei Anlagen unter 1350&nbsp;MW schloss Westinghouse einen eigentlichen Technologietransfer aus. Daher wird die Produktion des AP1000 in China durch eigene Produktionsstätten lokalisiert aber bis auf wenige Komponenten aus der Eigenentwicklung unmodifiziert bleiben. Westinghouse verweigerte konkret den Technologietransfer betreffend der Hauptumwälzpumpen, der Primärschleifen, verschiedener Ventile und der schweren Schmiedestücke aus dem nuklearen und nichtnuklearen Anlagenteil. Da Westinghouse die Großkomponenten nicht selbst fertige haben Hersteller auf der ganzen Welt verteilt die Fertigungspraktiken für die Komponenten entwickelt. Diese Techniken wurden vertraglich seitens Westinghouse nicht beschafft. Die Volksrepublik China musste daher entweder die Hersteller selbst um Übermittlung der Verfahren bitten oder eigene Verfahren anwenden bzw. entwickeln.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
Der Nuclear Regulatory Commission wurde vorgeworfen bei der Übertragung der Technologie absichtlich den AP1000 bereits kurz zuvor in der Revision&nbsp;15 genehmigt zu haben, um China nicht den letzten Stand der Entwicklung übermitteln zu müssen. Obwohl die Probleme mit der Pumpe, die eine fehlerhafte Abschirmung gegen Strahlung aufwies und das Problem mit der Instabilität des Schildgebäudes bekannt war, genehmigte die Nuclear Regulatory Commission diese Version. Kurz nach Beendigung des Transfers wurde die Revision&nbsp;18 der Nuclear Regulatory Commission übermittelt und genehmigt. Die Nuclear Regulatory Commission wies die Anschuldigung vorsätzlich das schlechtere Modell lizenziert zu haben zurück.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
== Technik ==<br />
<br />
=== Kreisprozess ===<br />
==== Reaktordruckbehälter ====<br />
==== Druckhalter ====<br />
==== Dampferzeuger ====<br />
==== Turbosatz ====<br />
==== Kondensatoren ====<br />
<br />
=== Sicherheitstechnik ===<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf pccs, hydrogen, paccwast<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf irwst 2 std saturierung, rhx, 2x cmt bor, accumulatoren 2 borwasser, irwstbor, irswst cavitiy/sump flooding, 2x spargers x4x arm, rrwst screens, squib valve depress, versagenfälle <br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-5.pdf containment spray?, cont vol<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2015/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2015%20Section%2015-6.pdf melt?<br />
<br />
<br />
==== Überblick ====<br />
==== Subsysteme ====<br />
Das Sicherheitskonzept des AP1000 enthält verschiedene Subsysteme an verschiedenen Positionen im Kraftwerk, welche hier aufgelistet werden. Diese Systeme befinden sich im inneren Sicherheitsbehälter: <br />
<br />
* '''In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST):''' Das nierenförmige Flutbecken befindet sich beim AP1000 auf einer Seite des Containments, und umgibt einen Dampferzeuger. Es enthält 2069,9 m³ mit Borsäure versetztes Wasser. Um seine passive Kühlfunktion erfüllen zu können, ist das Wasser auf einem höheren Niveau untergebacht als der Reaktordruckbehälter (RDB). Es enthält zwei Gasverteiler (''engl. spargers'') mit je vier Füßen, welche Wasserdampf aus dem Druckhalter in das Becken blasen können, um die Kreisläufe zu entdrucken und den Dampf auszukondensieren. Das IRWST dient auch zur Flutung des Raumes über dem Reaktordruckbehälter zum BE-Wechsel und zur Flutung der Reaktorgrube. Beim Runterfahren des Reaktors wird das Heißwasser aus dem Kern passiv durch Konvention in einen Wärmetauscher (''engl. passive residual heat removal, PRHR'') im IRWST geleitet, kühlt dort ab und fließt zurück in den tiefer liegenden Dampferzeuger, und von dort in den Reaktordruckbehälter (RDB). Bei einem Kühlmittelverlststörfall wird das Wasser des IRWST durch Schwerkraft über einen Abfluss am Boden des Beckens in den Reaktordruckbehälter geleitet. Zum Schutz vor Fremdkörpern ist dies mit einem Gitter versehen. Durch die großzügige Wassermenge dauert es nach einer RESA etwa zwei Stunden, bis die [[Nachzerfallswärme]] das Wasser zum Sieden bringt. Bei einem Kernschmelzunfall kann das IRWST-Wasser durch ein Motor- oder Sprengventil in die Reaktorgrube geschüttet werden, um die IVR in Gang zu setzen.<ref><br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''In-vessel Retention (IVR):''' Statt eines externen [[Kernfänger]]s soll das Corium bei einem [[Kernschmelze|Kernschmelzunfall]] im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden. Zu diesem Zweck ist der RDB mit Leitblechen verkleidet, welche die Strömung um das Gefäß kontrollieren sollen. Ab Boden befindet sich der Einlass, sodass der unterste Punkt des Plenums angeströmt werden kann. Dort erwärmt sich das Wasser, und das Wasser-Dampf-Gemisch wird durch die Leitbleche direkt am RDB nach oben geführt. Im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters ist das Wasser vollständig verdampft, und der Dampf wird vor den Flanschen freigegeben, um in das Containment zu strömen.<ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0319/ML031920123.pdf</ref><ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0424/ML042460184.pdf</ref><br />
<br />
* '''Accumulator:''' Zwei Sammeltanks mit je 56,6 m³ boriertem Wasser sind mit Stickstoff unter 5,5 MPa Druck gesetzt, und pressen bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) Wasser in die Primärkreisläufe. Der Auslass speist in dieselbe Leitung wie die CMTs.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Core Makeup Tank (CMT):''' Zwei Tanks mit je 70,8 m³ boriertem Wasser sind über Diffusoren an die Rückströmleitungen zum RDB abgeschlossen, und besitzen deshalb im Betrieb denselben Druck wie der Primärkreis. Der Ausfluss läuft über ein Ventil in eine Sammelschiene, in die auch der jeweilige Accumulator einspeist, und welche in den Reaktordruckbehälter führt. Der tiefere Sinn hinter dieser Konstruktion ist, dass bei einem Kühlmittelverluststörfall die Rückströmleitungen zum RDB mit Dampf gefüllt sind (Druckverlust im Kreislauf), das Wasser in den CMTs aber einen höheren Druck besitzt (Kreislaufdruck vor LOCA), und somit in den Kreislauf strömt, und dort an den tiefsten Punkt, den Reaktordruckbehälter. Das System ersetzt auch die Notborierung, und kann bei kleinen Lecks für genug Wasser im Kreislauf sorgen, da es höher als dieser liegt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Spent Fuel Pit Cooling system:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Kann Wasser zwischen dem IRWST und dem Abklingbecken umwälzen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:<br />
<br />
* ''' Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST):''' Ein ringförmiger Wassertank auf dem Containmentdach, mit einem Kamin in der Mitte. Der Tank enthält 2864 m³ demineralisiertes Wasser, welches auf das Stahlcontainment rieseln kann um die Wärmeabfuhr und den Wärmeübergang zu verbessern, oder in das Abklingbecken geleitet werden kann. Im Bandfall kann auch ein Teil des Wassers aus dem Tank entnommen werden. Der Wasserfluss auf die Containmentkuppel wird aktiviert, wenn der Innendruck im Sicherheitsbehälter einen kritischen Wert übersteigt. Die Ventile unter dem PCCWST werden wenn nötig beheizt um die Temperatur stets über 10°C zu halten, um ein Festfrieren zu verhindern. Das Wasser kann dann über vier Öffnungen in Körbe beleitet werden, welche ein exzessives Spritzen verhinden sollen, wenn das Wasser auf die Stahlkuppel trifft. Auf der Kuppel sind Trennwände befestigt, welche einen gleichmäßigen Wasserfluss zu allen Seiten garantieren. Das Wasserinventar reicht aus, um die Kuppel für drei Tage zu berieseln.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Passive Containment Cooling Ancillary Water Storage Tank (PCCAWST):''' Ein zusätzlicher zylindrischer Wassertank neben dem Gebäude, welcher etwa 2952 m³ demineralisiertes Wasser enthält. Das Wasser kann über zwei Zentrifugalpumpen mit je 100% Pumpleistung zwischen PCCWST und PCCAWST gefördert werden, oder in das Abklingbecken gespeist werden. Das Wasser zwischen PCCWST und PCCAWST wird wöchentlich umgeschichtet, um Algenbildung oder Gefrieren zu vermeiden. Aus diesem Grund enthält der PCCAWST noch ein Heizgerät (''engl. Recirculation Heater''), bei Bedarf kann auch Wasserstoffperoxid aus einem Tank (''engl. Chemical Addition Tank'') eingepritzt werden, um biologisches abzutöten. Die Wassermassen des PCCAWST reichen aus, um das Containmentkühlsystem für weitere vier Tage betreiben zu können.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Chemical and Volume Control System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Es steuert den Borsäuregehalt im Wasser des Primärkreislaufes, und damit der Reaktorleistung. Das System füllt auch die Accumulators auf wenn diese leer sind, und boriert das Abkling- und Flutbecken.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Die Wärme des Systems wird vom Component Cooling Water System abgeführt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
*'''Normal Residual Heat Removal System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Saugt das warme Wasser des IRWST über Gitter an, wenn dieses weniger als 176°C hat, und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System. Das System arbeitet mit zwei Pumpen, mit je 100% Kühlleistung.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Component Cooling Water System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Nimmt die Wärme der Reaktorkühlmittelpumpen, des ''Chemical and Volume Control System'', des ''Normal Residual Heat Removal System'' und der flüssigen radioaktiven Abfälle auf.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Die Wärme wird dann an das ''Service Water System'' weitergereicht.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Service Water System:''' Das Service Water System nimmt die Wärme aus dem Component Cooling Water System durch einen Wärmetauscher, welcher sich im Turbinengebäude befindet, und führt die Wärme zu zwei kleinen elektrisch betriebenen Kühltürmen mit Basin. Aus diesem wird das niedergeschlagene Wasser gesaugt, welches seine Wärme an die Atmosphäre abgegeben hat. Der Kreislauf besitzt zwei Pumpen mit 100% Kühlleistung.<ref>http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000/dcd/Tier%202/Chapter%209/9-2_r11.pdf</ref><br />
<br />
==== Karenzzeit ====<br />
<br />
Kernkraftwerke benötigen bei gewissen Unfallszenarien eine externe Wasser- oder Stromzufuhr, um die [[Nachzerfallswärme]] abzuführen. Die Zeit zwischen dem Eintritt des Unfalles und der Notwendigkeit einer externen Hilfe wird dabei als Karenzzeit bezeichnet. Wieviel Zeit dem Personal und der Betriebsfeuerwehr dafür zur Verfügung steht hängt von der Art der Anlage ab. In dieser Zeit muss eine externe Wasser- und/oder Stromzufuhr aufgebaut werden, da es sonst zu einem auslegungsüberschreitenden Unfall kommt. Bei modernen Kernkraftwerken wurde diese Zeitspanne deutlich erhöht, um auch unter widrigen Bedingungen eine rechtzeitige Einspeisung zu gewährleisten. Die Karenzzeiten des AP1000 sind groß genug, um die Anforderungen der [[European Utility Requirements]] (EUR) zu erfüllen.<br />
<br />
Der AP1000 verwendet hauptsächlich passive Sicherheitssysteme, während beim EPR mehr Augenmerk auf aktive Systeme gelegt wurde. Aktive Systeme benötigen für ihre Funktion elektrische Energie, während passive Systeme auf physikalischen Grundprinzipien wie Schwerkraft, kommunizierende Röhren, Dichteänderungen usw. basieren. Die Karenzzeit eines AP1000 ist damit von der Verfügbarkeit elektrischer Energie weitgehend unabhängig. Durch das Design kann die 12-Stunden-Regel der EUR, wonach in den ersten 12 Stunden nach Unfallbeginn darf kein Venting notwendig sein darf, stets erfüllt werden.<br />
<br />
*'''Normales Herunterfahren der Anlage:''' In diesem Fall wird der Reaktor durch das Einfahren der Steuerstäbe unterkritisch. Das Ventil am Primärkreis wird nun geöffnet, so dass das Heißwasser des Primärkreislaufes durch den PRHR-Wärmetauscher in das Flutbecken abgegeben werden kann. Damit kann der Reaktor in 36 Stunden auf 215°C heruntergekühlt werden, unabhängig davon ob die Pumpen des Primärkreises arbeiten. Da der Druck im Kreislauf durch Abblasung von Dampf aus dem Druckhalter in das Flutbecken sinkt, speisen die CMTs automatisch boriertes Wasser in den Primärkreis.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Das Normal Residual Heat Removal System saugt das warme Wasser des IRWST an und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System, welches die Nachzerfallswärme an das Service Water System abgibt, welches diese an die Atmosphäre weiterreicht. Alle Wärmeabfuhrsysteme ab dem Flutbecken sind auf elektrische Pumpen und somit Energie angewiesen.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung:''' Dies wird von der britischen Aufsichtsbehörde als Auslegungsstörfall behandelt, da das System bei Umgebungsdruck in den heißen Kern speist, und es deshalb vorkommen kann, das der Kern beim Kühlmittelverluststörfall komplett trockenfällt und anschmilzt. Konkret wird damit gerechnet, das 1% des Zirconiums mit den wiedereinfließenden Wasser reagiert, wenn der Reaktorkern durch die Flut gequencht wird.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Kommt es zum Bruch, speisen sofort die CMTs in den Primärkreislauf, da dessen Druck sinkt. Bei unter 48 bar Kreislaufdruck pressen auch die Accumulators ihr Wasserinventar in den Reaktordruckbehälter. Ist der Druck im Kreislauf auf Umgebungsniveau gefallen, fließt das IRWST-Wasser schwerkraftbedingt in den RDB. Um bei relativ kleinen Lecks schnell Umgebungsdruck zu erreichen, damit die Masse des IRWST-Wassers zur Verfügung steht, wird der Kreislauf bei einem Kühlmittelverluststörfall auch über den Druckhalter ins Flutbecken entdruckt. Das verdampfte Wasser aus der Bruchstelle sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Bruch der Speisewasserleitungen:''' Irrelevant, da die Dampferzeuger nichts zur Karenzzeit beitragen, und der AP1000 auch kein '' Emergency Feedwater System (EFWS)'' besitzt. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Ausfall der Hauptwärmesenke:''' Irrelevant, da die Nachzerfallswärme an seperate, elektrisch betriebene Kühltürme mit Basin abgegeben wird. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage. Der AP1000 erfüllt damit die 72-Stunden-Regel der European Utility Requirements (EUR).<br />
<br />
*'''Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke:''' In diesem Szenario kann die Nachzerfallswärme nach der [[Reaktorschnellabschaltung]] nicht mehr regulär abgeführt werden. Da die Kühlkette PRHR-IRWST-CCWS-SWS nicht mehr zur Verfügung steht, da CCWS, SWS und die Kühltürme auf elektrische Energie angewiesen sind, siedet das Wasser im Flutbecken nach zwei Stunden. Das verdampfte Wasser sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu drei Tage lang durch den PCCWST berieselt werden.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Ausfall der Stromversorgung:''' Entspricht dem Fall ''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung'', nur dass die Containmentkuppel nur für drei Tage durch den Dachtank berieselt werden kann. Die 24-Stunden-Regel der EUR wird deshalb mühelos erfüllt.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Siebverstopfung:''' Die britische Aufsichtsbehörde widmet sich besonders dem Sieb am Boden des Flutbeckens, da bei einer Verstopfung desselben ein Nachfüllen des RDBs im Kühlmittelverluststörfall nicht mehr möglich wäre, bzw. zu langsam erfolgen könnte. Der Sieb hält alle Teile auf, die größer als 1,6 mm sind, und wird regelmäßig gereinigt. Eine Verstopfung wird deshalb im britischen Zulassungsverfahren nicht berücksichtigt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Falls dies doch der Fall sein sollte kommt es zur Kernschmelze, da die Wassereinspeisung in den RDB zu schwach, oder garnicht stattfindet. Das Wasserinventar des IRWST wird dann über elektrische oder Sprengventile in die Reaktorgrube geleitet, um die IVR in Gang zu setzen. Das verdampfte Wasser des Sumpfes sammelt sich im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück durch das Flutbecken in die Grube geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen, wenn elektrische Energie vorhanden ist.<br />
<br />
=== Steuerungstechnik ===<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-4.pdf<br />
<br />
=== Versionen ===<br />
Der Advanced Passive wurde mit der Zeit mit verschiedenen Auslegungen, Leistungsgrößen und Parametern in mehreren Versionen weiterentwickelt. Alle Designs bauen auf dem AP600 als Ursprungsversion auf. Während die AP-Reihe, inklusive der EP-Reihe, ausnahmslos nach dem gleichen Muster entworfen wurde, basiert nur der CAP1000 direkt auf dem AP1000. Die anderen Modelle der Chinesischen CAP-Reihe orientieren sich zwar am gleichen Aufbau, weißen aber andere Parameter und Veränderungen der Bauteile auf.<br />
<br />
==== AP600 ====<br />
Der AP600 ist die erste Version des Advanced Passive und bildet die Basis für sämtliche folgende Reaktoren. Der Block ist ein Modell der mittleren Leistungsklasse zwischen 300 und 700&nbsp;MW. Bei einer thermische Leistung von 1940&nbsp;MW erreicht der Block eine maximale Generatorleistung von 675&nbsp;MW, von denen 600&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden. Des Fokus bei diesem Modell wurde auf den effizienten Betrieb mit hoher Auslastung und möglichst kompakten Wartungen gelegt. Da sämtliche Komponenten des AP600 bereits erprobt waren, war der Bau eines Prototyps überflüssig. In den 1990ern wurde auf Anforderung der Nuclear Regulatory Commission das Shield Building auf das Design des European Passive Plant angepasst womit das Wasservolumen des im Gebäude integrierten Tanks für das passive Containmentkühlsystem vergrößert werden konnten.<ref name="ARIS_AP600"/> Nach der Zertifizierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Commission bot Westinghouse den AP600 nicht mehr auf dem Markt an. Kein Exemplar wurde jemals errichtet.<ref>Great Britain: Parliament: House of Commons: Environmental Audit Committee: ''Keeping the Lights On: Nuclear, Renewables and Climate Change, Sixth Report of Session 2005-06, Vol. 3: Written Evidence''. The Stationery Office, 2006. ISBN 0215028368. Seite 449.</ref><ref>''ENR, Band 257,Ausgaben 9-17''. McGraw-Hill, 2006. Seite 155.</ref><ref>Henry D. Sokolski: ''Nuclear Power's Global Expansion: Weighing Its Costs and Risks''. Strategic Studies Institute, 2010. ISBN 1584874783.</ref><br />
<br />
Obwohl der AP600 praktisch aufgegeben wurde sind in Kernkraftwerken von Westinghouse weltweit Errungenschaften aus dessen Entwicklung eingeflossen. So wurde beispielsweise das das Prozessschutzsystem Eagle&nbsp;21 bereits vor der Zertifizierung in den Kernkraftwerken [[Kernkraftwerk Zion|Zion]], [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]], [[Kernkraftwerk Sequoyah|Sequoyah]] und [[Kernkraftwerk South Texas|South Texas]] integriert. Das Informationssystem ANIS und das fortgeschrittene Alarmmanagementsystem AWARE findet Anwendung im [[Kernkraftwerk Beznau]]. Das Leittechniksystem sowie das integrierte Schutzsystem finden Anwendung im [[Kernkraftwerk Sizewell|Kernkraftwerk Sizewell&nbsp;B]]. Das Kontroll- und Leittechnikkontroll- und -schutzsystem wurde in der vollen Anwendung erstmals in den Blöcke 1 und 2 des [[Kernkraftwerk Temelín|Kernkraftwerks Temelín]] verbaut, darunter auch der fortschrittliche Kontrollraum des AP600.<ref>Vince Novak: ''ADVANCED PASSIVE TECHNOLOGY: A GLOBAL STANDARD FOR NUCLEAR PLANT REQUIREMENTS''. Seite 2. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== EP1000 ====<br />
Der European Passive 1000 wurde im Rahmen des European Passive Plant Projekts zwischen 1994 und 1996 entworfen. Der Block orientiert sich am AP600 und erreicht seine höhere thermische Leistung von 2900&nbsp;MW mit einer elektrischen Leistung von 1000&nbsp;MW durch das Anfügen einen dritten Loops und die Verwendung eines größeren Reaktordruckbehälter mit 193&nbsp;Brennelementen. Hauptaugenmerk wurde bei dem Design auf die europäischen Anforderungen gelegt und macht sich durch einen hohen Grad der Lokalisierung als vornehmlich europäisches Design seinen Namen. Das Design wurde unter anderem von DTN (Spanien) Electricité de France (Frenkreich), ENEL (Italien und Spanien), Imatran Voima Oy (Finnland) Tractebel Energy Engineering (Belgien), dem Unterausschuss Kernenergie (Schweiz, Repräsentiert bei der Nordostschweizerischen Kraftwerke AG in Beznau) und Vattenfall (Schweden) als optionales fortgeschrittenes Design für den Neubau von Kernkraftwerken gehandelt, weshalb sich die Unternehmen an der Entwicklung beteiligten. Obwohl das Design unter den European Utility Requirements genehmigt wurde gibt es einzelne Elemente, die nach wie vor nicht den EUR-Anforderungen entsprachen, darunter unter anderem die Auslegung der Elektrizitätsversorgung, die nur über eine Hauptversorgung gesichert ist und es keine redundante unabhängige Stromanschlüsse für den Block gibt. Das führt bei einem etwaigen Blackout dazu, dass einige wichtige Systeme keine Spannung mehr anliegen haben und daher nicht funktionell sind. Weitere Differenzen gab es in bestimmten Nebensystemen des Werks, weshalb eine weitere Entwicklung des EP1000 nötig gewesen wäre.<ref>Kathring J. King, u.a.: ''Status of European Passive Plant Program (EP1000)'', 19.04.1999. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7428.PDF Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHKqFMb Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Mit der Entwicklung des AP1000 ab 1999 endete auch langsam die Entwicklung des EP1000, dessen Entwürfe und Errungenschaften in den AP1000 einflossen. In der Revision&nbsp;C der European Utility Requirements löste der AP1000 den EP1000 ab.<ref name="EP1000_2004">K. J. Demetri, u.a.: ''European Utility Requirements (EUR) Volume 3 Assessment<br />
for AP1000'', 13.06.2004. [https://iaea.org/OurWork/ST/NE/NENP/NPTDS/Downloads/TWG2002_LWRHWR/italy_lwr_part3.pdf Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHlVJiG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wird seit etwa 2004 nicht mehr weiterverfolgt und ist nicht mehr auf dem Markt erhältlich.<br />
<br />
==== AP1000 ====<br />
Auf Basis des European Passive Plant<ref name="EP1000_2004"/> und des AP600 wurde der AP1000 entwickelt. Der Block erreicht bei einer Reaktorleistung von 3400&nbsp;MW<sub>th</sub> eine elektrische Bruttoleistung von 1200&nbsp;MW, von denen netto 1100&nbsp;MW ausgespeist werden können. Ausgelegt ist der AP1000 sowohl für den Grundlastbetrieb, als auch für die Lastfolge. Während das Gebäude des AP1000 im wesentlichen auf dem des EP1000 basiert ist das nukleare Dampferzeugersystem im wesentlichen nur eine vergrößerte Variante des AP600 und damit eigentlich weitestgehend mit ihm identisch.<ref name="ARIS_AP1000">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 81 - Advanced Passive PWR (AP 1000)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/7.AP1000.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FqbTOtQx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Projekte mit dem AP1000 als von Westinghouse angebotenes Standardmodell werden unter anderem in den Vereinigten Staaten von Amerika, sowie der Volksrepublik China realisiert<ref name="ARIS_AP1000"/> und sind in Indien bereits vertraglich in Planung. Neben diesen Projekten nimmt Westinghouse mit dem Modell an diversen Ausschreibungen in dem vereinigten Königreich, Kanada, der Slowakei und Tschechien teil. Langfristig bieten Brasilien, Ungarn und Polen mögliche Märkte für den Reaktor.<br />
<br />
Im Jahr 2004 wurde Westinghouse ein Teil von NuStart, einem US-Konsortium, dass den neuen Lizensierungsweg der Nuclear Regulatory Commission mit kombinierten Bau- und Betriebslizenzen erproben sollte und die Tauglichkeit dessen beweisen sollte. Auch hier gab es die Aussicht für den Bau einer Doppelblockanlage mit AP1000 für Westinghouse.<ref name="Business_2.0_Bd-5"/> Zunächst war das Unternehmen für die Beschaffung der kombinierten Bau- und Betriebslizenz für das Referenzwerk mit zwei AP1000 am [[Kernkraftwerk Bellefonte]] (Block 3 und 4) und eines [[ESBWR]] von General Electric am [[Kernkraftwerk Grand Gulf]] (Block 3) tätig. Allerdings wurden die Blöcke in Bellefonte und Grand Gulf storniert, weshalb der Referenzwerk-Status für den AP1000 auf das [[Kernkraftwerk Vogtle]] (Block 3 und 4) übertragen wurde und auf das [[Kernkraftwerk Fermi]] (Block 3) für den ESBWR. Beide Kernkraftwerke erhielten erfolgreich ihre kombinierten Bau- und Betriebslizenzen, woraufhin das Unternehmen am 30.&nbsp;Juni 2012 aufgelöst wurde.<ref>NuStart Energy: ''About Us''. [http://www.nustartenergy.com/about-us Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmW6VJF9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#AP1000}}<br />
<br />
==== CAP1000 ====<br />
Der CAP1000 ist eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000. Im Gegensatz zum AP1000 selbst wurde das Modell den chinesischen Anforderungen angepasst und die Materialien, sowie Komponenten abgeändert oder durch chinesische ersetzt. Die Linie hat im Gegensatz zum AP1000 allerdings teilweise schlechtere Parameter. Weiter ist der Aufbau von mehrblöckigen Anlagen reorganisiert und vereinfacht worden, was aufgrund der lokalen Vorschriften für die Inlandskrankraftwerke notwendig war. Der AP1000 wäre für den Bau im Inland nicht genehmigungsfähig gewesen. Weiter wurden Lehren aus dem Unfall im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] implementiert, darunter die Verbesserung der langfristigen Wasserquellen, langfristige Stromversorgung und ein Gebäude für Notfallsituationen mit Notschaltwarte, die der AP1000 nicht standardmäßig hat. Abänderungen fanden weiter an den Kennwerten der Anlage statt, so wurden unter anderem die Betriebstemperaturen und Drücke verringert, sowie der Auslegungsdruck des Containments verringert. Es handelt sich dabei um die chinesische Standardversion, die im großen Maßstab an den Inlandsstandorten und den Küstenstandorten errichtet werden soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Insgesamt sind 80&nbsp;% des Equipments baugleich, höher als beim AP1000, lediglich 20&nbsp;% der Anlage sollen entsprechend auf den Standort ausgerichtet werden. Dadurch soll möglichst ein hoher Grad der Standardisierung erreicht werden.<ref>Dynabond: ''Three nuclear groups plan to unify nuclear standard'', 31.01.2012. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5435-three-nuclear-groups-plan-to-unify-nuclear-standard Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsCibM6G Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Entwicklung des Modells soll im Juni 2013 abgeschlossen werden und die Baulinie bereit für den Bau sein.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Für den Bau des CAP1000 haben nur zehn Unternehmen in der Volksrepublik die Genehmigung erhalten. Diese sind:<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/><br />
* Harbin AC/DC Motor Company<br />
* Harbin Power Equipment Company, Qinhuangdao<br />
* Shanghai Electric Nuclear Power Equipment Company<br />
* Shanghai First Machine Tool Works<br />
* Dongfang Electric Heavy Machinery Company Limited, Guangzhou<br />
* China First Heavy Industries<br />
* Deyang Heavy Equipment Company<br />
* Dalian Heavy Industry and Crane Company<br />
* Taiyuan Heavy Industry Company Limited<br />
* Shenyang Turbo Machinery Company<br />
<br />
Primär löst der CAP1000 den AP1000 ab. Lediglich die ersten vier Anlagen (Sanmen 1 und 2, Haiyang 1 und 2) werden mit dem AP1000 ausgestattet, alle folgenden Blöcke sind mit CAP1000 vorgesehen.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 2'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=1 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsAXQ5Pe Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Wirtschaftlich wurde der CAP1000 deshalb auf den chinesischen Markt optimiert und ist im Schnitt kostengünstiger als der AP1000.<ref>Dynabond: ''Seize the Preemptive Opportunities of Building Generation III Reactors and Promote the Safe and High-efficient Development of Nuclear Power'', 21.11.2011. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5183-seize-the-preemptive-opportunities-of-building-generation-iii-reactors-and-promote-the-safe-and-high-efficient-development-of-nuclear-power Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBtOTbw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wurde neben den Einsatz in China auch in Argentinien vorgestellt als optionales Reaktormodell für [[Kernkraftwerk Atucha|Atucha-3]], dem vierten Kernkraftwerk des Landes.<ref>World Nuclear News: ''China, Argentina extend nuclear cooperation'', 04.02.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NP-China_Argentina_extend_cooperation-0402134.html Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpC9wPRd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1000}}<br />
<br />
==== CAP1400 ====<br />
<!-- 2-loop scaled up AP1000 --><br />
Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040&nbsp;MW eine elektrische Leistung von 1500&nbsp;MW brutto erreichen und 1400&nbsp;MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000&nbsp;MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400&nbsp;MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193&nbsp;Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus [[MOX]]-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89&nbsp;Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624&nbsp;Meter auf 43&nbsp;Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643&nbsp;Meter auf 73,6&nbsp;Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45&nbsp;Millimeter auf 52&nbsp;Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27&nbsp;Millimeter auf 43&nbsp;Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150&nbsp;°C und kann einem Druck von {{Konvert|0.443|MPa|Bar}}&nbsp;bar standhalten.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
<br />
Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27&nbsp;% angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642&nbsp;Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60&nbsp;Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50&nbsp;Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in [[Taishan]] was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.<ref name="Insider_07-03-2012">Nuclear Energy Insider: ''China’s localised AP1000 a step closer'', 07.03.2012. [http://analysis.nuclearenergyinsider.com/new-build/china%E2%80%99s-localised-ap1000-step-closer Abgerufen] am 13.04.2013 ([<br />
http://www.webcitation.org/6FsA9RiFf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine Erlaubnis dafür sollen allerdings nur Unternehmen erhalten, die bereits Komponenten für den AP1000 und CAP1000 geliefert haben.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010"/> Daraus bildet sich eine Art Monopol. Insgesamt handelt es sich um die zehn Unternehmen, die auch Komponenten für den CAP1000 liefern dürfen.<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 4'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=3 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBLZv2l Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Auf dem chinesischen Markt soll der erste CAP1400 ab April 2013 seine Baugenehmigung erhalten (FOAK-Anlage in [[Shidaowan]]),<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> wobei aufgrund der Auftragslage verschiedene Experten bezweifeln, dass dies in der Geschwindigkeit möglich sein wird, weshalb man erst ab 2015 oder 2016 frühstens mit dem Baubeginn eines CAP1400 rechnete.<ref name="Insider_07-03-2012"/> Um das Ziel von einem Atomstromanteil von 15&nbsp;% bis 2040 zu erreichen müsste China, sofern sie auf den CAP1400 setzen würden, rund 280 solche Blöcke errichten. Die Alternative wäre der Bau von 230 [[Areva EPR|CEPR]].<ref>Atoms for the Future 2012 Seminar: ''Daya Bay Outage Management'', 24.10.2012. Seite 5. [http://www.sfenjg.org/IMG/pdf/Atoms_2012_-_Daya_Bay_Outage_Mgt_-_S-_Lau.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsTtxXbT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben dem Bau des CAP1400 in der Volksrepublik China sieht man Exportpotential für den Reaktor unter anderem in Pakistan, Vietnam und Saudi-Arabien.<ref name="Insider_07-03-2012"/><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1400}}<br />
<br />
==== CAP1700 & CAP2100 ====<br />
China plant nach der Entwicklung des CAP1400 die Entwicklung eines CAP1700 mit 4900&nbsp;MW<sub>th</sub> und 1900&nbsp;MW<sub>el</sub>, sowie eventuell auch eines CAP2100 (Auch CAP1700+) mit 5200&nbsp;MW<sub>th</sub> und 2200&nbsp;MW<sub>el</sub>. Eine Konzeptstudie dazu wurde bereits 2007 parallel zu der für den CAP1400 ausgearbeitet. In Entwicklung befindet sich aktuell nur der CAP1700. Beim CAP1700 verzichtete man die beiden Primärschleifen des CAP1400 einfach weiter zu vergrößern, weshalb man sich entschloss die höhere Leistung durch die Erweiterung des Systems durch eine dritte Schleife zu vergrößern. Der Kern soll aus 241&nbsp;Brennelementen bestehen und eine weitere Verringerung der Kerndichte fortführen. Die Kühlmitteltemperaturen wurden weiter erhöht, was durch einen verringerten Durchsatz von 21000&nbsp;Kubikmeter pro Stunde durch die Hauptumwälzpumpen erreicht wird. Der CAP2100 wird ebenfalls drei Primärschleifen besitzen, setzt bei der Leistungserhöhung hauptsächlich auf die Verringerung der Kerndirchte und wird weitestgehend identische Parameter mit dem CAP1700 besitzen. Während der CAP1700 einen Nettowirkungsgrad von rund 32&nbsp;% aufweist würde der CAP2100 einen Nettowirkungsgrad von rund 40&nbsp;% erreichen.<ref name="LWR_China_2012">Theng Minggaugang: ''Overview Of LWR in China'', 18.06.2012. Seite 28. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-06-18-20-TWG-LWR-HWR/18.China-LWR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsFJoeel Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ob diese Entwürfe jemals zur Baureife kommen ist fraglich, da eine Entwicklung nur erfolgen soll, sofern das passive Containmentkühlsystem für diese Leistungsgrößen realisierbar ist. Westinghouse und ein Experte der Nuclear Regulatory Commission meinen, dass es unmöglich sei das passive Kühlsystem in diese Dimensionen zu vergrößern.<ref name="CAP1400_Sinablog"/> Falls doch plant das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den ersten CAP1700 bis 2016 fertigzustellen.<ref>SNERDI: ''Large Advanced Passive PWR Nuclear Power Plant''. [http://www.snerdi.com.cn/en/InfoShow.aspx?Id=c5578597-5585-443f-bf54-d960072fac0e Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fs6wW8Sw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Bau und Konstruktion ==<br />
<br />
* http://www.ifrt.kit.edu/downloads/INS_Chapter_3.pdf<br />
* http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/11-corporate-and-holdings/1529-terex-signs-agreement-with-cnec-for-the-worlds-largest-crane-with-maximum-lifting-capacity-of-3200t<br />
* http://www.jaif.or.jp/ja/wnu_si_intro/document/2010/bowser_construction&supply_chain_si2010.pdf<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
Während der AP600 seine Energie für rund 0,041 bis 0,046&nbsp;$/kWh erzeugt hätte, war es möglich durch die einfache Vergrößerung des Modells und damit der Leistung die Kosten auf 0,030 bis 0,035&nbsp;$/kWh zu drücken. Westinghouse rechnete noch in einer 2002 ausgearbeiteten Kostenstudie damit, dass sich die spezifischen Investitionskosten ab der dritten AP1000-Anlage auf 1150&nbsp;$/kW verringern unter der Vorraussetzung, dass alle drei Anlagen eine Doppelblockanlage sind. Damit wurde mit diesem Wert erst ab dem sechsten Block gerechnet. Bei einer Verfügbarkeit von 93&nbsp;% würden die Erzeugungskosten demnach bei 36&nbsp;$MWh liegen. Von diesen 36&nbsp;$/MWh sollten rund 5&nbsp;$/MWh auf die Brennstoffkosten und 5&nbsp;$/MWh auf den Betrieb und Wartung des Blocks entfallen. Mit 1&nbsp;$/MWh wurde für die Entsorgungskosten gerechnet.<ref name="ISBN_1420033778"/> Bis 2005 recnete Westinghouse bereits damit, dass sich die Kosten auf rund 1400&nbsp;$/kW belaufen würden, im Schnitt der AP1000 aber bei einer Bauzeit von drei Jahren mit 1000&nbsp;&nbsp;$/kW an Kapitalkosten aufschlagen würde und damit preiswerter Energie erzeugen könnte als ein konventionelles Kohlekraftwerk. Tatsächlich kosten allerdings die FOAK-Anlagen am [[Kernkraftwerk Vogtle]] bereits rund 3500&nbsp;$/kW.<ref>nuclearinfo.net: ''Cost of Nuclear Power''. [http://nuclearinfo.net/Nuclearpower/WebHomeCostOfNuclearPower Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsI6RJWu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auch die Folgeanlagen in [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]] schlagen mit 2444 bis 3582&nbsp;$/kW auf das Budget und im Falle des [[Kernkraftwerk Levy County|Kernkraftwerks Levy County]] mit rund 3462&nbsp;$/kW.<ref>Richard E. Itteilag: ''Holy Capitalism: Origins, Workings and Energy Catalyst''. AuthorHouse, 2012. ISBN 1477217371. Seite 38.</ref><br />
<br />
Durch den hohen Grad der Lokalisierung der FOAK-Anlagen in der Volksrepublik China konnten die Kosten für Sanmen&nbsp;1 und Haiyang&nbsp;1 auf 1938&nbsp;$/kW gedrückt werden, für Sanmen&nbsp;2 und Haiyang&nbsp;2 auf 1680&nbsp;$/kW. Im Vergleich dazu sind die Kosten vergleichbar mit den beiden M310 Lingao&nbsp;1 mit 1800&nbsp;$/kW und Lingao&nbsp;2 mit 1550&nbsp;$/kW.<ref>Chi-Jen Yang: ''A comparison of the nuclear options for greenhouse gas mitigation in China and in the United States'', 29.03.2011. Seite 3026. [http://people.duke.edu/~cy42/US-CN-FR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsIxFYy7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Volksrepublik China geht bei dem CAP1700 von einem Kostenziel um 1000&nbsp;$/kW aus, womit ein CAP1700-Block rund 1,7&nbsp;Milliarden Dollar kosten soll. Unter dieser Voraussetzung und den projektierten Kosten des CAP1400 von 1,7 bis 2,0&nbsp;Milliarden Dollar je Stück könnte der CAP1400 rund 1321&nbsp;$/kW kosten.<ref>Sheona MacKenzie: ''Proposal to modify the Security and Quality of Supply Standard by increasing the infeed loss risk limits'', 26.11.2010. [http://www.ofgem.gov.uk/Networks/Trans/ElecTransPolicy/SQSS/Documents1/101126%20Smart%20Energy.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsJS6kLp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
2 kosten 5,88 bln $<br />
{| class="prettytable" style="text-align:center;"<br />
|- <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="4%" |Nummer<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Typ <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Standort<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Baubeginn<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |geplantes Bauende<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |kommerzieller Betrieb ab<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |reale Baukosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="10%" |inflationsbereinigte veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |inflationsbereinigte Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Blockleistung (netto)<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |spezifische Investitionskosten<br />
|-<br />
| 1<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 1]] <br />
| 19.04.2009<br />
| 8/2013<br />
| ''vstl. 11/2013''<br />
| $ 2,94 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''-34%''<br />
| ''$ ?,?? Mrd.''<br />
| ''-??%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 2<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 24.09.2009<br />
| 5/2014<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 3<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 2]] <br />
| 17.12.2009<br />
| 8/2014<br />
| ''vstl.08/2014''<br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
| 4<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 21.06.2010<br />
| 3/2015<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Datentabellen ==<br />
<br />
{| class="prettytable"<br />
! width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Technische Daten:'''<br />
! AP600<ref name="ARIS_AP600"/><br />
! AP1000<ref name="ARIS_AP1000"/><br />
! CAP1000<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
! CAP1400<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><ref name="LWR_China_2012"/><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Thermische Leistung''<br />
| 1.940 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 4.040 MW<sub>th</sub><br />
|-<br />
| ''Generatorleistung''<br />
| 675 MW<br />
| 1.200 MW<br />
| 1.250 MW<br />
| 1.500 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrische Leistung (Netto)''<br />
| 600 MW<br />
| 1.100 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| 1.400 MW<br />
|-<br />
| ''Wirkungsgrad (Netto)''<br />
| 31 %<br />
| 32 %<br />
| 30 %<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrischer Eigenbedarf''<br />
| 75 MW<br />
| 133 MW<br />
| 250 MW<br />
| 100 MW<br />
|-<br />
| ''Projektierte Betriebsdauer''<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kernreaktor:'''<br />
|-<br />
| ''Zahl der Brennstoffbündel''<br />
| 145<br />
| 157<br />
| 157<br />
| 193<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstäbe pro Bündel''<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
|-<br />
| ''Aktive Höhe des Kerns''<br />
| 3,658 m<br />
| 4,267 m<br />
| 4,267 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Durchmesser des Kerns''<br />
| 2,921 m<br />
| 3,040 m<br />
| 3,040 m<br />
|-<br />
| ''Abbrand''<br />
| 55 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Energiedichte des Kerns''<br />
| 78,82 MW/m<sup>3</sup><br />
| 109,7 MW/m<sup>3</sup><!-- 572 kW/ft --><br />
| 187 W/cm<sup>3</sup><br />
| 181 W/cm<sup>3</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Reaktoreintrittstemperatur''<br />
| 279,5 °C<br />
| 279,4 °C<br />
| 279,4 °C<br />
|-<br />
| ''Reaktoraustrittstemperatur''<br />
| 315,6 °C<br />
| 324,7 °C<br />
| 324,7 °C<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Primärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Kreiselpumpen''<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Massenstrom pro Pumpe''<br />
| 2,485 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,970 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,968 m<sup>3</sup>/s<br />
| 6,010 m<sup>3</sup>/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Druck im Kreislauf''<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Maximale Förderhöhe''<br />
| 73,0 m<br />
| 111,3 m<br />
| 111,0 m<br />
| 111,3 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Rotationsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
|-<br />
| ''Druckhalter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampferzeuger''<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
|-<br />
| ''Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger''<br />
| 6.986 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger''<br />
| 6.307<br />
| 10.025<br />
| 10.025<br />
|-<br />
| ''Gesamtmasse''<br />
| 365,5 t<br />
| 663,7 t<br />
| 663,7 t<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Sekundärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewassertemperatur''<br />
| 224,0 °C<br />
| 226,7 °C<br />
| 226,7 °C<br />
|-<br />
| ''Dampftemperatur''<br />
| 272,7 °C<br />
| 272,8 °C<br />
| 272,8 °C<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampfdruck''<br />
| {{Konvert|5.74|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.76|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.61|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|6.02|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Dampfmassenstrom''<br />
| 1.063 kg/s<br />
| 1.889 kg/s<br />
| 1.888 kg/s<br />
| 2.244 kg/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Turbosätze''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz)''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz)''<br />
| 2<br />
| 3<br />
| 3<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Turbosatzaufbau''<br />
| HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Umdrehungsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
|-<br />
| ''Generatoren''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Scheinleistung''<br />
| 880 MVA<br />
| 1.375 MVA<br />
|-<br />
| ''Effektive Leistung''<br />
| 675 MW<sub>el</sub><br />
| 1.237 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewasserpumpen''<br />
| 2<br />
| 3<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Containment & Gebäude:'''<br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| {{Konvert|0.3160|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.5067|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4070|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4430|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Zahl der Sicherheitsbehälter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Maximale Bodenbeschleunigung''<br />
| 0,3 g<br />
| 0,3 g<br />
| <br />
| <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* [[Liste der Advanced Passive]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_3&diff=6227Benutzer:TZV/Spielwiese 32013-04-14T21:30:12Z<p>10.0.1.47: /* CAP1400 */ {</p>
<hr />
<div>Der '''Advanced Passive''' ist eine von der Westinghouse Electric Company entwickelte Baulinie mit [[Druckwasserreaktor]].<br />
<br />
== Diskussion ==<br />
Was wir wohl vielleicht mit beachten müssen ist, dass die Chinesen bereits in den 1990ern eine Abklatsche des AP600 vorgenommen haben mit dem AC-600 (Advanced Chinese), der wohl für die Entwicklung des AP1000 eine wichtige Rolle gespielt hat. Abgesehen davon: Wollen wir uns die Arbeit abschnittsweise aufteilen? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:10, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
:hmm, mit der geschichte kenn ich mich net aus. prinzipiell sollten wir aber nur das als roten faden nehmen, was auch in serie ging. den AP600 würde ich nur als idee ansehen, und eher in geschichte als bei versionen sehen. den EP1000 ebenso. Die abschnittsweise aufteilung wird sich zwangsläufig ergeben, wir werden aber auch mal beim anderen reinarbeiten müssen, zwecks korrektur, zusatzwissen etc. Ich schau erstmal auf die sicherheitstechnik, was ich später mach weiß ich noch net. Das ergibt sich dann. Gruß des Bootes, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:06, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Na klar muss man die nicht technisch behandeln, das kann man in den Versionen anmerken. Für die Entwicklung sind diese Linien aber sehr wichtig, also im entwicklungsgeschichtlichen Kontext. Der AP600 war zuerst da, daraus entstand mit einem dritten Loop unter dem EPP-Programm der EP1000, der zumindest für den Aufbau des Gebäudes 1:1 gleich mit dem heutigen AP1000 ist und die Basis darstellt, während der AP600 die vergrößerte technische Basis des AP1000 darstellt. Den AC-600 werde ich nur als einer der Abwandlungen darstellen, genauso wie andere Anlagen, die sich den AP zwar als Vorbild, jedoch nicht als Basis nehmen So nimmt auch der ACPR und der ACP den AP1000 als Basis, sind technisch aber völlig anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:35, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
Wegen der Tabelle: Schau dir das mal an, kann nicht alle Daten zusammen bekommen, Wäre eine einfache Aufteilung zwischen Primär und Sekundärkreislauf, sowie den einzelnen Anlagenteilen einfacher und übnersichtlicher? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:wo is die schwierigkeit? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:20, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Ich mein nur. Hast du ne Quelle für die anderen Daten? --[[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 19:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:::nö, wie auch. 80% sind luftnummern. Tu' dir doch einen gefallen und führ nur den AP1000 auf, da besteht die reelle chance das genug daten da sind. Der rest (vor allem erstmal CAP1400) ergibt sich dann mit der zeit. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:50, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::::Neja, die Daten die ich jetzt drinnen habe, bekomme ich auch zu 100&nbsp;% für die anderen Reaktoren, denn da gibt es bereits spezifizierte Daten, sowie eben für den AP600 und den AP1000. Für die anderen Daten eben nicht. Neja, ich nehme die dann raus und ordne die anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:26, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
Schau dir mal die Geschichte an, zum ACME schreibe ich später noch etwas. Soweit zufrieden? Und ich denke ich nehme den EP1000 unten aus der Tabelle, für den gibt es kaum Spezifikationen bzw. bis auf einige Unterschiede am Reaktorsystem ist der mit dem AP1000 identisch. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:12, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
:jutt, sieht gut aus. hab mal ein bisschen drübergeschrubbt. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:49, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Okay. Mit dem CAP1000 blicke ich noch nicht so ganz durch, um das zu klären habe ich aber mal Westinghouse angeschrieben und eine Mail an den PRIS-Admin gerichtet, der seine Kollegen in China mal fragen soll. Hat ja bei den CNP1000 auch toll geklappt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:17, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
Falls du mal wieder vorbei schauen solltest, schau mal alles so ein bisschen durch. Zum ACME: Soll ich das Textprogramm mit behandeln? Einige Versuche wurden bereits vorgenommen, darunter Versuche zur IVR bei einer Kernschmelze. Zu den Kosten: Wäre eine getrennte Tabelle mit Unterscheidung zwischen den amerikanischen Anlagen und den China-Werken bzw. überhaupt eine Tabelle angebracht? Das mit dem CAP1000 verstehe ich jetzt endlich, demnach hat der AP1000 in seiner internationalen Form in Haiyang und Sanmen in China keine weitere Verwendung, werden also durch CAP1000 ersetzt. Ich warte dazu noch auf die Antwort vom PRIS-Admin und immer noch Westinghouse. Der IAEA-Mensch hat jetzt erst mal seine Kollegen lokal gefragt. Das kann aber noch etwas dauern, weil ich neben dem CAP-Zeugs noch wegen anderem Zeugs angefragt habe. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:45, 14. Apr. 2013 (CEST)<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Intention zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors gab es erstmals zum Beginn der 1980er von Westinghouse und Mitsubishi. Grund dafür war die Intention von Hitachi, Toshiba und General Electric einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor zu entwickeln, der für Westinghouse als gefährliche Konkurrenz wahrgenommen wurde. Von Mitsubishi war die Siewasserreaktor-Sparte eher weniger als Konkurrenz angesehen geworden, allerdings unterzeichnete die deutsche Kraftwerk Union AG am 5.&nbsp;Oktober 1981 einen Vertrag mit Hitachi, Toshiba und Fuji Electric den [[KWU DWR-1300]] für den japanischen Markt anzupassen und zu lizenzieren. Die Tokio Electric Power Company (TEPCO) zeigte großes Interesse an dem Reaktor und kündigte bereits an, solch ein Modell zu errichten, sofern er lizenzierbar sei. Der Grund für die Wahl dieses Designs lag an der sicherheitstechnischen Fotschrittlichkeit die TEPCO und auch andere japanische Elektrizitätsgesellschaften dazu bewegte den Druckewasserreaktor der Kraftwerk Union als Möglichkeit für den Bau in Japan zu evaluieren. Eine sekundäre Furcht die seitens TEPCO bestand war die Gefahr eines Unfalles, wie es ihn 1979 im [[Kernkraftwerk Three Mile Island]] gab, weshalb man auf sicherere Modelle setzen wollte. Mitsubishi bot zu diesem Zeitpunkt nur von Westinghouse adaptierte Modelle der [[Generation II]] an, die auf japanische Vorgaben spezialisiert wurden. Ähnlich verhielt es sich in den USA bei Westinghouse. Da der Bau neuer Kernkraftwerke hohe Kosten verursachte, und die massiven sicherheitstechnischen Nachrüstungen an in Bau befindlichen Anlagen Kostenüberscheitungen verursachten, kam man bei Westinghouse zu dem Schluss ein neues Reaktormodell unter den neuen sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Bedingungen zu entwerfen. Das Projekt wurde unter der Bezeichnung ''Advanced PWR'', kurz ''APWR'' geplant.<ref>''The Oriental Economist, Band 50''. Oriental Economist, 1982. Seite 8.</ref><br />
<br />
=== Entwicklung ===<br />
Im Jahr 1982 unterzeichnete Westinghouse zusammen mit Mitsubishi und fünf weiteren japanischen Herstellern von Reaktorkomponenten den Finanzierungs- und Entwicklungsplan. Als Hauptziele wurden genannt:<ref>''Nuclear Engineering International, Band 27''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited. Seite 13.</ref><br />
* Änderung des Neutronenspektrums durch den Einsatz von Wasserplatzhaltern in den Brennelementen<br />
* Verringerung des Uranverbrauchs um etwa 20&nbsp;% durch Verringerung der Kerndichte<br />
* Ähnliche Leistung zu vorhandenen Modellen auf dem Markt der 1200 bis 1300 MW-Klasse<br />
* Vergrößerte Betriebsintervallen zwischen den Brennstoffwechseln bis zu 18 Monate<br />
* Bessere Flexibilität für den Lastfolgebetrieb<br />
<br />
Obwohl der Reaktor auch stark für den US-Markt geplant war, zeigte die Entwicklung bis in das Jahr 1984, dass der APWR sich als nicht wirtschaftlich genug darstellte, sodass er in den Vereinigten Staaten von Amerika nicht unter wirtschaftlichen Bedingungen errichtet werden könnte. Auch Mitsubishi hegte Bedenken, ob die Anlage in Japan realisiert werden könnte. Aufgrund der unterschiedlichen Anforderungen der Länder entschied sich Westinghouse das Design mit Mitsubishi ausschließlich für den japanischen Markt auszurichten und auf eine Leistung von rund 1350&nbsp;MW zu entwerfen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Nuclear Power Experience: Nuclear power production''. IAEA, 1983. ISBN 920050583X. Seite 415.</ref> Um die Ausrichtung so gut wie möglich zu lancieren wurden die japanischen Kernkraftwerksbetreiber mit Druckwasserreaktoren eingeladen an der Entwicklung teilzuhaben.<ref>Kokusai Keizai Kōryū Zaidan: ''Journal of Japanese Trade & Industry''. Japan Economic Foundation, 1984. Seite 21.</ref><br />
<!--{{Hauptartikel|Mistubishi APWR}}--><br />
<br />
Die bereits erarbeiteten fortschrittlichen Errungenschaften adaptierte Westinghouse und wollte eine neue Version des [[Westinghouse M212]] entwerfen. Die M212 wurden nur dreimal gebaut ([[Kernkraftwerk Krško|Krško]], [[Kernkraftwerk Angra|Angra-1]] und [[Kernkraftwerk Bataan|Bataan]]) und waren nach Bewertung von Westinghouse einer der zuverlässigsten gelieferten Modelle der 640&nbsp;MW-Klasse, sowohl was die Verfügbarkeit, die Wirtschaftlichkeit, als auch den Anlagenbetrieb und Flexibilität anging. Dies nahm Westinghouse daher zum Anlass auf dieser Leistungsebene ein für den US-Markt und den Export ausgerichtetes Modell zu entwerfen. Als Basis wurde das letzte Projekt der M212-Reihe in Bataan auf den Philippinen gewählt.<ref>United States, u.a.: ''Fiscal Year 1985 Department of Energy Authorization: Nuclear fission R&D and waste management, Band 1;Band 4''. U.S. Government Printing Office, 1984. Seite 46.</ref> Als zweites Referenzwerk für die Einbindung moderner Reaktorsysteme wurde das [[Kernkraftwerk Beznau]] gewählt, eine kleinere Vorgängervariante des Werkes auf den Philippinen, die jedoch spezielle technische Erweiterungen nachgerüstet hatte, die kein Standard in Kernkraftwerken von Westinghouse waren. Als letzter und wichtigster Baustein wurden die Lehren aus dem [[Unfall von Three Mile Island]] gezogen. Das Projekt wurde zunächst nur unter der Bezeichnung ''„Westinghouse Two-Loop Plant“'' geführt.<ref>Alvin Martin Weinberg, u.a.: ''The Second nuclear era: a new start for nuclear power''. Praeger, 1985. Seite 237.</ref><br />
<br />
Noch im Jahr 1984 begann Westinghouse mit der Entwicklung dieses Reaktors im Rahmen einer Initiative des Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika.<ref name="Novak_WH">Vince Novak: ''Advanced Passive Technology: A global standard for nuclear plant requirements''. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Gegensatz zum APWR sollte der Entwurf für den US-Mark angepasst werden.<ref>''Power Engineering, Band 91''. PennWell Publishing Company, 1987. Seite 65.</ref> Da passive Merkmale des Kernkraftwerks überwiegen sollten spielte insbesondere der Aufbau des Gebäudes eine Rolle, weshalb das Architekturbüro Burns & Roe stark an dem Entwurf für den ''Advanced 600&nbsp;MW PWR'' beteiligt war. Bereits kurze Zeit profilierte sich die Bezeichnung ''Advanced Passive'' heraus, die sowohl die Fortschrittlichkeit des Designs, als auch die passiven Sicherheitsmerkmale hervorheben sollte. Das Programm für den 600&nbsp;MW starken Reaktor lief seither unter der Bezeichnung ''AP600'' weiter.<ref>Nuclear Engineering International: ''Nuclear Engineering International, Band 32,Ausgaben 390-401''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1987. Seite 56.</ref><ref>United States, u.a.: ''Fiscal year 1988 Department of Energy authorization: hearing before the Subcommittee on Energy Research and Development of the Committee on Science, Space, and Technology, House of Representatives, One hundredth Congress, first session, Bände 4-5''. U.S. Government Printing Office, 1988. Seite 303.</ref> Eines der wichtigsten Merkmale sollte der modulare Aufbau des Blocks sein, sodass mit einem hohen Grad an Vormontage die Teile per Baukastenprinzip zusammengesetzt werden können und ein Block innerhalb von drei Jahren errichtet werden könnte.<ref>European Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 1988. Seite 191.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1989 konnte der erste Entwurf für den Reaktor fertiggestellt werden. Im darauf folgendem Jahr erhielt Westinghouse einen Vertrag und 120&nbsp;Millionen Dollar vom Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika für das Entwerfen eines detaillierten Designs mit anschließender Lizenzierung bei der Nuclear Regulatory Commission. Bereits 1992 übermittelte Westinghouse der Behörde die Unterlagen zur Lizenzierung.<ref name="Novak_WH"/> Der Reaktor ist der erste seiner Art, der unter den neuen Bestimmungen der Nuclear Regulatory Commission lizenziert wurde und den Merkmalen der [[Generation III]] entspricht.<ref>United States. Dept. of Energy. Technical Information Center, u.a.: ''Nuclear safety''. Technical Information Center of the U.S. Dept. of Energy, 1992. Seite 148.</ref> Um die Funktionalität des Containments und der passiven Wärmeabfuhr zu demonstrieren errichtete Westinghouse den Advanced Plant Experiment-Teststand (kurz ''APEX'') an der Oregon State University. Dazu wurde das gesamte Reaktorsystem des AP600 maßstabsgetreu nachgebaut und entsprechende Experimente vorgenommen.<ref name="APEX_NRC">U.S. Nuclear Regulatory Commission: ''APEX-AP1000 Confirmatory Testing To Support AP1000 Design Certification (Non-Proprietary)''. [http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr1826/sr1826.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm3HNf7U Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben der Standardversion bot Westinghouse auch die Option noch einen speziellen Reaktor auf Basis des AP600 anzubieten, der waffenfähiges Plutonium verwenden könnte. Der PDR600 (für ''Plutonium Disposition Reactor'') war nur eine Option, die allerdings nur erwogen wurde als Alternative zum Einsatz von abgereicherten Plutonium als [[Mischoxid]]-Brennelemente in konventionellen Leichtwasserreaktoren und dem AP600.<ref>E.R. Merz, u.a.: ''Mixed Oxide Fuel (MOX) Exploitation and Destruction in Power Reactors''. Springer, 1995. ISBN 0792334736. Seite 104.</ref> Im September 1998 wurde das Design genehmigt und erhielt im Dezember 1999 seine Zertifizierung.<ref name="ARIS_AP600">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 75 - Advanced Passive pressurized water reactor (AP-600)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/6.AP-600.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm74vfaV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== European Passive Plant ===<br />
Im Jahr 1994 schlossen sich Westinghouse und das Konsortium GENESI, ein Gemeinschaftsunternehmen von Ansaldo und Fiat, sowie weitere europäische Unternehmen zusammen um die Technologie des AP600 für den europäischen Markt anzupassen. Auf dieser Basis wurde das ''European Passive Plant'' (kurz ''EPP'') ins Leben gerufen. Bis 1996 wurde auf Basis einer ersten Evaluierungsphase ein 1000&nbsp;MW starkes Reaktormodell als beste Lösung favorisiert. Innerhalb dieser Phase wurde das Reaktormodell ''EP1000'' (''EP'' für ''European Passive'' selten auch ''EPP1000'' in Anlehnung an das Programm) entworfen, die dem AP600 fast vollständig gleicht, allerdings statt nur zwei Loops eine zusätzliche dritte Schleife hat, um die Leistung von 1000&nbsp;MW zu erreichen. Noch 1996 wurde das Design mit den [[European Utility Requirements]] als Konform angesehen und war damals in Europa genehmigungsfähig. In einer zweiten Phase des Programms ab 1997 wurden entsprechende Sicherheitsanalysen durchgeführt, die für die Lizenzierung bei den jeweiligen Aufsichtsbehörden der Länder benötigt werden. Diese ''Designdefinition'' wurde 1998 abgeschlossen.<ref>Gianfranco Saiu: ''European Passive Plant Program Preliminary Safety Analyses to Support System Design''. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7424.PDF Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm7oMSte Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit der Intention von Westinghouse den kosteneffektiveren und einfacheren Aufbau des EP1000 zu verwerten wurde das Projekt im AP1000 fortgeführt. Das Reaktordesign EP1000 selbst wurde aufgegeben, lediglich das Gebäude, das European Passive Plant blieb erhalten, wurde so allerdings nicht mehr für die European Utility Requirements modernisiert, womit das Design de facto nicht mehr entwickelt wird.<ref>Gianfranco Saiu, u.a.: ''AP1000 Nuclear Power Plant Overview''. [http://www.ansaldonucleare.it/TPap0305/NNPP/NPP_37.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm8on5JE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Modernere Marktbedingungen ===<br />
Im Jahr 1999 begann Westinghouse aufgrund einer Stagnation des Verkaufs von Kernreaktoren die Evaluierung einer Studie für einen größeren Reaktor auf Basis des AP600 und des EP1000. Der als ''AP1000'' designierte Reaktor sollte kosteneffektiver sein als seine Vorgänger. Als Basis für das Reaktorsystem sollte der AP600 dienen. Vornehmlich sollten die Komponenten einfach vergrößert werden und die Grenzwerte angehoben werden, um die 2-loop Anordnung beizubehalten. Als Basis für das Gebäude und die Hilfssysteme sollte der EP1000 dienen, der im Gegensatz zum AP600 in diesen Gesichtspunkten fortschrittlicher war. Die Anordnung der Gebäude sollte allerdings vom AP600 beibehalten werden und sich von der Größe her kaum unterscheiden.<ref>American Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 2000. Seite 183.</ref> Vornehmlich spielt aber der wirtschaftliche Faktor eine Rolle.<ref name="ISBN_1420033778">William J. Nuttall: ''Nuclear Renaissance: Technologies and Policies for the Future of Nuclear Power''. CRC Press, 2004. ISBN 1420033778. Seite 128, 129.</ref> Die Leistung des Designs wurde von 610&nbsp;MW auf 1090&nbsp;MW netto angehoben. Durch diese Vergrößerung des Designs wurde die Leistung um rund 75&nbsp;% angehoben und die Kapitalkosten um rund 13&nbsp;% erhöht. Im Gegensatz zum AP600, der kalkulierte Kapitalkosten von 1400&nbsp;Dollar je Kilowatt hatte, war der AP1000 mit geschätzten 1000&nbsp;Dollar je Kilowatt günstiger. Westinghouse warb insbesondere damit, dass diese niedrigen Kosten den Reaktor sehr konkurrenzfähig zu Kohle- und Gaskraftwerken machen würde.<ref>United States, u.a.: ''Hydroelectric relicensing and nuclear energy: hearing before the Subcommittee on Energy and Air Quality of the Committee on Energy and Commerce, House of Representatives, One Hundred Seventh Congress, first session, June 27, 2001, Band 4''. U.S. G.P.O., 2001. Seite 70.</ref> Aufgrund der Aussichten beteiligten sich auch Électricité de France und British Nuclear Fuels. Auch Mitsubishi Heavy Industries beteiligte sich in den ersten Jahren am AP1000.<ref>Société française d'énergie nucléaire: ''Revue Générale Nucléaire: RGN, Ausgaben 1-3;Ausgaben 6-7''. Revue Générale de l'Electricité, 2001. Seite 68.</ref> Am 28.&nbsp;März 2002 stellte Westinghouse ein Gesuch für die Lizenzierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Comission.<ref>Nuclear Regulatory Commission: ''Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000)''. [http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000.html Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmA9GpUt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Advanced Plant Experiment-Teststand an der Oregon State University wurde im Jahr 2002 zur Absolvierung verschiedener Versuche zur Lizenzierung auf das System des AP1000 umgebaut. Im Juni 2003 und Juli 2004 wurden die entsprechende Versuche an der Anlage unternommen.<ref name="APEX_NRC"/><br />
<br />
Im Gegensatz zum AP600 wurde dem AP1000 bereits im Jahr 2003 in der Entwurfsphase unterstellt ein heißer Kandidat für den Neubau von Kernkraftwerken im nächsten Jahrzehnt von 2010 bis 2020 zu sein, sowohl national, als auch international.<ref>''New Statesman, Band 132,Ausgaben 4650-4657''. New Statesman, Limited, 2003. Seite 18</ref> Aufgrund der engen Partnerschaft mit Mitsubishi in den 1970ern und 1980ern im Bau der japanischen Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor beteiligte sich Mitsubishi Heavy Industries zusammen mit Westinghouse am AP1000.<ref>S. W. Heaberlin: ''A case for nuclear-generated electricity, or, Why I think nuclear power is cool and why it is important that you think so too''. Battelle Press, 2004. ISBN 1574771361. Seite 289.</ref> Im Januar 2006 wurde der AP1000 offiziell von der Nuclear Regulatory Commission zertifiziert.<ref>Brice Smith: ''Insurmountable risks: the dangers of using nuclear power to combat global climate change''. RDR Books, 2006. ISBN 1571431624. Seite 30.</ref> Mit dem Verkauf von Westinghouse an Toshiba, einen Konkurrenten von Mitubishi, stellte Mitsubishi Heavy Industries seine Beteiligung am AP1000 ein, erhielt aber im Gegenzug volle Lizenzrechte am APWR.<br />
<br />
=== China Advanced Passive ===<br />
Bereits 1989 adaptierte die Volksrepublik China den AP600 in ihrem eigenen Design, den AC600, der allerdings nur vom Konzept her auf dem AP600 basiert, technisch aber eine Eigenentwicklung ist. Der Reaktor war zwar technisch dafür ausgelegt auf 1000&nbsp;MW vergrößert zu werden, was aber nie gemacht wurde.<ref>B. Eliasson [Hrsg.], u.a.: ''Integrated Assessment of Sustainable Energy Systems in China: The China Energy Technology Program : a Framework for Decision Support in the Electric Sector of Shandong Province''. Springer, 2003. ISBN 1402011989. Seite 443.</ref><br />
<br />
Im Jahr 2004 schrieb die Volksrepublik China die Kernkraftwerksstandorte [[Yangjiang]] und [[Sanmen]] für Reaktoren der [[Generation III+]] international aus. Die Volksrepublik stellte den Bewerbern in Aussicht, dass deren Modell möglicherweise als Standardmodell für das ambitionierte Kernkraftwerksbauprogramm gewählt werden könnte. Westinghouse griff diese Chance auf und bewarb sich 2004 mit dem AP1000 für diesen Auftrag.<ref name="Business_2.0_Bd-5">''Business two-point-zero, Band 5,Ausgaben 7-11''. Imagine Media, 2004. Seite 152.</ref> Im Dezember 2006 erhielt Westinghouse den Zuschlag für den Bau von zwei AP1000 am Standort Yangjiang und zwei Reaktoren am Standort Sanmen. Zusammen belief sich der Auftragswert auf 5,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref>''Business India, Ausgaben 752-757''. A.H. Advani, 2007. Seite 123.</ref> Am 30.&nbsp;März 2007 verschob auf Anfrage der Nuclear Regulatory Commission die [[State Nuclear Power Technology Corporation]] den Standort für die Blöcke in Yangjiang nach [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang]], um den schnelleren Zubau der Reaktoren in Yangjiang mit heimischer Technik vom Typ [[CPR-1000]] zu ermöglichen. Ebenso wurde der sekundäre Vertragspartner Bechtel, der die AP1000 planen sollte, durch Stones & Webster Asia ersetzt. Hierdurch konnten beide Seiten gewinnen, da sowohl Yangjiang als auch Haiyang schneller zugebaut werden konnten als geplant.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 50,Ausgaben 7-11''. American Nuclear Society, 2007. Seite 61.</ref> Ein weiterer Grund für die Änderung des Architektenbüros war der Verkauf von BNFL an den japanischen Konzern Toshiba.<ref>Jack W. Plunkett: ''Plunkett's Energy Industry Almanac 2007 (E-Book): Energy Industry Market Research, Statistics, Trends and Leading Companies''. Plunkett Research, Ltd., 2006. ISBN 159392402X.</ref><br />
<br />
Westinghouse erklärte sich bei der Unterzeichnung des Vertrags bereit die Technologie an China zu verkaufen, allerdings ohne die Lizenzrechte, die nach wie vor bei Westinghouse lagen. Dieser Schritt stand teilweise ist starker Kritik und es gab Warnungen davor, dass sich Westinghouse damit neue Konkurrenz auf dem Markt schaffen würde mit einem Modell, dass der Konzern selbst entwickelt hatte.<ref>Atomic Insights: ''Westinghouse Sold AP1000 Technology Developed With American Taxpayer Assistance to China More than Three Years Ago'', 26.11.2010. [http://atomicinsights.com/2010/11/westinghouse-sold-ap1000-technology-developed-with-american-taxpayer-assistance-to-china-more-than-three-years-ago.html Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnUqppe6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Vertrag sieht allerdings weiter vor, dass ab Modellen über 1350&nbsp;MW elektrischer Leistung die Lizenzrechte vollständig der State Nuclear Power Technology Company (kurz ''SNPTC'') gehören und damit Westinghouse keine Kontrolle mehr über die Technologie hat. Die SNPTC nahm das zum Anlass zusammen mit dem Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute (kurz ''SNERDI'') die Entwicklung des CAP1400 zu verfolgen, eine vergrößerte 2-loop-Variante des AP1000 mit 1520&nbsp;MW Leistung. Langfristig sehe man auch das Potential einen 1700&nbsp;MW starken CAP1700 und einen 2200&nbsp;MW starken CAP2100 zu entwickeln, allerdings nur unter der Voraussetzung, dass das passive Containment-Kühlsystem bei diesen Leistungen realisiert werden kann.<ref>World Nuclear Association: ''Advanced Nuclear Power Reactors'', 19.03.2013. [http://world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Advanced-Nuclear-Power-Reactors/#.UWaP3zeZyC9 Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVHoVxi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Projekt CAP1400 läuft am Demonstrationsstandort [[Shidaowan]] unter der Bezeichnung ''Large Power Plant-1'', bzw. kurz ''LPP-1'', während der zunächst perspektivische CAP1700 unter der Projektbezeichnung ''Large Power Plant-2'', bzw. kurz ''LPP-2'', realisiert wird.<ref>Lin Qian (SNERDI): ''Technology Development, Design and Safety Features of the CNP300 and A New Small PWR'', Dezember 2011. Seite 9. [http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/CNP-300/Presentations/2011%20-%20Technology%20Development,%20Design%20and%20Safety%20Features%20of%20the%20CNP300%20and%20A%20New%20Small%20PWR.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVlIoxH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Trotz der Optionen für den CAP1400 und den folgenden größeren Modellen entwarf die SNPTC eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000, den CAP1000, der als Standardmodell nach den Demonstrationswerken in Sanmen und Haiyang für sämtliche Inlandskernkraftwerke und den Küstenstandorten infrage kommen soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012">Zhang Mingguang (SNPTC): ''AP1000/CAP1400设计工作进展汇报 Introduction of AP1000 Localized Standardization and CAP1400 Development'', 23.02.2012. [http://www.snptc.com/file/speech/08_AP1000%E6%A0%87%E5%87%86%E8%AE%BE%E8%AE%A1%E3%80%81%E9%87%8D%E5%A4%A7%E4%B8%93%E9%A1%B9CAP1400%E5%B7%A5%E4%BD%9C%EF%BC%88%E4%B8%8A%E6%B5%B7%E6%A0%B8%E5%B7%A5%E9%99%A2%EF%BC%89.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVrJocT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== ACME ====<br />
Für die Funktionsprüfung des CAP1400 wurde am Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität in Changping (Peking), an der auch beispielsweise der [[HTR-10]] steht, eine 6500&nbsp;Quadratmeter große Forschungseinrichtung ({{Koordinaten|lat=40.25766|lon=116.154479|name=Advanced Core-cooling Mechanism Experiment Facility|notop=1}}) geschaffen.<ref name="Dynabond_P3_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 3'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=2 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBChW21 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit dem Bau der Gebäude wurde am 28.&nbsp;Mai 2010 begonnen<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/> und mit dem Bau in den Gebäuden am 28.&nbsp;März 2012 fortgefahren. Das Forschungsprogramm um das es sich handelt ist das Advanced Core-cooling Mechanism Experiment, dass in den beiden aufgeteilt ist. Ein Gebäude enthält ein vollständiges, maßstabsgetreues Modell des CAP1400-Primärsystems, mit dem diverse Unfallszenarien erprobt werden sollen. In einem zweiten Gebäude soll die Funktionsfähigkeit des passiven Containmentkühlsystems erprobt werden soll.<ref>World Nuclear News: ''CAP1400 test facility under construction'', 04.04.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-CAP1400_test_facility_under_construction-0404124.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsD4hkNu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Der Eigentümer und Betreiber der Anlage ist das State Nuclear Power Technology R&D Center (SNPTRD), ein Gemeinschaftsunternehmen der State Nuclear Power Technology Corporation und der Tsinghua Universität.<br />
<br />
<!-- Advanced Core-cooling Mechanism Experiment (Link siehe unter CAP1400 bei WNA vom 4. April 2012)--><br />
<br />
* http://www.snptrd.com/templates/en_second/index.aspx?nodeid=191 /Testprogramm - einbinden?<br />
* Ergebnisse erläutern<br />
* http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Jul-26-28-TWG-LWR-HWR/Session-I/07.TWG-LWR-China.pdf<br />
<br />
==== Kritik ====<br />
Die Grenze von 1350&nbsp;MW für die Abgabe der Lizenzrechte wurde von Westinghouse nicht grundlos gewählt. Frühere Evaluierungen zeigten, dass das Gebäudedesign des AP1000 über diese Leistungsgrenze hinaus schlicht untauglich ist und die Wasservolumen für den Passive Containment Cooling Water Storage Tank viel zu groß wären. Westinghouse hatte bereits beim Entwurf für den AP1000 große Probleme die Wasservolumen unterzubringen, ohne das Reaktorgebäude abzuändern oder das System zu modifizieren. Im ursprünglichen Schildgebäude des AP1000 befanden sich rund 3300&nbsp;Kubikmeter Wasser im Lagertank und zusätzliche 1700&nbsp;Kubikmeter. Aufgrund von Problemen mit dem Gebäude und eines instabilen Designs musste Westinghouse diese Wasservolumen verlagern und das Gebäude leicht abändern zur AP1000 Revision&nbsp;18. Die Volksrepublik China orientiert sich allerdings am älteren Entwurf der Revision&nbsp;15. Aufgrund dessen und der evaluierten Grundtauglichkeit gibt Westinghouse auf den Technologietransfer keine Gewährleistung, dass die Abänderung des Designs in diesen Größendimensionen über 1350&nbsp;MW erfolgreich ist. Für den CAP1400 wären bei der Beibehaltung der gleichen Zeitspannen für die Funktion des passiven Kühlsystems rund 7000&nbsp;Kubikmeter Wasser nötig, von denen 2400&nbsp;Kubikmeter auf dem Schildgebäude untergebracht werden müssten, 4600&nbsp;Kubikmeter in den Lagertanks. Dies erfordert einen völlig neuen Entwurf des Schildgebäudes. Für den CAP1700 kann das System fast nicht mehr realisiert werden aufgrund der großen Lasten, die durch das auf dem Schildgebäude gespeicherten Wasser entstehen. E. Markey von der Nuclear Regulatory Commission meint, dass die Entwicklung des CAP1400 die äußerste Leistungsgrenze des Advanced Passive bildet und die Entwicklung in China deshalb bei diesem Design in einer Sackgasse enden wird.<ref name="CAP1400_Sinablog">莽原生的BLOG: ''核电自主知识产权走进了死胡同'', 30.12.2011. [http://blog.sina.com.cn/s/blog_49afaa750101183d.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://archive.is/l1Let Archivierte Version] bei [http://archive.is Archive.is])</ref><br />
<br />
Bei Anlagen unter 1350&nbsp;MW schloss Westinghouse einen eigentlichen Technologietransfer aus. Daher wird die Produktion des AP1000 in China durch eigene Produktionsstätten lokalisiert aber bis auf wenige Komponenten aus der Eigenentwicklung unmodifiziert bleiben. Westinghouse verweigerte konkret den Technologietransfer betreffend der Hauptumwälzpumpen, der Primärschleifen, verschiedener Ventile und der schweren Schmiedestücke aus dem nuklearen und nichtnuklearen Anlagenteil. Da Westinghouse die Großkomponenten nicht selbst fertige haben Hersteller auf der ganzen Welt verteilt die Fertigungspraktiken für die Komponenten entwickelt. Diese Techniken wurden vertraglich seitens Westinghouse nicht beschafft. Die Volksrepublik China musste daher entweder die Hersteller selbst um Übermittlung der Verfahren bitten oder eigene Verfahren anwenden bzw. entwickeln.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
Der Nuclear Regulatory Commission wurde vorgeworfen bei der Übertragung der Technologie absichtlich den AP1000 bereits kurz zuvor in der Revision&nbsp;15 genehmigt zu haben, um China nicht den letzten Stand der Entwicklung übermitteln zu müssen. Obwohl die Probleme mit der Pumpe, die eine fehlerhafte Abschirmung gegen Strahlung aufwies und das Problem mit der Instabilität des Schildgebäudes bekannt war, genehmigte die Nuclear Regulatory Commission diese Version. Kurz nach Beendigung des Transfers wurde die Revision&nbsp;18 der Nuclear Regulatory Commission übermittelt und genehmigt. Die Nuclear Regulatory Commission wies die Anschuldigung vorsätzlich das schlechtere Modell lizenziert zu haben zurück.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
== Technik ==<br />
<br />
=== Kreisprozess ===<br />
==== Reaktordruckbehälter ====<br />
==== Druckhalter ====<br />
==== Dampferzeuger ====<br />
==== Turbosatz ====<br />
==== Kondensatoren ====<br />
<br />
=== Sicherheitstechnik ===<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf pccs, hydrogen, paccwast<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf irwst 2 std saturierung, rhx, 2x cmt bor, accumulatoren 2 borwasser, irwstbor, irswst cavitiy/sump flooding, 2x spargers x4x arm, rrwst screens, squib valve depress, versagenfälle <br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-5.pdf containment spray?, cont vol<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2015/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2015%20Section%2015-6.pdf melt?<br />
<br />
<br />
==== Überblick ====<br />
==== Subsysteme ====<br />
Das Sicherheitskonzept des AP1000 enthält verschiedene Subsysteme an verschiedenen Positionen im Kraftwerk, welche hier aufgelistet werden. Diese Systeme befinden sich im inneren Sicherheitsbehälter: <br />
<br />
* '''In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST):''' Das nierenförmige Flutbecken befindet sich beim AP1000 auf einer Seite des Containments, und umgibt einen Dampferzeuger. Es enthält 2069,9 m³ mit Borsäure versetztes Wasser. Um seine passive Kühlfunktion erfüllen zu können, ist das Wasser auf einem höheren Niveau untergebacht als der Reaktordruckbehälter (RDB). Es enthält zwei Gasverteiler (''engl. spargers'') mit je vier Füßen, welche Wasserdampf aus dem Druckhalter in das Becken blasen können, um die Kreisläufe zu entdrucken und den Dampf auszukondensieren. Das IRWST dient auch zur Flutung des Raumes über dem Reaktordruckbehälter zum BE-Wechsel und zur Flutung der Reaktorgrube. Beim Runterfahren des Reaktors wird das Heißwasser aus dem Kern passiv durch Konvention in einen Wärmetauscher (''engl. passive residual heat removal, PRHR'') im IRWST geleitet, kühlt dort ab und fließt zurück in den tiefer liegenden Dampferzeuger, und von dort in den Reaktordruckbehälter (RDB). Bei einem Kühlmittelverlststörfall wird das Wasser des IRWST durch Schwerkraft über einen Abfluss am Boden des Beckens in den Reaktordruckbehälter geleitet. Zum Schutz vor Fremdkörpern ist dies mit einem Gitter versehen. Durch die großzügige Wassermenge dauert es nach einer RESA etwa zwei Stunden, bis die [[Nachzerfallswärme]] das Wasser zum Sieden bringt. Bei einem Kernschmelzunfall kann das IRWST-Wasser durch ein Motor- oder Sprengventil in die Reaktorgrube geschüttet werden, um die IVR in Gang zu setzen.<ref><br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''In-vessel Retention (IVR):''' Statt eines externen [[Kernfänger]]s soll das Corium bei einem [[Kernschmelze|Kernschmelzunfall]] im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden. Zu diesem Zweck ist der RDB mit Leitblechen verkleidet, welche die Strömung um das Gefäß kontrollieren sollen. Ab Boden befindet sich der Einlass, sodass der unterste Punkt des Plenums angeströmt werden kann. Dort erwärmt sich das Wasser, und das Wasser-Dampf-Gemisch wird durch die Leitbleche direkt am RDB nach oben geführt. Im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters ist das Wasser vollständig verdampft, und der Dampf wird vor den Flanschen freigegeben, um in das Containment zu strömen.<ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0319/ML031920123.pdf</ref><ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0424/ML042460184.pdf</ref><br />
<br />
* '''Accumulator:''' Zwei Sammeltanks mit je 56,6 m³ boriertem Wasser sind mit Stickstoff unter 5,5 MPa Druck gesetzt, und pressen bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) Wasser in die Primärkreisläufe. Der Auslass speist in dieselbe Leitung wie die CMTs.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Core Makeup Tank (CMT):''' Zwei Tanks mit je 70,8 m³ boriertem Wasser sind über Diffusoren an die Rückströmleitungen zum RDB abgeschlossen, und besitzen deshalb im Betrieb denselben Druck wie der Primärkreis. Der Ausfluss läuft über ein Ventil in eine Sammelschiene, in die auch der jeweilige Accumulator einspeist, und welche in den Reaktordruckbehälter führt. Der tiefere Sinn hinter dieser Konstruktion ist, dass bei einem Kühlmittelverluststörfall die Rückströmleitungen zum RDB mit Dampf gefüllt sind (Druckverlust im Kreislauf), das Wasser in den CMTs aber einen höheren Druck besitzt (Kreislaufdruck vor LOCA), und somit in den Kreislauf strömt, und dort an den tiefsten Punkt, den Reaktordruckbehälter. Das System ersetzt auch die Notborierung, und kann bei kleinen Lecks für genug Wasser im Kreislauf sorgen, da es höher als dieser liegt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Spent Fuel Pit Cooling system:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Kann Wasser zwischen dem IRWST und dem Abklingbecken umwälzen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:<br />
<br />
* ''' Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST):''' Ein ringförmiger Wassertank auf dem Containmentdach, mit einem Kamin in der Mitte. Der Tank enthält 2864 m³ demineralisiertes Wasser, welches auf das Stahlcontainment rieseln kann um die Wärmeabfuhr und den Wärmeübergang zu verbessern, oder in das Abklingbecken geleitet werden kann. Im Bandfall kann auch ein Teil des Wassers aus dem Tank entnommen werden. Der Wasserfluss auf die Containmentkuppel wird aktiviert, wenn der Innendruck im Sicherheitsbehälter einen kritischen Wert übersteigt. Die Ventile unter dem PCCWST werden wenn nötig beheizt um die Temperatur stets über 10°C zu halten, um ein Festfrieren zu verhindern. Das Wasser kann dann über vier Öffnungen in Körbe beleitet werden, welche ein exzessives Spritzen verhinden sollen, wenn das Wasser auf die Stahlkuppel trifft. Auf der Kuppel sind Trennwände befestigt, welche einen gleichmäßigen Wasserfluss zu allen Seiten garantieren. Das Wasserinventar reicht aus, um die Kuppel für drei Tage zu berieseln.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Passive Containment Cooling Ancillary Water Storage Tank (PCCAWST):''' Ein zusätzlicher zylindrischer Wassertank neben dem Gebäude, welcher etwa 2952 m³ demineralisiertes Wasser enthält. Das Wasser kann über zwei Zentrifugalpumpen mit je 100% Pumpleistung zwischen PCCWST und PCCAWST gefördert werden, oder in das Abklingbecken gespeist werden. Das Wasser zwischen PCCWST und PCCAWST wird wöchentlich umgeschichtet, um Algenbildung oder Gefrieren zu vermeiden. Aus diesem Grund enthält der PCCAWST noch ein Heizgerät (''engl. Recirculation Heater''), bei Bedarf kann auch Wasserstoffperoxid aus einem Tank (''engl. Chemical Addition Tank'') eingepritzt werden, um biologisches abzutöten. Die Wassermassen des PCCAWST reichen aus, um das Containmentkühlsystem für weitere vier Tage betreiben zu können.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Chemical and Volume Control System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Es steuert den Borsäuregehalt im Wasser des Primärkreislaufes, und damit der Reaktorleistung. Das System füllt auch die Accumulators auf wenn diese leer sind, und boriert das Abkling- und Flutbecken.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Die Wärme des Systems wird vom Component Cooling Water System abgeführt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
*'''Normal Residual Heat Removal System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Saugt das warme Wasser des IRWST über Gitter an, wenn dieses weniger als 176°C hat, und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System. Das System arbeitet mit zwei Pumpen, mit je 100% Kühlleistung.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Component Cooling Water System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Nimmt die Wärme der Reaktorkühlmittelpumpen, des ''Chemical and Volume Control System'', des ''Normal Residual Heat Removal System'' und der flüssigen radioaktiven Abfälle auf.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Die Wärme wird dann an das ''Service Water System'' weitergereicht.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Service Water System:''' Das Service Water System nimmt die Wärme aus dem Component Cooling Water System durch einen Wärmetauscher, welcher sich im Turbinengebäude befindet, und führt die Wärme zu zwei kleinen elektrisch betriebenen Kühltürmen mit Basin. Aus diesem wird das niedergeschlagene Wasser gesaugt, welches seine Wärme an die Atmosphäre abgegeben hat. Der Kreislauf besitzt zwei Pumpen mit 100% Kühlleistung.<ref>http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000/dcd/Tier%202/Chapter%209/9-2_r11.pdf</ref><br />
<br />
==== Karenzzeit ====<br />
<br />
Kernkraftwerke benötigen bei gewissen Unfallszenarien eine externe Wasser- oder Stromzufuhr, um die [[Nachzerfallswärme]] abzuführen. Die Zeit zwischen dem Eintritt des Unfalles und der Notwendigkeit einer externen Hilfe wird dabei als Karenzzeit bezeichnet. Wieviel Zeit dem Personal und der Betriebsfeuerwehr dafür zur Verfügung steht hängt von der Art der Anlage ab. In dieser Zeit muss eine externe Wasser- und/oder Stromzufuhr aufgebaut werden, da es sonst zu einem auslegungsüberschreitenden Unfall kommt. Bei modernen Kernkraftwerken wurde diese Zeitspanne deutlich erhöht, um auch unter widrigen Bedingungen eine rechtzeitige Einspeisung zu gewährleisten. Die Karenzzeiten des AP1000 sind groß genug, um die Anforderungen der [[European Utility Requirements]] (EUR) zu erfüllen.<br />
<br />
Der AP1000 verwendet hauptsächlich passive Sicherheitssysteme, während beim EPR mehr Augenmerk auf aktive Systeme gelegt wurde. Aktive Systeme benötigen für ihre Funktion elektrische Energie, während passive Systeme auf physikalischen Grundprinzipien wie Schwerkraft, kommunizierende Röhren, Dichteänderungen usw. basieren. Die Karenzzeit eines AP1000 ist damit von der Verfügbarkeit elektrischer Energie weitgehend unabhängig. Durch das Design kann die 12-Stunden-Regel der EUR, wonach in den ersten 12 Stunden nach Unfallbeginn darf kein Venting notwendig sein darf, stets erfüllt werden.<br />
<br />
*'''Normales Herunterfahren der Anlage:''' In diesem Fall wird der Reaktor durch das Einfahren der Steuerstäbe unterkritisch. Das Ventil am Primärkreis wird nun geöffnet, so dass das Heißwasser des Primärkreislaufes durch den PRHR-Wärmetauscher in das Flutbecken abgegeben werden kann. Damit kann der Reaktor in 36 Stunden auf 215°C heruntergekühlt werden, unabhängig davon ob die Pumpen des Primärkreises arbeiten. Da der Druck im Kreislauf durch Abblasung von Dampf aus dem Druckhalter in das Flutbecken sinkt, speisen die CMTs automatisch boriertes Wasser in den Primärkreis.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Das Normal Residual Heat Removal System saugt das warme Wasser des IRWST an und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System, welches die Nachzerfallswärme an das Service Water System abgibt, welches diese an die Atmosphäre weiterreicht. Alle Wärmeabfuhrsysteme ab dem Flutbecken sind auf elektrische Pumpen und somit Energie angewiesen.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung:''' Dies wird von der britischen Aufsichtsbehörde als Auslegungsstörfall behandelt, da das System bei Umgebungsdruck in den heißen Kern speist, und es deshalb vorkommen kann, das der Kern beim Kühlmittelverluststörfall komplett trockenfällt und anschmilzt. Konkret wird damit gerechnet, das 1% des Zirconiums mit den wiedereinfließenden Wasser reagiert, wenn der Reaktorkern durch die Flut gequencht wird.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Kommt es zum Bruch, speisen sofort die CMTs in den Primärkreislauf, da dessen Druck sinkt. Bei unter 48 bar Kreislaufdruck pressen auch die Accumulators ihr Wasserinventar in den Reaktordruckbehälter. Ist der Druck im Kreislauf auf Umgebungsniveau gefallen, fließt das IRWST-Wasser schwerkraftbedingt in den RDB. Um bei relativ kleinen Lecks schnell Umgebungsdruck zu erreichen, damit die Masse des IRWST-Wassers zur Verfügung steht, wird der Kreislauf bei einem Kühlmittelverluststörfall auch über den Druckhalter ins Flutbecken entdruckt. Das verdampfte Wasser aus der Bruchstelle sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Bruch der Speisewasserleitungen:''' Irrelevant, da die Dampferzeuger nichts zur Karenzzeit beitragen, und der AP1000 auch kein '' Emergency Feedwater System (EFWS)'' besitzt. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Ausfall der Hauptwärmesenke:''' Irrelevant, da die Nachzerfallswärme an seperate, elektrisch betriebene Kühltürme mit Basin abgegeben wird. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage. Der AP1000 erfüllt damit die 72-Stunden-Regel der European Utility Requirements (EUR).<br />
<br />
*'''Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke:''' In diesem Szenario kann die Nachzerfallswärme nach der [[Reaktorschnellabschaltung]] nicht mehr regulär abgeführt werden. Da die Kühlkette PRHR-IRWST-CCWS-SWS nicht mehr zur Verfügung steht, da CCWS, SWS und die Kühltürme auf elektrische Energie angewiesen sind, siedet das Wasser im Flutbecken nach zwei Stunden. Das verdampfte Wasser sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu drei Tage lang durch den PCCWST berieselt werden.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Ausfall der Stromversorgung:''' Entspricht dem Fall ''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung'', nur dass die Containmentkuppel nur für drei Tage durch den Dachtank berieselt werden kann. Die 24-Stunden-Regel der EUR wird deshalb mühelos erfüllt.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Siebverstopfung:''' Die britische Aufsichtsbehörde widmet sich besonders dem Sieb am Boden des Flutbeckens, da bei einer Verstopfung desselben ein Nachfüllen des RDBs im Kühlmittelverluststörfall nicht mehr möglich wäre, bzw. zu langsam erfolgen könnte. Der Sieb hält alle Teile auf, die größer als 1,6 mm sind, und wird regelmäßig gereinigt. Eine Verstopfung wird deshalb im britischen Zulassungsverfahren nicht berücksichtigt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Falls dies doch der Fall sein sollte kommt es zur Kernschmelze, da die Wassereinspeisung in den RDB zu schwach, oder garnicht stattfindet. Das Wasserinventar des IRWST wird dann über elektrische oder Sprengventile in die Reaktorgrube geleitet, um die IVR in Gang zu setzen. Das verdampfte Wasser des Sumpfes sammelt sich im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück durch das Flutbecken in die Grube geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen, wenn elektrische Energie vorhanden ist.<br />
<br />
=== Steuerungstechnik ===<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-4.pdf<br />
<br />
=== Versionen ===<br />
Der Advanced Passive wurde mit der Zeit mit verschiedenen Auslegungen, Leistungsgrößen und Parametern in mehreren Versionen weiterentwickelt. Alle Designs bauen auf dem AP600 als Ursprungsversion auf. Während die AP-Reihe, inklusive der EP-Reihe, ausnahmslos nach dem gleichen Muster entworfen wurde, basiert nur der CAP1000 direkt auf dem AP1000. Die anderen Modelle der Chinesischen CAP-Reihe orientieren sich zwar am gleichen Aufbau, weißen aber andere Parameter und Veränderungen der Bauteile auf.<br />
<br />
==== AP600 ====<br />
Der AP600 ist die erste Version des Advanced Passive und bildet die Basis für sämtliche folgende Reaktoren. Der Block ist ein Modell der mittleren Leistungsklasse zwischen 300 und 700&nbsp;MW. Bei einer thermische Leistung von 1940&nbsp;MW erreicht der Block eine maximale Generatorleistung von 675&nbsp;MW, von denen 600&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden. Des Fokus bei diesem Modell wurde auf den effizienten Betrieb mit hoher Auslastung und möglichst kompakten Wartungen gelegt. Da sämtliche Komponenten des AP600 bereits erprobt waren, war der Bau eines Prototyps überflüssig. In den 1990ern wurde auf Anforderung der Nuclear Regulatory Commission das Shield Building auf das Design des European Passive Plant angepasst womit das Wasservolumen des im Gebäude integrierten Tanks für das passive Containmentkühlsystem vergrößert werden konnten.<ref name="ARIS_AP600"/> Nach der Zertifizierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Commission bot Westinghouse den AP600 nicht mehr auf dem Markt an. Kein Exemplar wurde jemals errichtet.<ref>Great Britain: Parliament: House of Commons: Environmental Audit Committee: ''Keeping the Lights On: Nuclear, Renewables and Climate Change, Sixth Report of Session 2005-06, Vol. 3: Written Evidence''. The Stationery Office, 2006. ISBN 0215028368. Seite 449.</ref><ref>''ENR, Band 257,Ausgaben 9-17''. McGraw-Hill, 2006. Seite 155.</ref><ref>Henry D. Sokolski: ''Nuclear Power's Global Expansion: Weighing Its Costs and Risks''. Strategic Studies Institute, 2010. ISBN 1584874783.</ref><br />
<br />
Obwohl der AP600 praktisch aufgegeben wurde sind in Kernkraftwerken von Westinghouse weltweit Errungenschaften aus dessen Entwicklung eingeflossen. So wurde beispielsweise das das Prozessschutzsystem Eagle&nbsp;21 bereits vor der Zertifizierung in den Kernkraftwerken [[Kernkraftwerk Zion|Zion]], [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]], [[Kernkraftwerk Sequoyah|Sequoyah]] und [[Kernkraftwerk South Texas|South Texas]] integriert. Das Informationssystem ANIS und das fortgeschrittene Alarmmanagementsystem AWARE findet Anwendung im [[Kernkraftwerk Beznau]]. Das Leittechniksystem sowie das integrierte Schutzsystem finden Anwendung im [[Kernkraftwerk Sizewell|Kernkraftwerk Sizewell&nbsp;B]]. Das Kontroll- und Leittechnikkontroll- und -schutzsystem wurde in der vollen Anwendung erstmals in den Blöcke 1 und 2 des [[Kernkraftwerk Temelín|Kernkraftwerks Temelín]] verbaut, darunter auch der fortschrittliche Kontrollraum des AP600.<ref>Vince Novak: ''ADVANCED PASSIVE TECHNOLOGY: A GLOBAL STANDARD FOR NUCLEAR PLANT REQUIREMENTS''. Seite 2. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== EP1000 ====<br />
Der European Passive 1000 wurde im Rahmen des European Passive Plant Projekts zwischen 1994 und 1996 entworfen. Der Block orientiert sich am AP600 und erreicht seine höhere thermische Leistung von 2900&nbsp;MW mit einer elektrischen Leistung von 1000&nbsp;MW durch das Anfügen einen dritten Loops und die Verwendung eines größeren Reaktordruckbehälter mit 193&nbsp;Brennelementen. Hauptaugenmerk wurde bei dem Design auf die europäischen Anforderungen gelegt und macht sich durch einen hohen Grad der Lokalisierung als vornehmlich europäisches Design seinen Namen. Das Design wurde unter anderem von DTN (Spanien) Electricité de France (Frenkreich), ENEL (Italien und Spanien), Imatran Voima Oy (Finnland) Tractebel Energy Engineering (Belgien), dem Unterausschuss Kernenergie (Schweiz, Repräsentiert bei der Nordostschweizerischen Kraftwerke AG in Beznau) und Vattenfall (Schweden) als optionales fortgeschrittenes Design für den Neubau von Kernkraftwerken gehandelt, weshalb sich die Unternehmen an der Entwicklung beteiligten. Obwohl das Design unter den European Utility Requirements genehmigt wurde gibt es einzelne Elemente, die nach wie vor nicht den EUR-Anforderungen entsprachen, darunter unter anderem die Auslegung der Elektrizitätsversorgung, die nur über eine Hauptversorgung gesichert ist und es keine redundante unabhängige Stromanschlüsse für den Block gibt. Das führt bei einem etwaigen Blackout dazu, dass einige wichtige Systeme keine Spannung mehr anliegen haben und daher nicht funktionell sind. Weitere Differenzen gab es in bestimmten Nebensystemen des Werks, weshalb eine weitere Entwicklung des EP1000 nötig gewesen wäre.<ref>Kathring J. King, u.a.: ''Status of European Passive Plant Program (EP1000)'', 19.04.1999. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7428.PDF Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHKqFMb Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Mit der Entwicklung des AP1000 ab 1999 endete auch langsam die Entwicklung des EP1000, dessen Entwürfe und Errungenschaften in den AP1000 einflossen. In der Revision&nbsp;C der European Utility Requirements löste der AP1000 den EP1000 ab.<ref name="EP1000_2004">K. J. Demetri, u.a.: ''European Utility Requirements (EUR) Volume 3 Assessment<br />
for AP1000'', 13.06.2004. [https://iaea.org/OurWork/ST/NE/NENP/NPTDS/Downloads/TWG2002_LWRHWR/italy_lwr_part3.pdf Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHlVJiG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wird seit etwa 2004 nicht mehr weiterverfolgt und ist nicht mehr auf dem Markt erhältlich.<br />
<br />
==== AP1000 ====<br />
Auf Basis des European Passive Plant<ref name="EP1000_2004"/> und des AP600 wurde der AP1000 entwickelt. Der Block erreicht bei einer Reaktorleistung von 3400&nbsp;MW<sub>th</sub> eine elektrische Bruttoleistung von 1200&nbsp;MW, von denen netto 1100&nbsp;MW ausgespeist werden können. Ausgelegt ist der AP1000 sowohl für den Grundlastbetrieb, als auch für die Lastfolge. Während das Gebäude des AP1000 im wesentlichen auf dem des EP1000 basiert ist das nukleare Dampferzeugersystem im wesentlichen nur eine vergrößerte Variante des AP600 und damit eigentlich weitestgehend mit ihm identisch.<ref name="ARIS_AP1000">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 81 - Advanced Passive PWR (AP 1000)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/7.AP1000.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FqbTOtQx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Projekte mit dem AP1000 als von Westinghouse angebotenes Standardmodell werden unter anderem in den Vereinigten Staaten von Amerika, sowie der Volksrepublik China realisiert<ref name="ARIS_AP1000"/> und sind in Indien bereits vertraglich in Planung. Neben diesen Projekten nimmt Westinghouse mit dem Modell an diversen Ausschreibungen in dem vereinigten Königreich, Kanada, der Slowakei und Tschechien teil. Langfristig bieten Brasilien, Ungarn und Polen mögliche Märkte für den Reaktor.<br />
<br />
Im Jahr 2004 wurde Westinghouse ein Teil von NuStart, einem US-Konsortium, dass den neuen Lizensierungsweg der Nuclear Regulatory Commission mit kombinierten Bau- und Betriebslizenzen erproben sollte und die Tauglichkeit dessen beweisen sollte. Auch hier gab es die Aussicht für den Bau einer Doppelblockanlage mit AP1000 für Westinghouse.<ref name="Business_2.0_Bd-5"/> Zunächst war das Unternehmen für die Beschaffung der kombinierten Bau- und Betriebslizenz für das Referenzwerk mit zwei AP1000 am [[Kernkraftwerk Bellefonte]] (Block 3 und 4) und eines [[ESBWR]] von General Electric am [[Kernkraftwerk Grand Gulf]] (Block 3) tätig. Allerdings wurden die Blöcke in Bellefonte und Grand Gulf storniert, weshalb der Referenzwerk-Status für den AP1000 auf das [[Kernkraftwerk Vogtle]] (Block 3 und 4) übertragen wurde und auf das [[Kernkraftwerk Fermi]] (Block 3) für den ESBWR. Beide Kernkraftwerke erhielten erfolgreich ihre kombinierten Bau- und Betriebslizenzen, woraufhin das Unternehmen am 30.&nbsp;Juni 2012 aufgelöst wurde.<ref>NuStart Energy: ''About Us''. [http://www.nustartenergy.com/about-us Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmW6VJF9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#AP1000}}<br />
<br />
==== CAP1000 ====<br />
Der CAP1000 ist eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000. Im Gegensatz zum AP1000 selbst wurde das Modell den chinesischen Anforderungen angepasst und die Materialien, sowie Komponenten abgeändert oder durch chinesische ersetzt. Die Linie hat im Gegensatz zum AP1000 allerdings teilweise schlechtere Parameter. Weiter ist der Aufbau von mehrblöckigen Anlagen reorganisiert und vereinfacht worden, was aufgrund der lokalen Vorschriften für die Inlandskrankraftwerke notwendig war. Der AP1000 wäre für den Bau im Inland nicht genehmigungsfähig gewesen. Weiter wurden Lehren aus dem Unfall im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] implementiert, darunter die Verbesserung der langfristigen Wasserquellen, langfristige Stromversorgung und ein Gebäude für Notfallsituationen mit Notschaltwarte, die der AP1000 nicht standardmäßig hat. Abänderungen fanden weiter an den Kennwerten der Anlage statt, so wurden unter anderem die Betriebstemperaturen und Drücke verringert, sowie der Auslegungsdruck des Containments verringert. Es handelt sich dabei um die chinesische Standardversion, die im großen Maßstab an den Inlandsstandorten und den Küstenstandorten errichtet werden soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Insgesamt sind 80&nbsp;% des Equipments baugleich, höher als beim AP1000, lediglich 20&nbsp;% der Anlage sollen entsprechend auf den Standort ausgerichtet werden. Dadurch soll möglichst ein hoher Grad der Standardisierung erreicht werden.<ref>Dynabond: ''Three nuclear groups plan to unify nuclear standard'', 31.01.2012. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5435-three-nuclear-groups-plan-to-unify-nuclear-standard Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsCibM6G Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Entwicklung des Modells soll im Juni 2013 abgeschlossen werden und die Baulinie bereit für den Bau sein.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Für den Bau des CAP1000 haben nur zehn Unternehmen in der Volksrepublik die Genehmigung erhalten. Diese sind:<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/><br />
* Harbin AC/DC Motor Company<br />
* Harbin Power Equipment Company, Qinhuangdao<br />
* Shanghai Electric Nuclear Power Equipment Company<br />
* Shanghai First Machine Tool Works<br />
* Dongfang Electric Heavy Machinery Company Limited, Guangzhou<br />
* China First Heavy Industries<br />
* Deyang Heavy Equipment Company<br />
* Dalian Heavy Industry and Crane Company<br />
* Taiyuan Heavy Industry Company Limited<br />
* Shenyang Turbo Machinery Company<br />
<br />
Primär löst der CAP1000 den AP1000 ab. Lediglich die ersten vier Anlagen (Sanmen 1 und 2, Haiyang 1 und 2) werden mit dem AP1000 ausgestattet, alle folgenden Blöcke sind mit CAP1000 vorgesehen.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 2'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=1 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsAXQ5Pe Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Wirtschaftlich wurde der CAP1000 deshalb auf den chinesischen Markt optimiert und ist im Schnitt kostengünstiger als der AP1000.<ref>Dynabond: ''Seize the Preemptive Opportunities of Building Generation III Reactors and Promote the Safe and High-efficient Development of Nuclear Power'', 21.11.2011. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5183-seize-the-preemptive-opportunities-of-building-generation-iii-reactors-and-promote-the-safe-and-high-efficient-development-of-nuclear-power Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBtOTbw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wurde neben den Einsatz in China auch in Argentinien vorgestellt als optionales Reaktormodell für [[Kernkraftwerk Atucha|Atucha-3]], dem vierten Kernkraftwerk des Landes.<ref>World Nuclear News: ''China, Argentina extend nuclear cooperation'', 04.02.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NP-China_Argentina_extend_cooperation-0402134.html Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpC9wPRd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1000}}<br />
<br />
==== CAP1400 ====<br />
<!-- 2-loop scaled up AP1000 --><br />
Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040&nbsp;MW eine elektrische Leistung von 1500&nbsp;MW brutto erreichen und 1400&nbsp;MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000&nbsp;MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400&nbsp;MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193&nbsp;Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus [[MOX]]-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89&nbsp;Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624&nbsp;Meter auf 43&nbsp;Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643&nbsp;Meter auf 73,6&nbsp;Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45&nbsp;Millimeter auf 52&nbsp;Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27&nbsp;Millimeter auf 43&nbsp;Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150&nbsp;°C und kann einem Druck von {{Konvert|0.443|MPa|Bar}}&nbsp;bar standhalten.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
<br />
Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27&nbsp;% angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642&nbsp;Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60&nbsp;Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50&nbsp;Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in [[Taishan]] was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.<ref name="Insider_07-03-2012">Nuclear Energy Insider: ''China’s localised AP1000 a step closer'', 07.03.2012. [http://analysis.nuclearenergyinsider.com/new-build/china%E2%80%99s-localised-ap1000-step-closer Abgerufen] am 13.04.2013 ([<br />
http://www.webcitation.org/6FsA9RiFf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine Erlaubnis dafür sollen allerdings nur Unternehmen erhalten, die bereits Komponenten für den AP1000 und CAP1000 geliefert haben.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010"/> Daraus bildet sich eine Art Monopol. Insgesamt handelt es sich um die zehn Unternehmen, die auch Komponenten für den CAP1000 liefern dürfen.<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 4'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=3 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBLZv2l Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Auf dem chinesischen Markt soll der erste CAP1400 ab April 2013 seine Baugenehmigung erhalten (FOAK-Anlage in [[Shidaowan]]),<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> wobei aufgrund der Auftragslage verschiedene Experten bezweifeln, dass dies in der Geschwindigkeit möglich sein wird, weshalb man erst ab 2015 oder 2016 frühstens mit dem Baubeginn eines CAP1400 rechnete.<ref name="Insider_07-03-2012"/> Um das Ziel von einem Atomstromanteil von 15&nbsp;% bis 2040 zu erreichen müsste China, sofern sie auf den CAP1400 setzen würden, rund 280 solche Blöcke errichten. Die Alternative wäre der Bau von 230 [[Areva EPR|CEPR]].<ref>Atoms for the Future 2012 Seminar: ''Daya Bay Outage Management'', 24.10.2012. Seite 5. [http://www.sfenjg.org/IMG/pdf/Atoms_2012_-_Daya_Bay_Outage_Mgt_-_S-_Lau.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsTtxXbT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben dem Bau des CAP1400 in der Volksrepublik China sieht man Exportpotential für den Reaktor unter anderem in Pakistan, Vietnam und Saudi-Arabien.<ref name="Insider_07-03-2012"/><br />
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{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1400}}<br />
<br />
==== CAP1700 & CAP2100 ====<br />
China plant nach der Entwicklung des CAP1400 die Entwicklung eines CAP1700 mit 4900&nbsp;MW<sub>th</sub> und 1900&nbsp;MW<sub>el</sub>, sowie eventuell auch eines CAP2100 (Auch CAP1700+) mit 5200&nbsp;MW<sub>th</sub> und 2200&nbsp;MW<sub>el</sub>. Eine Konzeptstudie dazu wurde bereits 2007 parallel zu der für den CAP1400 ausgearbeitet. In Entwicklung befindet sich aktuell nur der CAP1700. Beim CAP1700 verzichtete man die beiden Primärschleifen des CAP1400 einfach weiter zu vergrößern, weshalb man sich entschloss die höhere Leistung durch die Erweiterung des Systems durch eine dritte Schleife zu vergrößern. Der Kern soll aus 241&nbsp;Brennelementen bestehen und eine weitere Verringerung der Kerndichte fortführen. Die Kühlmitteltemperaturen wurden weiter erhöht, was durch einen verringerten Durchsatz von 21000&nbsp;Kubikmeter pro Stunde durch die Hauptumwälzpumpen erreicht wird. Der CAP2100 wird ebenfalls drei Primärschleifen besitzen, setzt bei der Leistungserhöhung hauptsächlich auf die Verringerung der Kerndirchte und wird weitestgehend identische Parameter mit dem CAP1700 besitzen. Während der CAP1700 einen Nettowirkungsgrad von rund 32&nbsp;% aufweist würde der CAP2100 einen Nettowirkungsgrad von rund 40&nbsp;% erreichen.<ref name="LWR_China_2012">Theng Minggaugang: ''Overview Of LWR in China'', 18.06.2012. Seite 28. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-06-18-20-TWG-LWR-HWR/18.China-LWR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsFJoeel Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ob diese Entwürfe jemals zur Baureife kommen ist fraglich, da eine Entwicklung nur erfolgen soll, sofern das passive Containmentkühlsystem für diese Leistungsgrößen realisierbar ist. Westinghouse und ein Experte der Nuclear Regulatory Commission meinen, dass es unmöglich sei das passive Kühlsystem in diese Dimensionen zu vergrößern.<ref name="CAP1400_Sinablog"/> Falls doch plant das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den ersten CAP1700 bis 2016 fertigzustellen.<ref>SNERDI: ''Large Advanced Passive PWR Nuclear Power Plant''. [http://www.snerdi.com.cn/en/InfoShow.aspx?Id=c5578597-5585-443f-bf54-d960072fac0e Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fs6wW8Sw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Konstruktion ==<br />
<br />
* http://www.ifrt.kit.edu/downloads/INS_Chapter_3.pdf<br />
* http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/11-corporate-and-holdings/1529-terex-signs-agreement-with-cnec-for-the-worlds-largest-crane-with-maximum-lifting-capacity-of-3200t<br />
* http://www.jaif.or.jp/ja/wnu_si_intro/document/2010/bowser_construction&supply_chain_si2010.pdf<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
Während der AP600 seine Energie für rund 0,041 bis 0,046&nbsp;$/kWh erzeugt hätte, war es möglich durch die einfache Vergrößerung des Modells und damit der Leistung die Kosten auf 0,030 bis 0,035&nbsp;$/kWh zu drücken. Westinghouse rechnete noch in einer 2002 ausgearbeiteten Kostenstudie damit, dass sich die spezifischen Investitionskosten ab der dritten AP1000-Anlage auf 1150&nbsp;$/kW verringern unter der Vorraussetzung, dass alle drei Anlagen eine Doppelblockanlage sind. Damit wurde mit diesem Wert erst ab dem sechsten Block gerechnet. Bei einer Verfügbarkeit von 93&nbsp;% würden die Erzeugungskosten demnach bei 36&nbsp;$MWh liegen. Von diesen 36&nbsp;$/MWh sollten rund 5&nbsp;$/MWh auf die Brennstoffkosten und 5&nbsp;$/MWh auf den Betrieb und Wartung des Blocks entfallen. Mit 1&nbsp;$/MWh wurde für die Entsorgungskosten gerechnet.<ref name="ISBN_1420033778"/> Bis 2005 recnete Westinghouse bereits damit, dass sich die Kosten auf rund 1400&nbsp;$/kW belaufen würden, im Schnitt der AP1000 aber bei einer Bauzeit von drei Jahren mit 1000&nbsp;&nbsp;$/kW an Kapitalkosten aufschlagen würde und damit preiswerter Energie erzeugen könnte als ein konventionelles Kohlekraftwerk. Tatsächlich kosten allerdings die FOAK-Anlagen am [[Kernkraftwerk Vogtle]] bereits rund 3500&nbsp;$/kW.<ref>nuclearinfo.net: ''Cost of Nuclear Power''. [http://nuclearinfo.net/Nuclearpower/WebHomeCostOfNuclearPower Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsI6RJWu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auch die Folgeanlagen in [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]] schlagen mit 2444 bis 3582&nbsp;$/kW auf das Budget und im Falle des [[Kernkraftwerk Levy County|Kernkraftwerks Levy County]] mit rund 3462&nbsp;$/kW.<ref>Richard E. Itteilag: ''Holy Capitalism: Origins, Workings and Energy Catalyst''. AuthorHouse, 2012. ISBN 1477217371. Seite 38.</ref><br />
<br />
Durch den hohen Grad der Lokalisierung der FOAK-Anlagen in der Volksrepublik China konnten die Kosten für Sanmen&nbsp;1 und Haiyang&nbsp;1 auf 1938&nbsp;$/kW gedrückt werden, für Sanmen&nbsp;2 und Haiyang&nbsp;2 auf 1680&nbsp;$/kW. Im Vergleich dazu sind die Kosten vergleichbar mit den beiden M310 Lingao&nbsp;1 mit 1800&nbsp;$/kW und Lingao&nbsp;2 mit 1550&nbsp;$/kW.<ref>Chi-Jen Yang: ''A comparison of the nuclear options for greenhouse gas mitigation in China and in the United States'', 29.03.2011. Seite 3026. [http://people.duke.edu/~cy42/US-CN-FR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsIxFYy7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Volksrepublik China geht bei dem CAP1700 von einem Kostenziel um 1000&nbsp;$/kW aus, womit ein CAP1700-Block rund 1,7&nbsp;Milliarden Dollar kosten soll. Unter dieser Voraussetzung und den projektierten Kosten des CAP1400 von 1,7 bis 2,0&nbsp;Milliarden Dollar je Stück könnte der CAP1400 rund 1321&nbsp;$/kW kosten.<ref>Sheona MacKenzie: ''Proposal to modify the Security and Quality of Supply Standard by increasing the infeed loss risk limits'', 26.11.2010. [http://www.ofgem.gov.uk/Networks/Trans/ElecTransPolicy/SQSS/Documents1/101126%20Smart%20Energy.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsJS6kLp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
2 kosten 5,88 bln $<br />
{| class="prettytable" style="text-align:center;"<br />
|- <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="4%" |Nummer<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Typ <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Standort<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Baubeginn<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |geplantes Bauende<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |kommerzieller Betrieb ab<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |reale Baukosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="10%" |inflationsbereinigte veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |inflationsbereinigte Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Blockleistung (netto)<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |spezifische Investitionskosten<br />
|-<br />
| 1<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 1]] <br />
| 19.04.2009<br />
| 8/2013<br />
| ''vstl. 11/2013''<br />
| $ 2,94 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''-34%''<br />
| ''$ ?,?? Mrd.''<br />
| ''-??%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 2<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 24.09.2009<br />
| 5/2014<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 3<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 2]] <br />
| 17.12.2009<br />
| 8/2014<br />
| ''vstl.08/2014''<br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
| 4<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 21.06.2010<br />
| 3/2015<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Datentabellen ==<br />
<br />
{| class="prettytable"<br />
! width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Technische Daten:'''<br />
! AP600<ref name="ARIS_AP600"/><br />
! AP1000<ref name="ARIS_AP1000"/><br />
! CAP1000<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
! CAP1400<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><ref name="LWR_China_2012"/><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Thermische Leistung''<br />
| 1.940 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 4.040 MW<sub>th</sub><br />
|-<br />
| ''Generatorleistung''<br />
| 675 MW<br />
| 1.200 MW<br />
| 1.250 MW<br />
| 1.500 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrische Leistung (Netto)''<br />
| 600 MW<br />
| 1.100 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| 1.400 MW<br />
|-<br />
| ''Wirkungsgrad (Netto)''<br />
| 31 %<br />
| 32 %<br />
| 30 %<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrischer Eigenbedarf''<br />
| 75 MW<br />
| 133 MW<br />
| 250 MW<br />
| 100 MW<br />
|-<br />
| ''Projektierte Betriebsdauer''<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kernreaktor:'''<br />
|-<br />
| ''Zahl der Brennstoffbündel''<br />
| 145<br />
| 157<br />
| 157<br />
| 193<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstäbe pro Bündel''<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
|-<br />
| ''Aktive Höhe des Kerns''<br />
| 3,658 m<br />
| 4,267 m<br />
| 4,267 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Durchmesser des Kerns''<br />
| 2,921 m<br />
| 3,040 m<br />
| 3,040 m<br />
|-<br />
| ''Abbrand''<br />
| 55 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Energiedichte des Kerns''<br />
| 78,82 MW/m<sup>3</sup><br />
| 109,7 MW/m<sup>3</sup><!-- 572 kW/ft --><br />
| 187 W/cm<sup>3</sup><br />
| 181 W/cm<sup>3</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Reaktoreintrittstemperatur''<br />
| 279,5 °C<br />
| 279,4 °C<br />
| 279,4 °C<br />
|-<br />
| ''Reaktoraustrittstemperatur''<br />
| 315,6 °C<br />
| 324,7 °C<br />
| 324,7 °C<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Primärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Kreiselpumpen''<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Massenstrom pro Pumpe''<br />
| 2,485 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,970 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,968 m<sup>3</sup>/s<br />
| 6,010 m<sup>3</sup>/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Druck im Kreislauf''<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Maximale Förderhöhe''<br />
| 73,0 m<br />
| 111,3 m<br />
| 111,0 m<br />
| 111,3 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Rotationsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
|-<br />
| ''Druckhalter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampferzeuger''<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
|-<br />
| ''Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger''<br />
| 6.986 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger''<br />
| 6.307<br />
| 10.025<br />
| 10.025<br />
|-<br />
| ''Gesamtmasse''<br />
| 365,5 t<br />
| 663,7 t<br />
| 663,7 t<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Sekundärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewassertemperatur''<br />
| 224,0 °C<br />
| 226,7 °C<br />
| 226,7 °C<br />
|-<br />
| ''Dampftemperatur''<br />
| 272,7 °C<br />
| 272,8 °C<br />
| 272,8 °C<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampfdruck''<br />
| {{Konvert|5.74|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.76|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.61|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|6.02|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Dampfmassenstrom''<br />
| 1.063 kg/s<br />
| 1.889 kg/s<br />
| 1.888 kg/s<br />
| 2.244 kg/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Turbosätze''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz)''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz)''<br />
| 2<br />
| 3<br />
| 3<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Turbosatzaufbau''<br />
| HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Umdrehungsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
|-<br />
| ''Generatoren''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Scheinleistung''<br />
| 880 MVA<br />
| 1.375 MVA<br />
|-<br />
| ''Effektive Leistung''<br />
| 675 MW<sub>el</sub><br />
| 1.237 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewasserpumpen''<br />
| 2<br />
| 3<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Containment & Gebäude:'''<br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| {{Konvert|0.3160|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.5067|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4070|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4430|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Zahl der Sicherheitsbehälter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Maximale Bodenbeschleunigung''<br />
| 0,3 g<br />
| 0,3 g<br />
| <br />
| <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* [[Liste der Advanced Passive]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_3&diff=6224Benutzer:TZV/Spielwiese 32013-04-14T16:35:14Z<p>10.0.1.47: /* Wirtschaftlichkeit */ +</p>
<hr />
<div>Der '''Advanced Passive''' ist eine von der Westinghouse Electric Company entwickelte Baulinie mit [[Druckwasserreaktor]].<br />
<br />
== Diskussion ==<br />
Was wir wohl vielleicht mit beachten müssen ist, dass die Chinesen bereits in den 1990ern eine Abklatsche des AP600 vorgenommen haben mit dem AC-600 (Advanced Chinese), der wohl für die Entwicklung des AP1000 eine wichtige Rolle gespielt hat. Abgesehen davon: Wollen wir uns die Arbeit abschnittsweise aufteilen? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:10, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
:hmm, mit der geschichte kenn ich mich net aus. prinzipiell sollten wir aber nur das als roten faden nehmen, was auch in serie ging. den AP600 würde ich nur als idee ansehen, und eher in geschichte als bei versionen sehen. den EP1000 ebenso. Die abschnittsweise aufteilung wird sich zwangsläufig ergeben, wir werden aber auch mal beim anderen reinarbeiten müssen, zwecks korrektur, zusatzwissen etc. Ich schau erstmal auf die sicherheitstechnik, was ich später mach weiß ich noch net. Das ergibt sich dann. Gruß des Bootes, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:06, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Na klar muss man die nicht technisch behandeln, das kann man in den Versionen anmerken. Für die Entwicklung sind diese Linien aber sehr wichtig, also im entwicklungsgeschichtlichen Kontext. Der AP600 war zuerst da, daraus entstand mit einem dritten Loop unter dem EPP-Programm der EP1000, der zumindest für den Aufbau des Gebäudes 1:1 gleich mit dem heutigen AP1000 ist und die Basis darstellt, während der AP600 die vergrößerte technische Basis des AP1000 darstellt. Den AC-600 werde ich nur als einer der Abwandlungen darstellen, genauso wie andere Anlagen, die sich den AP zwar als Vorbild, jedoch nicht als Basis nehmen So nimmt auch der ACPR und der ACP den AP1000 als Basis, sind technisch aber völlig anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:35, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
Wegen der Tabelle: Schau dir das mal an, kann nicht alle Daten zusammen bekommen, Wäre eine einfache Aufteilung zwischen Primär und Sekundärkreislauf, sowie den einzelnen Anlagenteilen einfacher und übnersichtlicher? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:wo is die schwierigkeit? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:20, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Ich mein nur. Hast du ne Quelle für die anderen Daten? --[[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 19:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:::nö, wie auch. 80% sind luftnummern. Tu' dir doch einen gefallen und führ nur den AP1000 auf, da besteht die reelle chance das genug daten da sind. Der rest (vor allem erstmal CAP1400) ergibt sich dann mit der zeit. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:50, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::::Neja, die Daten die ich jetzt drinnen habe, bekomme ich auch zu 100&nbsp;% für die anderen Reaktoren, denn da gibt es bereits spezifizierte Daten, sowie eben für den AP600 und den AP1000. Für die anderen Daten eben nicht. Neja, ich nehme die dann raus und ordne die anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:26, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
Schau dir mal die Geschichte an, zum ACME schreibe ich später noch etwas. Soweit zufrieden? Und ich denke ich nehme den EP1000 unten aus der Tabelle, für den gibt es kaum Spezifikationen bzw. bis auf einige Unterschiede am Reaktorsystem ist der mit dem AP1000 identisch. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:12, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
:jutt, sieht gut aus. hab mal ein bisschen drübergeschrubbt. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:49, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Okay. Mit dem CAP1000 blicke ich noch nicht so ganz durch, um das zu klären habe ich aber mal Westinghouse angeschrieben und eine Mail an den PRIS-Admin gerichtet, der seine Kollegen in China mal fragen soll. Hat ja bei den CNP1000 auch toll geklappt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:17, 11. Apr. 2013 (CEST)<br />
Falls du mal wieder vorbei schauen solltest, schau mal alles so ein bisschen durch. Zum ACME: Soll ich das Textprogramm mit behandeln? Einige Versuche wurden bereits vorgenommen, darunter Versuche zur IVR bei einer Kernschmelze. Zu den Kosten: Wäre eine getrennte Tabelle mit Unterscheidung zwischen den amerikanischen Anlagen und den China-Werken bzw. überhaupt eine Tabelle angebracht? Das mit dem CAP1000 verstehe ich jetzt endlich, demnach hat der AP1000 in seiner internationalen Form in Haiyang und Sanmen in China keine weitere Verwendung, werden also durch CAP1000 ersetzt. Ich warte dazu noch auf die Antwort vom PRIS-Admin und immer noch Westinghouse. Der IAEA-Mensch hat jetzt erst mal seine Kollegen lokal gefragt. Das kann aber noch etwas dauern, weil ich neben dem CAP-Zeugs noch wegen anderem Zeugs angefragt habe. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:45, 14. Apr. 2013 (CEST)<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Intention zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors gab es erstmals zum Beginn der 1980er von Westinghouse und Mitsubishi. Grund dafür war die Intention von Hitachi, Toshiba und General Electric einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor zu entwickeln, der für Westinghouse als gefährliche Konkurrenz wahrgenommen wurde. Von Mitsubishi war die Siewasserreaktor-Sparte eher weniger als Konkurrenz angesehen geworden, allerdings unterzeichnete die deutsche Kraftwerk Union AG am 5.&nbsp;Oktober 1981 einen Vertrag mit Hitachi, Toshiba und Fuji Electric den [[KWU DWR-1300]] für den japanischen Markt anzupassen und zu lizenzieren. Die Tokio Electric Power Company (TEPCO) zeigte großes Interesse an dem Reaktor und kündigte bereits an, solch ein Modell zu errichten, sofern er lizenzierbar sei. Der Grund für die Wahl dieses Designs lag an der sicherheitstechnischen Fotschrittlichkeit die TEPCO und auch andere japanische Elektrizitätsgesellschaften dazu bewegte den Druckewasserreaktor der Kraftwerk Union als Möglichkeit für den Bau in Japan zu evaluieren. Eine sekundäre Furcht die seitens TEPCO bestand war die Gefahr eines Unfalles, wie es ihn 1979 im [[Kernkraftwerk Three Mile Island]] gab, weshalb man auf sicherere Modelle setzen wollte. Mitsubishi bot zu diesem Zeitpunkt nur von Westinghouse adaptierte Modelle der [[Generation II]] an, die auf japanische Vorgaben spezialisiert wurden. Ähnlich verhielt es sich in den USA bei Westinghouse. Da der Bau neuer Kernkraftwerke hohe Kosten verursachte, und die massiven sicherheitstechnischen Nachrüstungen an in Bau befindlichen Anlagen Kostenüberscheitungen verursachten, kam man bei Westinghouse zu dem Schluss ein neues Reaktormodell unter den neuen sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Bedingungen zu entwerfen. Das Projekt wurde unter der Bezeichnung ''Advanced PWR'', kurz ''APWR'' geplant.<ref>''The Oriental Economist, Band 50''. Oriental Economist, 1982. Seite 8.</ref><br />
<br />
=== Entwicklung ===<br />
Im Jahr 1982 unterzeichnete Westinghouse zusammen mit Mitsubishi und fünf weiteren japanischen Herstellern von Reaktorkomponenten den Finanzierungs- und Entwicklungsplan. Als Hauptziele wurden genannt:<ref>''Nuclear Engineering International, Band 27''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited. Seite 13.</ref><br />
* Änderung des Neutronenspektrums durch den Einsatz von Wasserplatzhaltern in den Brennelementen<br />
* Verringerung des Uranverbrauchs um etwa 20&nbsp;% durch Verringerung der Kerndichte<br />
* Ähnliche Leistung zu vorhandenen Modellen auf dem Markt der 1200 bis 1300 MW-Klasse<br />
* Vergrößerte Betriebsintervallen zwischen den Brennstoffwechseln bis zu 18 Monate<br />
* Bessere Flexibilität für den Lastfolgebetrieb<br />
<br />
Obwohl der Reaktor auch stark für den US-Markt geplant war, zeigte die Entwicklung bis in das Jahr 1984, dass der APWR sich als nicht wirtschaftlich genug darstellte, sodass er in den Vereinigten Staaten von Amerika nicht unter wirtschaftlichen Bedingungen errichtet werden könnte. Auch Mitsubishi hegte Bedenken, ob die Anlage in Japan realisiert werden könnte. Aufgrund der unterschiedlichen Anforderungen der Länder entschied sich Westinghouse das Design mit Mitsubishi ausschließlich für den japanischen Markt auszurichten und auf eine Leistung von rund 1350&nbsp;MW zu entwerfen.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Nuclear Power Experience: Nuclear power production''. IAEA, 1983. ISBN 920050583X. Seite 415.</ref> Um die Ausrichtung so gut wie möglich zu lancieren wurden die japanischen Kernkraftwerksbetreiber mit Druckwasserreaktoren eingeladen an der Entwicklung teilzuhaben.<ref>Kokusai Keizai Kōryū Zaidan: ''Journal of Japanese Trade & Industry''. Japan Economic Foundation, 1984. Seite 21.</ref><br />
<!--{{Hauptartikel|Mistubishi APWR}}--><br />
<br />
Die bereits erarbeiteten fortschrittlichen Errungenschaften adaptierte Westinghouse und wollte eine neue Version des [[Westinghouse M212]] entwerfen. Die M212 wurden nur dreimal gebaut ([[Kernkraftwerk Krško|Krško]], [[Kernkraftwerk Angra|Angra-1]] und [[Kernkraftwerk Bataan|Bataan]]) und waren nach Bewertung von Westinghouse einer der zuverlässigsten gelieferten Modelle der 640&nbsp;MW-Klasse, sowohl was die Verfügbarkeit, die Wirtschaftlichkeit, als auch den Anlagenbetrieb und Flexibilität anging. Dies nahm Westinghouse daher zum Anlass auf dieser Leistungsebene ein für den US-Markt und den Export ausgerichtetes Modell zu entwerfen. Als Basis wurde das letzte Projekt der M212-Reihe in Bataan auf den Philippinen gewählt.<ref>United States, u.a.: ''Fiscal Year 1985 Department of Energy Authorization: Nuclear fission R&D and waste management, Band 1;Band 4''. U.S. Government Printing Office, 1984. Seite 46.</ref> Als zweites Referenzwerk für die Einbindung moderner Reaktorsysteme wurde das [[Kernkraftwerk Beznau]] gewählt, eine kleinere Vorgängervariante des Werkes auf den Philippinen, die jedoch spezielle technische Erweiterungen nachgerüstet hatte, die kein Standard in Kernkraftwerken von Westinghouse waren. Als letzter und wichtigster Baustein wurden die Lehren aus dem [[Unfall von Three Mile Island]] gezogen. Das Projekt wurde zunächst nur unter der Bezeichnung ''„Westinghouse Two-Loop Plant“'' geführt.<ref>Alvin Martin Weinberg, u.a.: ''The Second nuclear era: a new start for nuclear power''. Praeger, 1985. Seite 237.</ref><br />
<br />
Noch im Jahr 1984 begann Westinghouse mit der Entwicklung dieses Reaktors im Rahmen einer Initiative des Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika.<ref name="Novak_WH">Vince Novak: ''Advanced Passive Technology: A global standard for nuclear plant requirements''. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Gegensatz zum APWR sollte der Entwurf für den US-Mark angepasst werden.<ref>''Power Engineering, Band 91''. PennWell Publishing Company, 1987. Seite 65.</ref> Da passive Merkmale des Kernkraftwerks überwiegen sollten spielte insbesondere der Aufbau des Gebäudes eine Rolle, weshalb das Architekturbüro Burns & Roe stark an dem Entwurf für den ''Advanced 600&nbsp;MW PWR'' beteiligt war. Bereits kurze Zeit profilierte sich die Bezeichnung ''Advanced Passive'' heraus, die sowohl die Fortschrittlichkeit des Designs, als auch die passiven Sicherheitsmerkmale hervorheben sollte. Das Programm für den 600&nbsp;MW starken Reaktor lief seither unter der Bezeichnung ''AP600'' weiter.<ref>Nuclear Engineering International: ''Nuclear Engineering International, Band 32,Ausgaben 390-401''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1987. Seite 56.</ref><ref>United States, u.a.: ''Fiscal year 1988 Department of Energy authorization: hearing before the Subcommittee on Energy Research and Development of the Committee on Science, Space, and Technology, House of Representatives, One hundredth Congress, first session, Bände 4-5''. U.S. Government Printing Office, 1988. Seite 303.</ref> Eines der wichtigsten Merkmale sollte der modulare Aufbau des Blocks sein, sodass mit einem hohen Grad an Vormontage die Teile per Baukastenprinzip zusammengesetzt werden können und ein Block innerhalb von drei Jahren errichtet werden könnte.<ref>European Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 1988. Seite 191.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1989 konnte der erste Entwurf für den Reaktor fertiggestellt werden. Im darauf folgendem Jahr erhielt Westinghouse einen Vertrag und 120&nbsp;Millionen Dollar vom Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika für das Entwerfen eines detaillierten Designs mit anschließender Lizenzierung bei der Nuclear Regulatory Commission. Bereits 1992 übermittelte Westinghouse der Behörde die Unterlagen zur Lizenzierung.<ref name="Novak_WH"/> Der Reaktor ist der erste seiner Art, der unter den neuen Bestimmungen der Nuclear Regulatory Commission lizenziert wurde und den Merkmalen der [[Generation III]] entspricht.<ref>United States. Dept. of Energy. Technical Information Center, u.a.: ''Nuclear safety''. Technical Information Center of the U.S. Dept. of Energy, 1992. Seite 148.</ref> Um die Funktionalität des Containments und der passiven Wärmeabfuhr zu demonstrieren errichtete Westinghouse den Advanced Plant Experiment-Teststand (kurz ''APEX'') an der Oregon State University. Dazu wurde das gesamte Reaktorsystem des AP600 maßstabsgetreu nachgebaut und entsprechende Experimente vorgenommen.<ref name="APEX_NRC">U.S. Nuclear Regulatory Commission: ''APEX-AP1000 Confirmatory Testing To Support AP1000 Design Certification (Non-Proprietary)''. [http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr1826/sr1826.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm3HNf7U Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben der Standardversion bot Westinghouse auch die Option noch einen speziellen Reaktor auf Basis des AP600 anzubieten, der waffenfähiges Plutonium verwenden könnte. Der PDR600 (für ''Plutonium Disposition Reactor'') war nur eine Option, die allerdings nur erwogen wurde als Alternative zum Einsatz von abgereicherten Plutonium als [[Mischoxid]]-Brennelemente in konventionellen Leichtwasserreaktoren und dem AP600.<ref>E.R. Merz, u.a.: ''Mixed Oxide Fuel (MOX) Exploitation and Destruction in Power Reactors''. Springer, 1995. ISBN 0792334736. Seite 104.</ref> Im September 1998 wurde das Design genehmigt und erhielt im Dezember 1999 seine Zertifizierung.<ref name="ARIS_AP600">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 75 - Advanced Passive pressurized water reactor (AP-600)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/6.AP-600.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm74vfaV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== European Passive Plant ===<br />
Im Jahr 1994 schlossen sich Westinghouse und das Konsortium GENESI, ein Gemeinschaftsunternehmen von Ansaldo und Fiat, sowie weitere europäische Unternehmen zusammen um die Technologie des AP600 für den europäischen Markt anzupassen. Auf dieser Basis wurde das ''European Passive Plant'' (kurz ''EPP'') ins Leben gerufen. Bis 1996 wurde auf Basis einer ersten Evaluierungsphase ein 1000&nbsp;MW starkes Reaktormodell als beste Lösung favorisiert. Innerhalb dieser Phase wurde das Reaktormodell ''EP1000'' (''EP'' für ''European Passive'' selten auch ''EPP1000'' in Anlehnung an das Programm) entworfen, die dem AP600 fast vollständig gleicht, allerdings statt nur zwei Loops eine zusätzliche dritte Schleife hat, um die Leistung von 1000&nbsp;MW zu erreichen. Noch 1996 wurde das Design mit den [[European Utility Requirements]] als Konform angesehen und war damals in Europa genehmigungsfähig. In einer zweiten Phase des Programms ab 1997 wurden entsprechende Sicherheitsanalysen durchgeführt, die für die Lizenzierung bei den jeweiligen Aufsichtsbehörden der Länder benötigt werden. Diese ''Designdefinition'' wurde 1998 abgeschlossen.<ref>Gianfranco Saiu: ''European Passive Plant Program Preliminary Safety Analyses to Support System Design''. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7424.PDF Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm7oMSte Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit der Intention von Westinghouse den kosteneffektiveren und einfacheren Aufbau des EP1000 zu verwerten wurde das Projekt im AP1000 fortgeführt. Das Reaktordesign EP1000 selbst wurde aufgegeben, lediglich das Gebäude, das European Passive Plant blieb erhalten, wurde so allerdings nicht mehr für die European Utility Requirements modernisiert, womit das Design de facto nicht mehr entwickelt wird.<ref>Gianfranco Saiu, u.a.: ''AP1000 Nuclear Power Plant Overview''. [http://www.ansaldonucleare.it/TPap0305/NNPP/NPP_37.pdf Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fm8on5JE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Modernere Marktbedingungen ===<br />
Im Jahr 1999 begann Westinghouse aufgrund einer Stagnation des Verkaufs von Kernreaktoren die Evaluierung einer Studie für einen größeren Reaktor auf Basis des AP600 und des EP1000. Der als ''AP1000'' designierte Reaktor sollte kosteneffektiver sein als seine Vorgänger. Als Basis für das Reaktorsystem sollte der AP600 dienen. Vornehmlich sollten die Komponenten einfach vergrößert werden und die Grenzwerte angehoben werden, um die 2-loop Anordnung beizubehalten. Als Basis für das Gebäude und die Hilfssysteme sollte der EP1000 dienen, der im Gegensatz zum AP600 in diesen Gesichtspunkten fortschrittlicher war. Die Anordnung der Gebäude sollte allerdings vom AP600 beibehalten werden und sich von der Größe her kaum unterscheiden.<ref>American Nuclear Society, u.a.: ''Transactions of the American Nuclear Society''. Academic Press, 2000. Seite 183.</ref> Vornehmlich spielt aber der wirtschaftliche Faktor eine Rolle.<ref name="ISBN_1420033778">William J. Nuttall: ''Nuclear Renaissance: Technologies and Policies for the Future of Nuclear Power''. CRC Press, 2004. ISBN 1420033778. Seite 128, 129.</ref> Die Leistung des Designs wurde von 610&nbsp;MW auf 1090&nbsp;MW netto angehoben. Durch diese Vergrößerung des Designs wurde die Leistung um rund 75&nbsp;% angehoben und die Kapitalkosten um rund 13&nbsp;% erhöht. Im Gegensatz zum AP600, der kalkulierte Kapitalkosten von 1400&nbsp;Dollar je Kilowatt hatte, war der AP1000 mit geschätzten 1000&nbsp;Dollar je Kilowatt günstiger. Westinghouse warb insbesondere damit, dass diese niedrigen Kosten den Reaktor sehr konkurrenzfähig zu Kohle- und Gaskraftwerken machen würde.<ref>United States, u.a.: ''Hydroelectric relicensing and nuclear energy: hearing before the Subcommittee on Energy and Air Quality of the Committee on Energy and Commerce, House of Representatives, One Hundred Seventh Congress, first session, June 27, 2001, Band 4''. U.S. G.P.O., 2001. Seite 70.</ref> Aufgrund der Aussichten beteiligten sich auch Électricité de France und British Nuclear Fuels. Auch Mitsubishi Heavy Industries beteiligte sich in den ersten Jahren am AP1000.<ref>Société française d'énergie nucléaire: ''Revue Générale Nucléaire: RGN, Ausgaben 1-3;Ausgaben 6-7''. Revue Générale de l'Electricité, 2001. Seite 68.</ref> Am 28.&nbsp;März 2002 stellte Westinghouse ein Gesuch für die Lizenzierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Comission.<ref>Nuclear Regulatory Commission: ''Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000)''. [http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000.html Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmA9GpUt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Advanced Plant Experiment-Teststand an der Oregon State University wurde im Jahr 2002 zur Absolvierung verschiedener Versuche zur Lizenzierung auf das System des AP1000 umgebaut. Im Juni 2003 und Juli 2004 wurden die entsprechende Versuche an der Anlage unternommen.<ref name="APEX_NRC"/><br />
<br />
Im Gegensatz zum AP600 wurde dem AP1000 bereits im Jahr 2003 in der Entwurfsphase unterstellt ein heißer Kandidat für den Neubau von Kernkraftwerken im nächsten Jahrzehnt von 2010 bis 2020 zu sein, sowohl national, als auch international.<ref>''New Statesman, Band 132,Ausgaben 4650-4657''. New Statesman, Limited, 2003. Seite 18</ref> Aufgrund der engen Partnerschaft mit Mitsubishi in den 1970ern und 1980ern im Bau der japanischen Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor beteiligte sich Mitsubishi Heavy Industries zusammen mit Westinghouse am AP1000.<ref>S. W. Heaberlin: ''A case for nuclear-generated electricity, or, Why I think nuclear power is cool and why it is important that you think so too''. Battelle Press, 2004. ISBN 1574771361. Seite 289.</ref> Im Januar 2006 wurde der AP1000 offiziell von der Nuclear Regulatory Commission zertifiziert.<ref>Brice Smith: ''Insurmountable risks: the dangers of using nuclear power to combat global climate change''. RDR Books, 2006. ISBN 1571431624. Seite 30.</ref> Mit dem Verkauf von Westinghouse an Toshiba, einen Konkurrenten von Mitubishi, stellte Mitsubishi Heavy Industries seine Beteiligung am AP1000 ein, erhielt aber im Gegenzug volle Lizenzrechte am APWR.<br />
<br />
=== China Advanced Passive ===<br />
Bereits 1989 adaptierte die Volksrepublik China den AP600 in ihrem eigenen Design, den AC600, der allerdings nur vom Konzept her auf dem AP600 basiert, technisch aber eine Eigenentwicklung ist. Der Reaktor war zwar technisch dafür ausgelegt auf 1000&nbsp;MW vergrößert zu werden, was aber nie gemacht wurde.<ref>B. Eliasson [Hrsg.], u.a.: ''Integrated Assessment of Sustainable Energy Systems in China: The China Energy Technology Program : a Framework for Decision Support in the Electric Sector of Shandong Province''. Springer, 2003. ISBN 1402011989. Seite 443.</ref><br />
<br />
Im Jahr 2004 schrieb die Volksrepublik China die Kernkraftwerksstandorte [[Yangjiang]] und [[Sanmen]] für Reaktoren der [[Generation III+]] international aus. Die Volksrepublik stellte den Bewerbern in Aussicht, dass deren Modell möglicherweise als Standardmodell für das ambitionierte Kernkraftwerksbauprogramm gewählt werden könnte. Westinghouse griff diese Chance auf und bewarb sich 2004 mit dem AP1000 für diesen Auftrag.<ref name="Business_2.0_Bd-5">''Business two-point-zero, Band 5,Ausgaben 7-11''. Imagine Media, 2004. Seite 152.</ref> Im Dezember 2006 erhielt Westinghouse den Zuschlag für den Bau von zwei AP1000 am Standort Yangjiang und zwei Reaktoren am Standort Sanmen. Zusammen belief sich der Auftragswert auf 5,3&nbsp;Milliarden Dollar.<ref>''Business India, Ausgaben 752-757''. A.H. Advani, 2007. Seite 123.</ref> Am 30.&nbsp;März 2007 verschob auf Anfrage der Nuclear Regulatory Commission die [[State Nuclear Power Technology Corporation]] den Standort für die Blöcke in Yangjiang nach [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang]], um den schnelleren Zubau der Reaktoren in Yangjiang mit heimischer Technik vom Typ [[CPR-1000]] zu ermöglichen. Ebenso wurde der sekundäre Vertragspartner Bechtel, der die AP1000 planen sollte, durch Stones & Webster Asia ersetzt. Hierdurch konnten beide Seiten gewinnen, da sowohl Yangjiang als auch Haiyang schneller zugebaut werden konnten als geplant.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 50,Ausgaben 7-11''. American Nuclear Society, 2007. Seite 61.</ref> Ein weiterer Grund für die Änderung des Architektenbüros war der Verkauf von BNFL an den japanischen Konzern Toshiba.<ref>Jack W. Plunkett: ''Plunkett's Energy Industry Almanac 2007 (E-Book): Energy Industry Market Research, Statistics, Trends and Leading Companies''. Plunkett Research, Ltd., 2006. ISBN 159392402X.</ref><br />
<br />
Westinghouse erklärte sich bei der Unterzeichnung des Vertrags bereit die Technologie an China zu verkaufen, allerdings ohne die Lizenzrechte, die nach wie vor bei Westinghouse lagen. Dieser Schritt stand teilweise ist starker Kritik und es gab Warnungen davor, dass sich Westinghouse damit neue Konkurrenz auf dem Markt schaffen würde mit einem Modell, dass der Konzern selbst entwickelt hatte.<ref>Atomic Insights: ''Westinghouse Sold AP1000 Technology Developed With American Taxpayer Assistance to China More than Three Years Ago'', 26.11.2010. [http://atomicinsights.com/2010/11/westinghouse-sold-ap1000-technology-developed-with-american-taxpayer-assistance-to-china-more-than-three-years-ago.html Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnUqppe6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Vertrag sieht allerdings weiter vor, dass ab Modellen über 1350&nbsp;MW elektrischer Leistung die Lizenzrechte vollständig der State Nuclear Power Technology Company (kurz ''SNPTC'') gehören und damit Westinghouse keine Kontrolle mehr über die Technologie hat. Die SNPTC nahm das zum Anlass zusammen mit dem Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute (kurz ''SNERDI'') die Entwicklung des CAP1400 zu verfolgen, eine vergrößerte 2-loop-Variante des AP1000 mit 1520&nbsp;MW Leistung. Langfristig sehe man auch das Potential einen 1700&nbsp;MW starken CAP1700 und einen 2200&nbsp;MW starken CAP2100 zu entwickeln, allerdings nur unter der Voraussetzung, dass das passive Containment-Kühlsystem bei diesen Leistungen realisiert werden kann.<ref>World Nuclear Association: ''Advanced Nuclear Power Reactors'', 19.03.2013. [http://world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Advanced-Nuclear-Power-Reactors/#.UWaP3zeZyC9 Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVHoVxi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Projekt CAP1400 läuft am Demonstrationsstandort [[Shidaowan]] unter der Bezeichnung ''Large Power Plant-1'', bzw. kurz ''LPP-1'', während der zunächst perspektivische CAP1700 unter der Projektbezeichnung ''Large Power Plant-2'', bzw. kurz ''LPP-2'', realisiert wird.<ref>Lin Qian (SNERDI): ''Technology Development, Design and Safety Features of the CNP300 and A New Small PWR'', Dezember 2011. Seite 9. [http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/CNP-300/Presentations/2011%20-%20Technology%20Development,%20Design%20and%20Safety%20Features%20of%20the%20CNP300%20and%20A%20New%20Small%20PWR.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVlIoxH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Trotz der Optionen für den CAP1400 und den folgenden größeren Modellen entwarf die SNPTC eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000, den CAP1000, der als Standardmodell nach den Demonstrationswerken in Sanmen und Haiyang für sämtliche Inlandskernkraftwerke und den Küstenstandorten infrage kommen soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012">Zhang Mingguang (SNPTC): ''AP1000/CAP1400设计工作进展汇报 Introduction of AP1000 Localized Standardization and CAP1400 Development'', 23.02.2012. [http://www.snptc.com/file/speech/08_AP1000%E6%A0%87%E5%87%86%E8%AE%BE%E8%AE%A1%E3%80%81%E9%87%8D%E5%A4%A7%E4%B8%93%E9%A1%B9CAP1400%E5%B7%A5%E4%BD%9C%EF%BC%88%E4%B8%8A%E6%B5%B7%E6%A0%B8%E5%B7%A5%E9%99%A2%EF%BC%89.pdf Abgerufen] am 11.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FnVrJocT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== ACME ====<br />
Für die Funktionsprüfung des CAP1400 wurde am Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität in Changping (Peking), an der auch beispielsweise der [[HTR-10]] steht, eine 6500&nbsp;Quadratmeter große Forschungseinrichtung ({{Koordinaten|lat=40.25766|lon=116.154479|name=Advanced Core-cooling Mechanism Experiment Facility|notop=1}}) geschaffen.<ref name="Dynabond_P3_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 3'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=2 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBChW21 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit dem Bau der Gebäude wurde am 28.&nbsp;Mai 2010 begonnen<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/> und mit dem Bau in den Gebäuden am 28.&nbsp;März 2012 fortgefahren. Das Forschungsprogramm um das es sich handelt ist das Advanced Core-cooling Mechanism Experiment, dass in den beiden aufgeteilt ist. Ein Gebäude enthält ein vollständiges, maßstabsgetreues Modell des CAP1400-Primärsystems, mit dem diverse Unfallszenarien erprobt werden sollen. In einem zweiten Gebäude soll die Funktionsfähigkeit des passiven Containmentkühlsystems erprobt werden soll.<ref>World Nuclear News: ''CAP1400 test facility under construction'', 04.04.2012. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-CAP1400_test_facility_under_construction-0404124.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsD4hkNu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Der Eigentümer und Betreiber der Anlage ist das State Nuclear Power Technology R&D Center (SNPTRD), ein Gemeinschaftsunternehmen der State Nuclear Power Technology Corporation und der Tsinghua Universität.<br />
<br />
<!-- Advanced Core-cooling Mechanism Experiment (Link siehe unter CAP1400 bei WNA vom 4. April 2012)--><br />
<br />
* http://www.snptrd.com/templates/en_second/index.aspx?nodeid=191 /Testprogramm - einbinden?<br />
* Ergebnisse erläutern<br />
<br />
==== Kritik ====<br />
Die Grenze von 1350&nbsp;MW für die Abgabe der Lizenzrechte wurde von Westinghouse nicht grundlos gewählt. Frühere Evaluierungen zeigten, dass das Gebäudedesign des AP1000 über diese Leistungsgrenze hinaus schlicht untauglich ist und die Wasservolumen für den Passive Containment Cooling Water Storage Tank viel zu groß wären. Westinghouse hatte bereits beim Entwurf für den AP1000 große Probleme die Wasservolumen unterzubringen, ohne das Reaktorgebäude abzuändern oder das System zu modifizieren. Im ursprünglichen Schildgebäude des AP1000 befanden sich rund 3300&nbsp;Kubikmeter Wasser im Lagertank und zusätzliche 1700&nbsp;Kubikmeter. Aufgrund von Problemen mit dem Gebäude und eines instabilen Designs musste Westinghouse diese Wasservolumen verlagern und das Gebäude leicht abändern zur AP1000 Revision&nbsp;18. Die Volksrepublik China orientiert sich allerdings am älteren Entwurf der Revision&nbsp;15. Aufgrund dessen und der evaluierten Grundtauglichkeit gibt Westinghouse auf den Technologietransfer keine Gewährleistung, dass die Abänderung des Designs in diesen Größendimensionen über 1350&nbsp;MW erfolgreich ist. Für den CAP1400 wären bei der Beibehaltung der gleichen Zeitspannen für die Funktion des passiven Kühlsystems rund 7000&nbsp;Kubikmeter Wasser nötig, von denen 2400&nbsp;Kubikmeter auf dem Schildgebäude untergebracht werden müssten, 4600&nbsp;Kubikmeter in den Lagertanks. Dies erfordert einen völlig neuen Entwurf des Schildgebäudes. Für den CAP1700 kann das System fast nicht mehr realisiert werden aufgrund der großen Lasten, die durch das auf dem Schildgebäude gespeicherten Wasser entstehen. E. Markey von der Nuclear Regulatory Commission meint, dass die Entwicklung des CAP1400 die äußerste Leistungsgrenze des Advanced Passive bildet und die Entwicklung in China deshalb bei diesem Design in einer Sackgasse enden wird.<ref name="CAP1400_Sinablog">莽原生的BLOG: ''核电自主知识产权走进了死胡同'', 30.12.2011. [http://blog.sina.com.cn/s/blog_49afaa750101183d.html Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://archive.is/l1Let Archivierte Version] bei [http://archive.is Archive.is])</ref><br />
<br />
Bei Anlagen unter 1350&nbsp;MW schloss Westinghouse einen eigentlichen Technologietransfer aus. Daher wird die Produktion des AP1000 in China durch eigene Produktionsstätten lokalisiert aber bis auf wenige Komponenten aus der Eigenentwicklung unmodifiziert bleiben. Westinghouse verweigerte konkret den Technologietransfer betreffend der Hauptumwälzpumpen, der Primärschleifen, verschiedener Ventile und der schweren Schmiedestücke aus dem nuklearen und nichtnuklearen Anlagenteil. Da Westinghouse die Großkomponenten nicht selbst fertige haben Hersteller auf der ganzen Welt verteilt die Fertigungspraktiken für die Komponenten entwickelt. Diese Techniken wurden vertraglich seitens Westinghouse nicht beschafft. Die Volksrepublik China musste daher entweder die Hersteller selbst um Übermittlung der Verfahren bitten oder eigene Verfahren anwenden bzw. entwickeln.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
Der Nuclear Regulatory Commission wurde vorgeworfen bei der Übertragung der Technologie absichtlich den AP1000 bereits kurz zuvor in der Revision&nbsp;15 genehmigt zu haben, um China nicht den letzten Stand der Entwicklung übermitteln zu müssen. Obwohl die Probleme mit der Pumpe, die eine fehlerhafte Abschirmung gegen Strahlung aufwies und das Problem mit der Instabilität des Schildgebäudes bekannt war, genehmigte die Nuclear Regulatory Commission diese Version. Kurz nach Beendigung des Transfers wurde die Revision&nbsp;18 der Nuclear Regulatory Commission übermittelt und genehmigt. Die Nuclear Regulatory Commission wies die Anschuldigung vorsätzlich das schlechtere Modell lizenziert zu haben zurück.<ref name="CAP1400_Sinablog"/><br />
<br />
== Technik ==<br />
<br />
=== Kreisprozess ===<br />
==== Reaktordruckbehälter ====<br />
==== Druckhalter ====<br />
==== Dampferzeuger ====<br />
==== Turbosatz ====<br />
==== Kondensatoren ====<br />
<br />
=== Sicherheitstechnik ===<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf pccs, hydrogen, paccwast<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf irwst 2 std saturierung, rhx, 2x cmt bor, accumulatoren 2 borwasser, irwstbor, irswst cavitiy/sump flooding, 2x spargers x4x arm, rrwst screens, squib valve depress, versagenfälle <br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-5.pdf containment spray?, cont vol<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2015/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2015%20Section%2015-6.pdf melt?<br />
<br />
<br />
==== Überblick ====<br />
==== Subsysteme ====<br />
Das Sicherheitskonzept des AP1000 enthält verschiedene Subsysteme an verschiedenen Positionen im Kraftwerk, welche hier aufgelistet werden. Diese Systeme befinden sich im inneren Sicherheitsbehälter: <br />
<br />
* '''In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST):''' Das nierenförmige Flutbecken befindet sich beim AP1000 auf einer Seite des Containments, und umgibt einen Dampferzeuger. Es enthält 2069,9 m³ mit Borsäure versetztes Wasser. Um seine passive Kühlfunktion erfüllen zu können, ist das Wasser auf einem höheren Niveau untergebacht als der Reaktordruckbehälter (RDB). Es enthält zwei Gasverteiler (''engl. spargers'') mit je vier Füßen, welche Wasserdampf aus dem Druckhalter in das Becken blasen können, um die Kreisläufe zu entdrucken und den Dampf auszukondensieren. Das IRWST dient auch zur Flutung des Raumes über dem Reaktordruckbehälter zum BE-Wechsel und zur Flutung der Reaktorgrube. Beim Runterfahren des Reaktors wird das Heißwasser aus dem Kern passiv durch Konvention in einen Wärmetauscher (''engl. passive residual heat removal, PRHR'') im IRWST geleitet, kühlt dort ab und fließt zurück in den tiefer liegenden Dampferzeuger, und von dort in den Reaktordruckbehälter (RDB). Bei einem Kühlmittelverlststörfall wird das Wasser des IRWST durch Schwerkraft über einen Abfluss am Boden des Beckens in den Reaktordruckbehälter geleitet. Zum Schutz vor Fremdkörpern ist dies mit einem Gitter versehen. Durch die großzügige Wassermenge dauert es nach einer RESA etwa zwei Stunden, bis die [[Nachzerfallswärme]] das Wasser zum Sieden bringt. Bei einem Kernschmelzunfall kann das IRWST-Wasser durch ein Motor- oder Sprengventil in die Reaktorgrube geschüttet werden, um die IVR in Gang zu setzen.<ref><br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''In-vessel Retention (IVR):''' Statt eines externen [[Kernfänger]]s soll das Corium bei einem [[Kernschmelze|Kernschmelzunfall]] im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden. Zu diesem Zweck ist der RDB mit Leitblechen verkleidet, welche die Strömung um das Gefäß kontrollieren sollen. Ab Boden befindet sich der Einlass, sodass der unterste Punkt des Plenums angeströmt werden kann. Dort erwärmt sich das Wasser, und das Wasser-Dampf-Gemisch wird durch die Leitbleche direkt am RDB nach oben geführt. Im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters ist das Wasser vollständig verdampft, und der Dampf wird vor den Flanschen freigegeben, um in das Containment zu strömen.<ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0319/ML031920123.pdf</ref><ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0424/ML042460184.pdf</ref><br />
<br />
* '''Accumulator:''' Zwei Sammeltanks mit je 56,6 m³ boriertem Wasser sind mit Stickstoff unter 5,5 MPa Druck gesetzt, und pressen bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) Wasser in die Primärkreisläufe. Der Auslass speist in dieselbe Leitung wie die CMTs.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Core Makeup Tank (CMT):''' Zwei Tanks mit je 70,8 m³ boriertem Wasser sind über Diffusoren an die Rückströmleitungen zum RDB abgeschlossen, und besitzen deshalb im Betrieb denselben Druck wie der Primärkreis. Der Ausfluss läuft über ein Ventil in eine Sammelschiene, in die auch der jeweilige Accumulator einspeist, und welche in den Reaktordruckbehälter führt. Der tiefere Sinn hinter dieser Konstruktion ist, dass bei einem Kühlmittelverluststörfall die Rückströmleitungen zum RDB mit Dampf gefüllt sind (Druckverlust im Kreislauf), das Wasser in den CMTs aber einen höheren Druck besitzt (Kreislaufdruck vor LOCA), und somit in den Kreislauf strömt, und dort an den tiefsten Punkt, den Reaktordruckbehälter. Das System ersetzt auch die Notborierung, und kann bei kleinen Lecks für genug Wasser im Kreislauf sorgen, da es höher als dieser liegt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Spent Fuel Pit Cooling system:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Kann Wasser zwischen dem IRWST und dem Abklingbecken umwälzen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:<br />
<br />
* ''' Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST):''' Ein ringförmiger Wassertank auf dem Containmentdach, mit einem Kamin in der Mitte. Der Tank enthält 2864 m³ demineralisiertes Wasser, welches auf das Stahlcontainment rieseln kann um die Wärmeabfuhr und den Wärmeübergang zu verbessern, oder in das Abklingbecken geleitet werden kann. Im Bandfall kann auch ein Teil des Wassers aus dem Tank entnommen werden. Der Wasserfluss auf die Containmentkuppel wird aktiviert, wenn der Innendruck im Sicherheitsbehälter einen kritischen Wert übersteigt. Die Ventile unter dem PCCWST werden wenn nötig beheizt um die Temperatur stets über 10°C zu halten, um ein Festfrieren zu verhindern. Das Wasser kann dann über vier Öffnungen in Körbe beleitet werden, welche ein exzessives Spritzen verhinden sollen, wenn das Wasser auf die Stahlkuppel trifft. Auf der Kuppel sind Trennwände befestigt, welche einen gleichmäßigen Wasserfluss zu allen Seiten garantieren. Das Wasserinventar reicht aus, um die Kuppel für drei Tage zu berieseln.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Passive Containment Cooling Ancillary Water Storage Tank (PCCAWST):''' Ein zusätzlicher zylindrischer Wassertank neben dem Gebäude, welcher etwa 2952 m³ demineralisiertes Wasser enthält. Das Wasser kann über zwei Zentrifugalpumpen mit je 100% Pumpleistung zwischen PCCWST und PCCAWST gefördert werden, oder in das Abklingbecken gespeist werden. Das Wasser zwischen PCCWST und PCCAWST wird wöchentlich umgeschichtet, um Algenbildung oder Gefrieren zu vermeiden. Aus diesem Grund enthält der PCCAWST noch ein Heizgerät (''engl. Recirculation Heater''), bei Bedarf kann auch Wasserstoffperoxid aus einem Tank (''engl. Chemical Addition Tank'') eingepritzt werden, um biologisches abzutöten. Die Wassermassen des PCCAWST reichen aus, um das Containmentkühlsystem für weitere vier Tage betreiben zu können.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
* '''Chemical and Volume Control System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Es steuert den Borsäuregehalt im Wasser des Primärkreislaufes, und damit der Reaktorleistung. Das System füllt auch die Accumulators auf wenn diese leer sind, und boriert das Abkling- und Flutbecken.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Die Wärme des Systems wird vom Component Cooling Water System abgeführt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref><br />
<br />
*'''Normal Residual Heat Removal System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Saugt das warme Wasser des IRWST über Gitter an, wenn dieses weniger als 176°C hat, und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System. Das System arbeitet mit zwei Pumpen, mit je 100% Kühlleistung.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Component Cooling Water System:''' Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Nimmt die Wärme der Reaktorkühlmittelpumpen, des ''Chemical and Volume Control System'', des ''Normal Residual Heat Removal System'' und der flüssigen radioaktiven Abfälle auf.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Die Wärme wird dann an das ''Service Water System'' weitergereicht.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Service Water System:''' Das Service Water System nimmt die Wärme aus dem Component Cooling Water System durch einen Wärmetauscher, welcher sich im Turbinengebäude befindet, und führt die Wärme zu zwei kleinen elektrisch betriebenen Kühltürmen mit Basin. Aus diesem wird das niedergeschlagene Wasser gesaugt, welches seine Wärme an die Atmosphäre abgegeben hat. Der Kreislauf besitzt zwei Pumpen mit 100% Kühlleistung.<ref>http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/ap1000/dcd/Tier%202/Chapter%209/9-2_r11.pdf</ref><br />
<br />
==== Karenzzeit ====<br />
<br />
Kernkraftwerke benötigen bei gewissen Unfallszenarien eine externe Wasser- oder Stromzufuhr, um die [[Nachzerfallswärme]] abzuführen. Die Zeit zwischen dem Eintritt des Unfalles und der Notwendigkeit einer externen Hilfe wird dabei als Karenzzeit bezeichnet. Wieviel Zeit dem Personal und der Betriebsfeuerwehr dafür zur Verfügung steht hängt von der Art der Anlage ab. In dieser Zeit muss eine externe Wasser- und/oder Stromzufuhr aufgebaut werden, da es sonst zu einem auslegungsüberschreitenden Unfall kommt. Bei modernen Kernkraftwerken wurde diese Zeitspanne deutlich erhöht, um auch unter widrigen Bedingungen eine rechtzeitige Einspeisung zu gewährleisten. Die Karenzzeiten des AP1000 sind groß genug, um die Anforderungen der [[European Utility Requirements]] (EUR) zu erfüllen.<br />
<br />
Der AP1000 verwendet hauptsächlich passive Sicherheitssysteme, während beim EPR mehr Augenmerk auf aktive Systeme gelegt wurde. Aktive Systeme benötigen für ihre Funktion elektrische Energie, während passive Systeme auf physikalischen Grundprinzipien wie Schwerkraft, kommunizierende Röhren, Dichteänderungen usw. basieren. Die Karenzzeit eines AP1000 ist damit von der Verfügbarkeit elektrischer Energie weitgehend unabhängig. Durch das Design kann die 12-Stunden-Regel der EUR, wonach in den ersten 12 Stunden nach Unfallbeginn darf kein Venting notwendig sein darf, stets erfüllt werden.<br />
<br />
*'''Normales Herunterfahren der Anlage:''' In diesem Fall wird der Reaktor durch das Einfahren der Steuerstäbe unterkritisch. Das Ventil am Primärkreis wird nun geöffnet, so dass das Heißwasser des Primärkreislaufes durch den PRHR-Wärmetauscher in das Flutbecken abgegeben werden kann. Damit kann der Reaktor in 36 Stunden auf 215°C heruntergekühlt werden, unabhängig davon ob die Pumpen des Primärkreises arbeiten. Da der Druck im Kreislauf durch Abblasung von Dampf aus dem Druckhalter in das Flutbecken sinkt, speisen die CMTs automatisch boriertes Wasser in den Primärkreis.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Das Normal Residual Heat Removal System saugt das warme Wasser des IRWST an und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System, welches die Nachzerfallswärme an das Service Water System abgibt, welches diese an die Atmosphäre weiterreicht. Alle Wärmeabfuhrsysteme ab dem Flutbecken sind auf elektrische Pumpen und somit Energie angewiesen.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung:''' Dies wird von der britischen Aufsichtsbehörde als Auslegungsstörfall behandelt, da das System bei Umgebungsdruck in den heißen Kern speist, und es deshalb vorkommen kann, das der Kern beim Kühlmittelverluststörfall komplett trockenfällt und anschmilzt. Konkret wird damit gerechnet, das 1% des Zirconiums mit den wiedereinfließenden Wasser reagiert, wenn der Reaktorkern durch die Flut gequencht wird.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf</ref> Kommt es zum Bruch, speisen sofort die CMTs in den Primärkreislauf, da dessen Druck sinkt. Bei unter 48 bar Kreislaufdruck pressen auch die Accumulators ihr Wasserinventar in den Reaktordruckbehälter. Ist der Druck im Kreislauf auf Umgebungsniveau gefallen, fließt das IRWST-Wasser schwerkraftbedingt in den RDB. Um bei relativ kleinen Lecks schnell Umgebungsdruck zu erreichen, damit die Masse des IRWST-Wassers zur Verfügung steht, wird der Kreislauf bei einem Kühlmittelverluststörfall auch über den Druckhalter ins Flutbecken entdruckt. Das verdampfte Wasser aus der Bruchstelle sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Bruch der Speisewasserleitungen:''' Irrelevant, da die Dampferzeuger nichts zur Karenzzeit beitragen, und der AP1000 auch kein '' Emergency Feedwater System (EFWS)'' besitzt. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
*'''Ausfall der Hauptwärmesenke:''' Irrelevant, da die Nachzerfallswärme an seperate, elektrisch betriebene Kühltürme mit Basin abgegeben wird. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage. Der AP1000 erfüllt damit die 72-Stunden-Regel der European Utility Requirements (EUR).<br />
<br />
*'''Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke:''' In diesem Szenario kann die Nachzerfallswärme nach der [[Reaktorschnellabschaltung]] nicht mehr regulär abgeführt werden. Da die Kühlkette PRHR-IRWST-CCWS-SWS nicht mehr zur Verfügung steht, da CCWS, SWS und die Kühltürme auf elektrische Energie angewiesen sind, siedet das Wasser im Flutbecken nach zwei Stunden. Das verdampfte Wasser sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu drei Tage lang durch den PCCWST berieselt werden.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> <br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Ausfall der Stromversorgung:''' Entspricht dem Fall ''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung'', nur dass die Containmentkuppel nur für drei Tage durch den Dachtank berieselt werden kann. Die 24-Stunden-Regel der EUR wird deshalb mühelos erfüllt.<br />
<br />
*'''Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Siebverstopfung:''' Die britische Aufsichtsbehörde widmet sich besonders dem Sieb am Boden des Flutbeckens, da bei einer Verstopfung desselben ein Nachfüllen des RDBs im Kühlmittelverluststörfall nicht mehr möglich wäre, bzw. zu langsam erfolgen könnte. Der Sieb hält alle Teile auf, die größer als 1,6 mm sind, und wird regelmäßig gereinigt. Eine Verstopfung wird deshalb im britischen Zulassungsverfahren nicht berücksichtigt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref> Falls dies doch der Fall sein sollte kommt es zur Kernschmelze, da die Wassereinspeisung in den RDB zu schwach, oder garnicht stattfindet. Das Wasserinventar des IRWST wird dann über elektrische oder Sprengventile in die Reaktorgrube geleitet, um die IVR in Gang zu setzen. Das verdampfte Wasser des Sumpfes sammelt sich im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück durch das Flutbecken in die Grube geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen, wenn elektrische Energie vorhanden ist.<br />
<br />
=== Steuerungstechnik ===<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-4.pdf<br />
<br />
=== Versionen ===<br />
Der Advanced Passive wurde mit der Zeit mit verschiedenen Auslegungen, Leistungsgrößen und Parametern in mehreren Versionen weiterentwickelt. Alle Designs bauen auf dem AP600 als Ursprungsversion auf. Während die AP-Reihe, inklusive der EP-Reihe, ausnahmslos nach dem gleichen Muster entworfen wurde, basiert nur der CAP1000 direkt auf dem AP1000. Die anderen Modelle der Chinesischen CAP-Reihe orientieren sich zwar am gleichen Aufbau, weißen aber andere Parameter und Veränderungen der Bauteile auf.<br />
<br />
==== AP600 ====<br />
Der AP600 ist die erste Version des Advanced Passive und bildet die Basis für sämtliche folgende Reaktoren. Der Block ist ein Modell der mittleren Leistungsklasse zwischen 300 und 700&nbsp;MW. Bei einer thermische Leistung von 1940&nbsp;MW erreicht der Block eine maximale Generatorleistung von 675&nbsp;MW, von denen 600&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden. Des Fokus bei diesem Modell wurde auf den effizienten Betrieb mit hoher Auslastung und möglichst kompakten Wartungen gelegt. Da sämtliche Komponenten des AP600 bereits erprobt waren, war der Bau eines Prototyps überflüssig. In den 1990ern wurde auf Anforderung der Nuclear Regulatory Commission das Shield Building auf das Design des European Passive Plant angepasst womit das Wasservolumen des im Gebäude integrierten Tanks für das passive Containmentkühlsystem vergrößert werden konnten.<ref name="ARIS_AP600"/> Nach der Zertifizierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Commission bot Westinghouse den AP600 nicht mehr auf dem Markt an. Kein Exemplar wurde jemals errichtet.<ref>Great Britain: Parliament: House of Commons: Environmental Audit Committee: ''Keeping the Lights On: Nuclear, Renewables and Climate Change, Sixth Report of Session 2005-06, Vol. 3: Written Evidence''. The Stationery Office, 2006. ISBN 0215028368. Seite 449.</ref><ref>''ENR, Band 257,Ausgaben 9-17''. McGraw-Hill, 2006. Seite 155.</ref><ref>Henry D. Sokolski: ''Nuclear Power's Global Expansion: Weighing Its Costs and Risks''. Strategic Studies Institute, 2010. ISBN 1584874783.</ref><br />
<br />
Obwohl der AP600 praktisch aufgegeben wurde sind in Kernkraftwerken von Westinghouse weltweit Errungenschaften aus dessen Entwicklung eingeflossen. So wurde beispielsweise das das Prozessschutzsystem Eagle&nbsp;21 bereits vor der Zertifizierung in den Kernkraftwerken [[Kernkraftwerk Zion|Zion]], [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]], [[Kernkraftwerk Sequoyah|Sequoyah]] und [[Kernkraftwerk South Texas|South Texas]] integriert. Das Informationssystem ANIS und das fortgeschrittene Alarmmanagementsystem AWARE findet Anwendung im [[Kernkraftwerk Beznau]]. Das Leittechniksystem sowie das integrierte Schutzsystem finden Anwendung im [[Kernkraftwerk Sizewell|Kernkraftwerk Sizewell&nbsp;B]]. Das Kontroll- und Leittechnikkontroll- und -schutzsystem wurde in der vollen Anwendung erstmals in den Blöcke 1 und 2 des [[Kernkraftwerk Temelín|Kernkraftwerks Temelín]] verbaut, darunter auch der fortschrittliche Kontrollraum des AP600.<ref>Vince Novak: ''ADVANCED PASSIVE TECHNOLOGY: A GLOBAL STANDARD FOR NUCLEAR PLANT REQUIREMENTS''. Seite 2. [http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf Abgerufen] am 08.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FjVvzihC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== EP1000 ====<br />
Der European Passive 1000 wurde im Rahmen des European Passive Plant Projekts zwischen 1994 und 1996 entworfen. Der Block orientiert sich am AP600 und erreicht seine höhere thermische Leistung von 2900&nbsp;MW mit einer elektrischen Leistung von 1000&nbsp;MW durch das Anfügen einen dritten Loops und die Verwendung eines größeren Reaktordruckbehälter mit 193&nbsp;Brennelementen. Hauptaugenmerk wurde bei dem Design auf die europäischen Anforderungen gelegt und macht sich durch einen hohen Grad der Lokalisierung als vornehmlich europäisches Design seinen Namen. Das Design wurde unter anderem von DTN (Spanien) Electricité de France (Frenkreich), ENEL (Italien und Spanien), Imatran Voima Oy (Finnland) Tractebel Energy Engineering (Belgien), dem Unterausschuss Kernenergie (Schweiz, Repräsentiert bei der Nordostschweizerischen Kraftwerke AG in Beznau) und Vattenfall (Schweden) als optionales fortgeschrittenes Design für den Neubau von Kernkraftwerken gehandelt, weshalb sich die Unternehmen an der Entwicklung beteiligten. Obwohl das Design unter den European Utility Requirements genehmigt wurde gibt es einzelne Elemente, die nach wie vor nicht den EUR-Anforderungen entsprachen, darunter unter anderem die Auslegung der Elektrizitätsversorgung, die nur über eine Hauptversorgung gesichert ist und es keine redundante unabhängige Stromanschlüsse für den Block gibt. Das führt bei einem etwaigen Blackout dazu, dass einige wichtige Systeme keine Spannung mehr anliegen haben und daher nicht funktionell sind. Weitere Differenzen gab es in bestimmten Nebensystemen des Werks, weshalb eine weitere Entwicklung des EP1000 nötig gewesen wäre.<ref>Kathring J. King, u.a.: ''Status of European Passive Plant Program (EP1000)'', 19.04.1999. [http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7428.PDF Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHKqFMb Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Mit der Entwicklung des AP1000 ab 1999 endete auch langsam die Entwicklung des EP1000, dessen Entwürfe und Errungenschaften in den AP1000 einflossen. In der Revision&nbsp;C der European Utility Requirements löste der AP1000 den EP1000 ab.<ref name="EP1000_2004">K. J. Demetri, u.a.: ''European Utility Requirements (EUR) Volume 3 Assessment<br />
for AP1000'', 13.06.2004. [https://iaea.org/OurWork/ST/NE/NENP/NPTDS/Downloads/TWG2002_LWRHWR/italy_lwr_part3.pdf Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpHlVJiG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wird seit etwa 2004 nicht mehr weiterverfolgt und ist nicht mehr auf dem Markt erhältlich.<br />
<br />
==== AP1000 ====<br />
Auf Basis des European Passive Plant<ref name="EP1000_2004"/> und des AP600 wurde der AP1000 entwickelt. Der Block erreicht bei einer Reaktorleistung von 3400&nbsp;MW<sub>th</sub> eine elektrische Bruttoleistung von 1200&nbsp;MW, von denen netto 1100&nbsp;MW ausgespeist werden können. Ausgelegt ist der AP1000 sowohl für den Grundlastbetrieb, als auch für die Lastfolge. Während das Gebäude des AP1000 im wesentlichen auf dem des EP1000 basiert ist das nukleare Dampferzeugersystem im wesentlichen nur eine vergrößerte Variante des AP600 und damit eigentlich weitestgehend mit ihm identisch.<ref name="ARIS_AP1000">Advanced Reactors Information System der [[IAEA]]: ''Status report 81 - Advanced Passive PWR (AP 1000)''. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/7.AP1000.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FqbTOtQx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Projekte mit dem AP1000 als von Westinghouse angebotenes Standardmodell werden unter anderem in den Vereinigten Staaten von Amerika, sowie der Volksrepublik China realisiert<ref name="ARIS_AP1000"/> und sind in Indien bereits vertraglich in Planung. Neben diesen Projekten nimmt Westinghouse mit dem Modell an diversen Ausschreibungen in dem vereinigten Königreich, Kanada, der Slowakei und Tschechien teil. Langfristig bieten Brasilien, Ungarn und Polen mögliche Märkte für den Reaktor.<br />
<br />
Im Jahr 2004 wurde Westinghouse ein Teil von NuStart, einem US-Konsortium, dass den neuen Lizensierungsweg der Nuclear Regulatory Commission mit kombinierten Bau- und Betriebslizenzen erproben sollte und die Tauglichkeit dessen beweisen sollte. Auch hier gab es die Aussicht für den Bau einer Doppelblockanlage mit AP1000 für Westinghouse.<ref name="Business_2.0_Bd-5"/> Zunächst war das Unternehmen für die Beschaffung der kombinierten Bau- und Betriebslizenz für das Referenzwerk mit zwei AP1000 am [[Kernkraftwerk Bellefonte]] (Block 3 und 4) und eines [[ESBWR]] von General Electric am [[Kernkraftwerk Grand Gulf]] (Block 3) tätig. Allerdings wurden die Blöcke in Bellefonte und Grand Gulf storniert, weshalb der Referenzwerk-Status für den AP1000 auf das [[Kernkraftwerk Vogtle]] (Block 3 und 4) übertragen wurde und auf das [[Kernkraftwerk Fermi]] (Block 3) für den ESBWR. Beide Kernkraftwerke erhielten erfolgreich ihre kombinierten Bau- und Betriebslizenzen, woraufhin das Unternehmen am 30.&nbsp;Juni 2012 aufgelöst wurde.<ref>NuStart Energy: ''About Us''. [http://www.nustartenergy.com/about-us Abgerufen] am 10.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FmW6VJF9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#AP1000}}<br />
<br />
==== CAP1000 ====<br />
Der CAP1000 ist eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000. Im Gegensatz zum AP1000 selbst wurde das Modell den chinesischen Anforderungen angepasst und die Materialien, sowie Komponenten abgeändert oder durch chinesische ersetzt. Die Linie hat im Gegensatz zum AP1000 allerdings teilweise schlechtere Parameter. Weiter ist der Aufbau von mehrblöckigen Anlagen reorganisiert und vereinfacht worden, was aufgrund der lokalen Vorschriften für die Inlandskrankraftwerke notwendig war. Der AP1000 wäre für den Bau im Inland nicht genehmigungsfähig gewesen. Weiter wurden Lehren aus dem Unfall im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] implementiert, darunter die Verbesserung der langfristigen Wasserquellen, langfristige Stromversorgung und ein Gebäude für Notfallsituationen mit Notschaltwarte, die der AP1000 nicht standardmäßig hat. Abänderungen fanden weiter an den Kennwerten der Anlage statt, so wurden unter anderem die Betriebstemperaturen und Drücke verringert, sowie der Auslegungsdruck des Containments verringert. Es handelt sich dabei um die chinesische Standardversion, die im großen Maßstab an den Inlandsstandorten und den Küstenstandorten errichtet werden soll.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Insgesamt sind 80&nbsp;% des Equipments baugleich, höher als beim AP1000, lediglich 20&nbsp;% der Anlage sollen entsprechend auf den Standort ausgerichtet werden. Dadurch soll möglichst ein hoher Grad der Standardisierung erreicht werden.<ref>Dynabond: ''Three nuclear groups plan to unify nuclear standard'', 31.01.2012. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5435-three-nuclear-groups-plan-to-unify-nuclear-standard Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsCibM6G Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Entwicklung des Modells soll im Juni 2013 abgeschlossen werden und die Baulinie bereit für den Bau sein.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Für den Bau des CAP1000 haben nur zehn Unternehmen in der Volksrepublik die Genehmigung erhalten. Diese sind:<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010"/><br />
* Harbin AC/DC Motor Company<br />
* Harbin Power Equipment Company, Qinhuangdao<br />
* Shanghai Electric Nuclear Power Equipment Company<br />
* Shanghai First Machine Tool Works<br />
* Dongfang Electric Heavy Machinery Company Limited, Guangzhou<br />
* China First Heavy Industries<br />
* Deyang Heavy Equipment Company<br />
* Dalian Heavy Industry and Crane Company<br />
* Taiyuan Heavy Industry Company Limited<br />
* Shenyang Turbo Machinery Company<br />
<br />
Primär löst der CAP1000 den AP1000 ab. Lediglich die ersten vier Anlagen (Sanmen 1 und 2, Haiyang 1 und 2) werden mit dem AP1000 ausgestattet, alle folgenden Blöcke sind mit CAP1000 vorgesehen.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 2'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=1 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsAXQ5Pe Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Wirtschaftlich wurde der CAP1000 deshalb auf den chinesischen Markt optimiert und ist im Schnitt kostengünstiger als der AP1000.<ref>Dynabond: ''Seize the Preemptive Opportunities of Building Generation III Reactors and Promote the Safe and High-efficient Development of Nuclear Power'', 21.11.2011. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/6-national/5183-seize-the-preemptive-opportunities-of-building-generation-iii-reactors-and-promote-the-safe-and-high-efficient-development-of-nuclear-power Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBtOTbw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Design wurde neben den Einsatz in China auch in Argentinien vorgestellt als optionales Reaktormodell für [[Kernkraftwerk Atucha|Atucha-3]], dem vierten Kernkraftwerk des Landes.<ref>World Nuclear News: ''China, Argentina extend nuclear cooperation'', 04.02.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NP-China_Argentina_extend_cooperation-0402134.html Abgerufen] am 12.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FpC9wPRd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1000}}<br />
<br />
==== CAP1400 ====<br />
<!-- 2-loop scaled up AP1000 --><br />
Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040&nbsp;MW eine elektrische Leistung von 1500&nbsp;MW brutto erreichen und 1400&nbsp;MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000&nbsp;MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400&nbsp;MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193&nbsp;Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus [[MOX]]-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89&nbsp;Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624&nbsp;Meter auf 43&nbsp;Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643&nbsp;Meter auf 73,6&nbsp;Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45&nbsp;Millimeter auf 52&nbsp;Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27&nbsp;Millimeter auf 43&nbsp;Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150&nbsp;°C und kann einem Druck von {Konvert|0.443|MPa|Bar}}&nbsp;bar standhalten.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
<br />
Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27&nbsp;% angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642&nbsp;Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60&nbsp;Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50&nbsp;Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in [[Taishan]] was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.<ref name="Insider_07-03-2012">Nuclear Energy Insider: ''China’s localised AP1000 a step closer'', 07.03.2012. [http://analysis.nuclearenergyinsider.com/new-build/china%E2%80%99s-localised-ap1000-step-closer Abgerufen] am 13.04.2013 ([<br />
http://www.webcitation.org/6FsA9RiFf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine Erlaubnis dafür sollen allerdings nur Unternehmen erhalten, die bereits Komponenten für den AP1000 und CAP1000 geliefert haben.<ref name="Dynabond_P2_12-06-2010"/> Daraus bildet sich eine Art Monopol. Insgesamt handelt es sich um die zehn Unternehmen, die auch Komponenten für den CAP1000 liefern dürfen.<ref name="Dynabond_P4_12-06-2010">Dynabond: ''Introduction to CAP1400 - Page 4'', 12.06.2010. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/topic-of-the-month/30-topic-of-the-month/2971-the-cap1400?start=3 Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsBLZv2l Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Auf dem chinesischen Markt soll der erste CAP1400 ab April 2013 seine Baugenehmigung erhalten (FOAK-Anlage in [[Shidaowan]]),<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> wobei aufgrund der Auftragslage verschiedene Experten bezweifeln, dass dies in der Geschwindigkeit möglich sein wird, weshalb man erst ab 2015 oder 2016 frühstens mit dem Baubeginn eines CAP1400 rechnete. Neben dem Bau des CAP1400 in der Volksrepublik China sieht man Exportpotential für den Reaktor unter anderem in Pakistan, Vietnam und Saudi-Arabien.<ref name="Insider_07-03-2012"/><br />
<br />
{{Hauptartikel|Liste der Advanced Passive#CAP1400}}<br />
<br />
==== CAP1700 & CAP2100 ====<br />
China plant nach der Entwicklung des CAP1400 die Entwicklung eines CAP1700 mit 4900&nbsp;MW<sub>th</sub> und 1900&nbsp;MW<sub>el</sub>, sowie eventuell auch eines CAP2100 (Auch CAP1700+) mit 5200&nbsp;MW<sub>th</sub> und 2200&nbsp;MW<sub>el</sub>. Eine Konzeptstudie dazu wurde bereits 2007 parallel zu der für den CAP1400 ausgearbeitet. In Entwicklung befindet sich aktuell nur der CAP1700. Beim CAP1700 verzichtete man die beiden Primärschleifen des CAP1400 einfach weiter zu vergrößern, weshalb man sich entschloss die höhere Leistung durch die Erweiterung des Systems durch eine dritte Schleife zu vergrößern. Der Kern soll aus 241&nbsp;Brennelementen bestehen und eine weitere Verringerung der Kerndichte fortführen. Die Kühlmitteltemperaturen wurden weiter erhöht, was durch einen verringerten Durchsatz von 21000&nbsp;Kubikmeter pro Stunde durch die Hauptumwälzpumpen erreicht wird. Der CAP2100 wird ebenfalls drei Primärschleifen besitzen, setzt bei der Leistungserhöhung hauptsächlich auf die Verringerung der Kerndirchte und wird weitestgehend identische Parameter mit dem CAP1700 besitzen. Während der CAP1700 einen Nettowirkungsgrad von rund 32&nbsp;% aufweist würde der CAP2100 einen Nettowirkungsgrad von rund 40&nbsp;% erreichen.<ref name="LWR_China_2012">Theng Minggaugang: ''Overview Of LWR in China'', 18.06.2012. Seite 28. [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-06-18-20-TWG-LWR-HWR/18.China-LWR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsFJoeel Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ob diese Entwürfe jemals zur Baureife kommen ist fraglich, da eine Entwicklung nur erfolgen soll, sofern das passive Containmentkühlsystem für diese Leistungsgrößen realisierbar ist. Westinghouse und ein Experte der Nuclear Regulatory Commission meinen, dass es unmöglich sei das passive Kühlsystem in diese Dimensionen zu vergrößern.<ref name="CAP1400_Sinablog"/> Falls doch plant das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den ersten CAP1700 bis 2016 fertigzustellen.<ref>SNERDI: ''Large Advanced Passive PWR Nuclear Power Plant''. [http://www.snerdi.com.cn/en/InfoShow.aspx?Id=c5578597-5585-443f-bf54-d960072fac0e Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6Fs6wW8Sw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Konstruktion ==<br />
<br />
* http://www.ifrt.kit.edu/downloads/INS_Chapter_3.pdf<br />
* http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/11-corporate-and-holdings/1529-terex-signs-agreement-with-cnec-for-the-worlds-largest-crane-with-maximum-lifting-capacity-of-3200t<br />
* http://www.jaif.or.jp/ja/wnu_si_intro/document/2010/bowser_construction&supply_chain_si2010.pdf<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
Während der AP600 seine Energie für rund 0,041 bis 0,046&nbsp;$/kWh erzeugt hätte, war es möglich durch die einfache Vergrößerung des Modells und damit der Leistung die Kosten auf 0,030 bis 0,035&nbsp;$/kWh zu drücken. Westinghouse rechnete noch in einer 2002 ausgearbeiteten Kostenstudie damit, dass sich die spezifischen Investitionskosten ab der dritten AP1000-Anlage auf 1150&nbsp;$/kW verringern unter der Vorraussetzung, dass alle drei Anlagen eine Doppelblockanlage sind. Damit wurde mit diesem Wert erst ab dem sechsten Block gerechnet. Bei einer Verfügbarkeit von 93&nbsp;% würden die Erzeugungskosten demnach bei 36&nbsp;$MWh liegen. Von diesen 36&nbsp;$/MWh sollten rund 5&nbsp;$/MWh auf die Brennstoffkosten und 5&nbsp;$/MWh auf den Betrieb und Wartung des Blocks entfallen. Mit 1&nbsp;$/MWh wurde für die Entsorgungskosten gerechnet.<ref name="ISBN_1420033778"/> Bis 2005 recnete Westinghouse bereits damit, dass sich die Kosten auf rund 1400&nbsp;$/kW belaufen würden, im Schnitt der AP1000 aber bei einer Bauzeit von drei Jahren mit 1000&nbsp;&nbsp;$/kW an Kapitalkosten aufschlagen würde und damit preiswerter Energie erzeugen könnte als ein konventionelles Kohlekraftwerk. Tatsächlich kosten allerdings die FOAK-Anlagen am [[Kernkraftwerk Vogtle]] bereits rund 3500&nbsp;$/kW.<ref>nuclearinfo.net: ''Cost of Nuclear Power''. [http://nuclearinfo.net/Nuclearpower/WebHomeCostOfNuclearPower Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsI6RJWu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auch die Folgeanlagen in [[Kernkraftwerk Turkey Point|Turkey Point]] schlagen mit 2444 bis 3582&nbsp;$/kW auf das Budget und im Falle des [[Kernkraftwerk Levy County|Kernkraftwerks Levy County]] mit rund 3462&nbsp;$/kW.<ref>Richard E. Itteilag: ''Holy Capitalism: Origins, Workings and Energy Catalyst''. AuthorHouse, 2012. ISBN 1477217371. Seite 38.</ref><br />
<br />
Durch den hohen Grad der Lokalisierung der FOAK-Anlagen in der Volksrepublik China konnten die Kosten für Sanmen&nbsp;1 und Haiyang&nbsp;1 auf 1938&nbsp;$/kW gedrückt werden, für Sanmen&nbsp;2 und Haiyang&nbsp;2 auf 1680&nbsp;$/kW. Im Vergleich dazu sind die Kosten vergleichbar mit den beiden M310 Lingao&nbsp;1 mit 1800&nbsp;$/kW und Lingao&nbsp;2 mit 1550&nbsp;$/kW.<ref>Chi-Jen Yang: ''A comparison of the nuclear options for greenhouse gas mitigation in China and in the United States'', 29.03.2011. Seite 3026. [http://people.duke.edu/~cy42/US-CN-FR.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsIxFYy7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Volksrepublik China geht bei dem CAP1700 von einem Kostenziel um 1000&nbsp;$/kW aus, womit ein CAP1700-Block rund 1,7&nbsp;Milliarden Dollar kosten soll. Unter dieser Voraussetzung und den projektierten Kosten des CAP1400 von 1,7 bis 2,0&nbsp;Milliarden Dollar je Stück könnte der CAP1400 rund 1321&nbsp;$/kW kosten.<ref>Sheona MacKenzie: ''Proposal to modify the Security and Quality of Supply Standard by increasing the infeed loss risk limits'', 26.11.2010. [http://www.ofgem.gov.uk/Networks/Trans/ElecTransPolicy/SQSS/Documents1/101126%20Smart%20Energy.pdf Abgerufen] am 13.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FsJS6kLp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
2 kosten 5,88 bln $<br />
{| class="prettytable" style="text-align:center;"<br />
|- <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="4%" |Nummer<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Typ <br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Standort<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Baubeginn<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |geplantes Bauende<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |kommerzieller Betrieb ab<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |reale Baukosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="10%" |inflationsbereinigte veranschlagte Kosten<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |inflationsbereinigte Steigerung<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |Blockleistung (netto)<br />
! class="hintergrundfarbe6" width="8%" |spezifische Investitionskosten<br />
|-<br />
| 1<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 1]] <br />
| 19.04.2009<br />
| 8/2013<br />
| ''vstl. 11/2013''<br />
| $ 2,94 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''-34%''<br />
| ''$ ?,?? Mrd.''<br />
| ''-??%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 2<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 24.09.2009<br />
| 5/2014<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''$ 1,94 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1938/kW''<br />
|-<br />
| 3<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Sanmen|Sanmen 2]] <br />
| 17.12.2009<br />
| 8/2014<br />
| ''vstl.08/2014''<br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
| 4<br />
| AP1000 (R15)<br />
| [[Kernkraftwerk Haiyang|Haiyang 1]] <br />
| 21.06.2010<br />
| 3/2015<br />
| <br />
| € 3,2 Mrd.<br />
| ''€ 6,6 Mrd.''<br />
| ''+106%''<br />
| ''€ 3,62 Mrd.''<br />
| ''+82%''<br />
| 1000 MW<sub>e</sub><br />
| ''$ 1680/kW''<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Datentabellen ==<br />
<br />
{| class="prettytable"<br />
! width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Technische Daten:'''<br />
! AP600<ref name="ARIS_AP600"/><br />
! AP1000<ref name="ARIS_AP1000"/><br />
! CAP1000<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><br />
! CAP1400<ref name="SNPTC_CAP_2012"/><ref name="LWR_China_2012"/><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Thermische Leistung''<br />
| 1.940 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 4.040 MW<sub>th</sub><br />
|-<br />
| ''Generatorleistung''<br />
| 675 MW<br />
| 1.200 MW<br />
| 1.250 MW<br />
| 1.500 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrische Leistung (Netto)''<br />
| 600 MW<br />
| 1.100 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| 1.400 MW<br />
|-<br />
| ''Wirkungsgrad (Netto)''<br />
| 31 %<br />
| 32 %<br />
| 30 %<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrischer Eigenbedarf''<br />
| 75 MW<br />
| 133 MW<br />
| 250 MW<br />
| 100 MW<br />
|-<br />
| ''Projektierte Betriebsdauer''<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kernreaktor:'''<br />
|-<br />
| ''Zahl der Brennstoffbündel''<br />
| 145<br />
| 157<br />
| 157<br />
| 193<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstäbe pro Bündel''<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
| 289<br />
|-<br />
| ''Aktive Höhe des Kerns''<br />
| 3,658 m<br />
| 4,267 m<br />
| 4,267 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Durchmesser des Kerns''<br />
| 2,921 m<br />
| 3,040 m<br />
| 3,040 m<br />
|-<br />
| ''Abbrand''<br />
| 55 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
| 60 GWd/t<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Energiedichte des Kerns''<br />
| 78,82 MW/m<sup>3</sup><br />
| 109,7 MW/m<sup>3</sup><!-- 572 kW/ft --><br />
| 187 W/cm<sup>3</sup><br />
| 181 W/cm<sup>3</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Reaktoreintrittstemperatur''<br />
| 279,5 °C<br />
| 279,4 °C<br />
| 279,4 °C<br />
|-<br />
| ''Reaktoraustrittstemperatur''<br />
| 315,6 °C<br />
| 324,7 °C<br />
| 324,7 °C<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Primärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Kreiselpumpen''<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Massenstrom pro Pumpe''<br />
| 2,485 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,970 m<sup>3</sup>/s<br />
| 4,968 m<sup>3</sup>/s<br />
| 6,010 m<sup>3</sup>/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Druck im Kreislauf''<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|15.5|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Maximale Förderhöhe''<br />
| 73,0 m<br />
| 111,3 m<br />
| 111,0 m<br />
| 111,3 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Rotationsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.800 U/min<br />
| 1.500 U/min<br />
|-<br />
| ''Druckhalter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampferzeuger''<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
|-<br />
| ''Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger''<br />
| 6.986 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger''<br />
| 6.307<br />
| 10.025<br />
| 10.025<br />
|-<br />
| ''Gesamtmasse''<br />
| 365,5 t<br />
| 663,7 t<br />
| 663,7 t<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Sekundärkreislauf:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewassertemperatur''<br />
| 224,0 °C<br />
| 226,7 °C<br />
| 226,7 °C<br />
|-<br />
| ''Dampftemperatur''<br />
| 272,7 °C<br />
| 272,8 °C<br />
| 272,8 °C<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampfdruck''<br />
| {{Konvert|5.74|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.76|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|5.61|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|6.02|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Dampfmassenstrom''<br />
| 1.063 kg/s<br />
| 1.889 kg/s<br />
| 1.888 kg/s<br />
| 2.244 kg/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Turbosätze''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz)''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz)''<br />
| 2<br />
| 3<br />
| 3<br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Turbosatzaufbau''<br />
| HP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| HP+LP+LP+LP+G<br />
| LP+LP+HP+LP+LP+G<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Umdrehungsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| 1.500 U/min (50 Hz)<br />
|-<br />
| ''Generatoren''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Scheinleistung''<br />
| 880 MVA<br />
| 1.375 MVA<br />
|-<br />
| ''Effektive Leistung''<br />
| 675 MW<sub>el</sub><br />
| 1.237 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewasserpumpen''<br />
| 2<br />
| 3<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Containment & Gebäude:'''<br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| {{Konvert|0.3160|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.5067|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4070|MPa|Bar}} bar<br />
| {{Konvert|0.4430|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Zahl der Sicherheitsbehälter''<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Maximale Bodenbeschleunigung''<br />
| 0,3 g<br />
| 0,3 g<br />
| <br />
| <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* [[Liste der Advanced Passive]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Tianwan&diff=6197Kernkraftwerk Tianwan2013-04-13T11:24:20Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =The second phase construction of Tianwan Nuclear Power Plant.JPG<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =China<br />
|REGION =Jiangsu<br />
|ORT =Lianyungang<br />
|LAT =34.689530<br />
|LON =119.458657<br />
|EIGENTÜMER =Jiangsu Nuclear Corp. Ltd.<br />
|BETREIBER =Jiangsu Nuclear Corp. Ltd.<br />
|V-JAHR =1992<br />
|B-JAHR =2006<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =3<br />
|R-PLG_MW =3286<br />
|R-BAU_AZ =1<br />
|R-BAU_MW =1126<br />
|R-BTR_AZ =2<br />
|R-BTR_MW =2120<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =2011<br />
|ESPG-GW =15016<br />
|GESESPG =66610<br />
|STAND =5. November 2011<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Tianwan Nuclear Power Plant<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Tianwan''' (chinesisch 田湾核电站, ehem. projektiert als ''Kernkraftwerk Lianyungang''; auch bekannt unter ''Kernkraftwerk Jiangsu'', Bedeutung von „Tianwan“ (田湾) aus dem Chinesischen für „Feldbucht“, zusammengesetzt aus „Tian“ (田) für „Feld“ und „Wan“ (湾) für „Bucht“) steht in der Provinz Jiangsu in der Sonderwirtschaftszone um Lianyungang. Die 250 Kilometer nördlich von Shanghai gelegene Anlage besitzt die leistungsstärksten Kernreaktoren in der Volksrepublik China und ist das einzige in der Provinz Jiangsu. Die dort zum Einsatz kommenden Reaktormodelle wurden aus der Russischen Föderation importiert. In der westlichen Umgebung der Anlage befinden sich die beiden Berge Dalong Ding und Houyuntai Shan, an dessen Fuße die Anlage liegt, sowie der Ort Sucheng. Östlich der Anlage befindet sich das Gelbe Meer. Nördlich der Anlage liegt der Ort Gaogongdao. An dem Standort des Kernkraftwerks stand vor dem Bau der Ort Tianwan, der heute formal nicht mehr existiert.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
→ ''Vorgeschichte Siehe: [[Kernkraftwerk Hongyanhe]]''<br />
<br />
Bereits im Dezember 1992 unterzeichnete die Volksrepublik China mit der Russischen Föderation einen Vertrag über den Bau eines Kernkraftwerks in der Provinz Liaoning. Ebenso wurde seitens Russland ein staatlicher Kredit bewilligt, der dem Bau der Anlage zugute kommen und in Form von verschiedenen Gütern zurückgezahlt werden sollte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 38''. Handelsblatt GmbH, 1993. Seite 420.</ref> Im Dezember 1996 wurde der Bauvertrag für die ersten beiden 1000&nbsp;MW starken Reaktoren unterzeichnet. Allerdings wurde aufgrund eines starken Energiemangels in der Provinz Jiangsu<ref>Elizabeth Wishnick: ''Mending fences: the evolution of Moscow's China policy, from Brezhnev to Yeltsin''. University of Washington Press, 2001. ISBN 0295981288. Seite 131.</ref> der Standort nach Lianyungang verlegt und das Projekt von 2000&nbsp;MW auf eine Baugröße von 6000&nbsp;MW in drei Bauabschnitten vergrößert.<ref name="ISBN_9622018815">Peter H. Koehn, u.a.: ''The outlook for U.S.-China relations following the 1997-1998 summits: Chinese and American perspectives on security, trade, and cultural exchange''. Chinese University Press, 1999. ISBN 9622018815. Seite 102.</ref> Nach Plan sollte bis zum März 1998 eine Einigung getroffen werden, sodass die Anlage mit vier Reaktoren spätestens 2004 ans Netz gehen würde. Die Kosten wurden auf vier Milliarden Dollar kalkuliert, für die die Russische Föderation einen Kredit in Höhe von zwei Milliarden Dollar aushändigte. Die Kreditlaufzeit belief sich auf 15&nbsp;Jahre. Seitens der Provinzregierung von Liaoning gab es Kritik an der Standortänderung, die nach ihrer Ansicht nur darauf zurückzuführen war, dass sich die lokale Verwaltung weigerte entsprechende finanzielle Mittel für das Kernkraftwerk zur Verfügung zustellen.<ref>Programme for Promoting Nuclear Non-Proliferation: ''Newsbrief, Ausgaben 29-44''. Centre for International Policy Studies, Department of Politics, University of Southampton, 1995. Seite 8.</ref> Zur Verwaltung des Baus und zum Betrieb der Anlage wurde am 28.&nbsp;Dezember 1997 die Jiangsu Nuclear Power Corporation mit Sitz in Lianyungang gegründet. Das Gemeinschaftsunternehmen gehört zu 50&nbsp;% der China National Nuclear Corporation, 30&nbsp;% der China Power Investment Corporation und zu 20&nbsp;% der Jiangsu Guoxin Group.<ref>World Nuclear Association: ''Nuclear Power in China Appendix''. [http://www.world-nuclear.org/info/inf63ai_chinanuclearstructure.html#Jiangsu Abgerufen] am 02.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62tQSBrUX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Abschnitt 1 ===<br />
Im Jahre 1998 unterzeichnete der Vize-Ministerpräsident der Russischen Föderation Boris Jefimowitsch Nemzow bei einem Besuch in Peking den Vertrag zum Bau der ersten beiden Reaktoren am Standort Lianyungang. Der Auftragswert belief sich auf eine Summe zwischen zwei und drei Milliarden Dollar. Der erste Bauabschnitt sah den Zubau von zwei Reaktoren mit je 1000&nbsp;MW vor, die frühstens 2005 ans Netz gehen könnten.<ref>''The petroleum economist, Band 65,Ausgaben 1-6''. Petroleum Press Bureau, 1998. Seite 44.</ref> Auftragnehmer war offiziell das Ministerium für Kernenergie der Russischen Föderation, kurz Minatom.<ref>Harvard University. Committee on Environment: ''Energizing China: reconciling environmental protection and economic growth''. In: Studies of Phase I of the Harvard University Committee on Environment China Project. Harvard University Committee on Environment, 1998. ISBN 0674253299. Seite 145.</ref> Demnach übernahm Russland die Planung aller technischen Einrichtungen, des nuklearen Teils und des konventionellen Teils, sowie die komplette Lieferung aller Komponenten. Im Gegenzug übernimmt China das gesamte Management für den Bau der Anlage, die Planung der zivilen Einrichtungen und die Montage einiger Komponenten. Bereits im Jahre 1997 wurde mit der Standorterschließung seitens chinesischer Unternehmen begonnen.<ref>Beijing jing ji ri bao dui wai bu: ''China economic news, Band 20,Ausgaben 26-50''. Economic Information & Concultancy Co., 1999. Seite 249.</ref> Die Planung der ersten beiden Reaktormodelle und der Grundlage für weitere Kernkraftwerke russischen Typs in der Volksrepublik China dauerten neun Jahre lang an.<ref>Xuewu Gu, Maximilian Mayer: ''Chinas Energiehunger: Mythos oder Realität?''. Oldenbourg Wissenschaftsverlag, 2007. ISBN 348658491X.</ref> Durch die vergleichsweise preisgünstige Errichtung der Anlagen kann das Importmodell mit einem Preis von 1500&nbsp;Dollar je Kilowatt günstiger Elektrizität erzeugen als bei Importmodellen aus Frankreich oder Kanada, bei denen die spezifischen Investitionskosten mindestens 2000&nbsp;Dollar pro Kilowatt betragen.<ref>''Progress in nuclear energy, Bände 37-38''. Pergamon, 2000. Seite 10.</ref><br />
<br />
==== Bau ====<br />
Mit dem Bau des ersten Blocks wurde am 20.&nbsp;Oktober 1999 begonnen, gefolgt vom zweiten Block auf den Tag genau ein Jahr später am 20.&nbsp;Oktober 2000.<ref name="IAEA"/> Gebaut wurde die Anlage vom russischen Kernkraftwerksexporteur [[Atomstroyexport]],<ref>Institution of Chemical Engineers, New York: ''The Chemical engineer, Ausgaben 764-775''. Institution of Chemical Engineers., 2005.</ref> aufgerüstet mit Leit- und Steuersystemen von Siemens. Nach eigenen Angaben macht dies das Kernkraftwerk zu dem am weitesten fortgeschrittenen weltweit.<ref>Andrew S. Erickson, u.a.: ''China's future nuclear submarine force''. Naval Institute Press, 2007. ISBN 1591143268.</ref> Bereits am 18.&nbsp;November kam die erste Lieferung großer Komponenten am Hafen von Lianyungang an. Die Produktion erfolgte in Russland unter der Aufsicht von 40&nbsp;chinesischen Experten. Insgesamt sollten bis März 2004 rund 813&nbsp;Komponenten mit 16&nbsp;Schiffsladungen und einem Gesamtgewicht von rund 22000&nbsp;Tonnen in die Volksrepublik China geschifft werden.<ref>British Broadcasting Corporation. Monitoring Service: ''Summary of world broadcasts: Asia, Pacific, Ausgaben 3999-4011''. BBC Monitoring, 2000. Seite G-4.</ref> Während des Baus der Anlage kam es jedoch zu verschiedenen Verzögerungen, was ein schlechtes Licht auf Russland als Lieferant für verschiedenes Equipment warf.<ref>Obshchestvennyĭ sovet po vneshneĭ i oboronnoĭ politike, u.a.: ''Russia in global affairs, Band 4''. Globus Pub. House, 2006. Seite 129.</ref> Einer der größten Probleme war eine Korrosion an den Dampferzeugern. In der Folge gab es einen projektierten Energieverlust von rund zwei Prozent, weshalb diese mit neuen Röhren ausgestattet werden mussten, was zu einer weiteren Bauverzögerung führte.<ref>World Nuclear Association: ''Nuclear Power in China''. [http://www.world-nuclear.org/info/inf63.html Abgerufen] am 02.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62tb5ixCR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== Betrieb ====<br />
[[Datei:Tianwan cut Unit 1 and 2.png|miniatur|Erster Abschnitt im Oktober 2010]]<br />
Zum Baubeginn der beiden Blöcke rechnete man mit einer Inbetriebnahme in den Jahren 2004 und 2005.<ref>J. N. Lillington: ''The future of nuclear power''. Elsevier, 2004. ISBN 008044489X.</ref> Der erste Block ging schließlich am zwölften Mai 2006 erstmals ans Netz.<ref name="IAEA"/> Im März 2010 wurde der zweite Block erstmals mit Brennelementen beladen.<ref>World Nuclear News: ''Fuel loading at Tianwan 2'', 16.03.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13070&LangType=2057 Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62uzaeUpi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 14.&nbsp;Mai konnte der Block erstmals mit dem Stromnetz synchronisiert werden. Der erste Block wurde währenddessen am 17.&nbsp;Mai in den kommerziellen Betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Zwischen dem zehnten und 15.&nbsp;Juli 2007 fuhr der zweite Reaktorblock erstmals unter Volllast. Anschließend wurde der Block für eine routinemäßige Wartung an der Turbine vom Netz genommen. Nach der Wartung sollte die Dynamik des Reaktorsystems getestet werden, bis der Block in den kommerziellen Betrieb ging.<ref name="WNN_18-07-2007">World Nuclear News: ''Tianwan 2 run at full power'', 18.07.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13730&LangType=2057 Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62uzvZ3lv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die kommerzielle Betriebsaufnahme erfolgte am 16.&nbsp;August 2007.<ref name="IAEA"/> Noch am 26.&nbsp;August 2008 kam es zu einem ersten größeren Zwischenfall, als ein Transformator explodierte. Der Brand konnte nach fünf Stunden unter Kontrolle gebracht werden. Der Transformator selbst stammte aus ukrainischer Fertigung.<ref>IPPNW: ''Vertuschte Explosion in chinesischem Atomkraftwerk Tianwan'', 19.09.2010. [http://www.ippnw.de/presse/presse-2008/artikel/e1a9f786c5/vertuschte-explosion-in-chinesischem.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62xzFPRYh Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Da es sich um kein Problem im Reaktorabschnitt handelte, sollte dies nach Ansicht Russlands keine Auswirkungen auf zukünftige Projekte am Standort Tianwan haben.<ref>RIA Novosti: ''Tianwan NPP fire 'will not affect Russian energy deals in China''', 19.09.2008. [http://en.rian.ru/world/20080919/116950045.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62y0TmnpI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Auf beide Blöcke war eine zweijährige Garantie seitens Atomstoiexport gegeben worden. Die Garantie des ersten Block lief im September 2009 ab, außer die Garantie der Umwälzpumpen, die erstmals als wassergekühlte Pumpen anstatt ölgekühlt in einem Kernkraftwerk zum Einsatz kommen und auf die eine fünfjährige Gewährleistung bestand.<ref name="WNN_06-05-2010">World Nuclear News: ''Final acceptance of initial Tianwan units'', 06.05.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Final_acceptance_of_initial_Tianwan_units-0605104.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62xvb6Gmr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seit März 2010 beziehen beide Reaktoren ihren Brennstoff aus der Brennelementefabrik Yibin in der Provinz Sichaun, die extra für diese Reaktoren nachgerüstet wurde. Vorher bezogen beide Reaktoren insgesamt 638&nbsp;Brennelemente aus Russland, die in Novosibirsk gefertigt wurden. Die letzte Lieferung solle im März 2010 für den zweiten Block erfolgen. Seitens der Brennelementefabrik in Novosibirsk wurde besonders die Brennstoffnutzung in Tianwan hervorgehoben. Innerhalb von fünf Jahren Betrieb kam es zu keinen Brennelementschäden bei einer gleichzeitig besseren Ausnutzung des Brennstoffes.<ref name="WNN_02-03-2010">World Nuclear News: ''Tianwan fuel fabrication moves to China'', 02.03.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/ENF-Tianwan_fuel_fabrication_moves_to_China-0203104.html Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v35zSMj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Mai 2010 erfolgte die Endabnahme der beiden Reaktorblöcke durch den Betreiber und dessen Eigentümer.<ref name="WNN_06-05-2010"/><br />
<br />
Gegen Ende des Jahres wurde mit dem Russischen Brennelementlieferanten [[TWEL]] ein Vertrag geschlossen um zukünftig fortgeschrittene Brennelemente vom Typ TWS-2M in Tianwan zu nutzen anstatt der vorher verwendeten UTWS. Grund für den Wechsel ist die höhere Effizienz der Brennelemente, die einen verlängerten Brennstoffzyklus einen Betrieb der Blöcke über 18&nbsp;Monate hinweg ohne Brennstoffwechsel ermöglichen könnte.<ref name="WNN_02-11-2010">World Nuclear News: ''TVEL signs package of Chinese fuel contracts'', 02.11.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/ENF-TVEL_signs_package_of_Chinese_fuel_contracts-0211108.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62y9H0k3D Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bereits im Jahre 2009 bemängelte der Betreiber, dass die Blöcke nur eine Auslastung von 80&nbsp;% erreichen.<ref>DER SPIEGEL: ''KERNKRAFT: Atompakt mit dem Großreich'', 18.05.2009. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-65414162.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62y9aPvZk Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> In einem Interview mit der Zeitschrift ''„DER SPIEGEL“'' wurde der Leiter der staatlichen Firma [[Rosatom]], Sergei Wladilenowitsch Kirijenko mit diesem Thema konfrontiert und nannten als besseres Beispiel Finnland mit seinen Kernkraftwerken. In der Folge hob Kirijenko hervor, dass es sich dabei um einen aus der Sowjetunion importierten Reaktor ([[Kernkraftwerk Loviisa|Loviisa 1 und 2]]) handele und diese Werte auch in Tianwan erreicht werden sollten und erreichbar sind.<ref>DER SPIEGEL: ''Russisch-Deutsches Atom-Joint-Venture: "Wir wollen Weltmarktführer werden"'', 17.05.2009. [http://www.spiegel.de/wirtschaft/0,1518,625341,00.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yA47qC6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Gegen Mitte Dezember 2011 bestellte Rosenergoatom für beide Blöcke des Kernkraftwerks im Auftrag der Jiangsu Nuclear Corporation neue Wellen für die Generatoren vom Typ TWW-1000-2U3. Hierdurch erreichte man eine Leistungserhöhung von 1000&nbsp;MW auf maximal 1065&nbsp;MW. Bis Ende Januar wurde die Installation abgeschlossen,<ref>Power Machines: ''Power Machines manufacture standby power equipment for Tianwan NPP (PRC)'', 21.12.2011. [http://www.power-m.ru/eng/press/news.aspx?news=15290 Abgerufen] am 02.03.2012. ([http://www.webcitation.org/65rbB1Yrf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> weshalb beide Blöcke nun standardmäßig eine Leistung von 1060&nbsp;MW brutto erreichen.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
=== Abschnitt 2 ===<br />
Im zweiten Bauabschnitt sollten weitere zwei Reaktoren aus Russland importiert werden. Seitens der Volksrepublik war der Auftrag für Russland gesichert, allerdings gab die Volksrepublik über eine lange Zeit hinweg keine Angebote für die Reaktoren ab. Der Grund liegt in der Produktion der Komponenten, von denen China einen signifikanten großen Teil selbst fertigen möchte, weshalb Russland sich nicht mit der Volksrepublik einigen konnte.<ref name="Jane, 2004">Jane's Information Group: ''Jane's foreign report''. Jane's Information Group Ltd., 2004.</ref> Im Oktober 2006 wurde mit China vereinbart, zwei weitere Reaktoren in der zweiten Bauphase von Atomstroiexport errichten zu lassen.<ref name="WNN_18-07-2007"/> Die Reaktoren sollten mit den Blöcken eins und zwei des Werkes im ersten Bauabschnitt baugleich werden.<ref>World Nuclear News: ''Russia and China deal on uranium, enrichment and power'', 08.11.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14362&LangType=2057 Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v0EO7Vk Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens China wurden jedoch harte Preisverhandlungen über die Blöcke vorgenommen. Nur wenn hier eine Einigung über den Preis in Sicht ist, sollte über den Zubau der vier weiteren Reaktoranlagen durch Russland verhandelt werden.<ref>World Nuclear News: ''China signs up Russian fast reactors'', 15.10.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_China_signs_up_Russian_fast_reactors_1510091.html Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v2SFl0v Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach Plan sollte 2010 mit dem Bau der Reaktoren begonnen werden.<ref name="WNN_02-03-2010"/> Am 23.&nbsp;März 2010 unterzeichnete Atomstroiexport mit der Jiangsu Nuclear Power Corporation den Rahmenvertrag für den Bau der beiden Blöcke.<ref name="WNN_06-05-2010"/> Allerdings kam dieser Vertrag nur zustande, nachdem Atomstroiexport zustimmte den größten Teil der Komponenten in der Volksrepublik China fertigen zulassen. Ehemals lag der Auftragswert für Atomstroiexport bei 3,5&nbsp;Milliarden Euro für beide Blöcke. Allerdings konnte so der Preis für die Reaktoren auf 1,3&nbsp;Milliarden Euro gedrückt werden. Russland wird demnach nur noch die Pläne für die Anlage zur Verfügung stellen, die Reaktorkomponenten liefern, sowie Unterstützung durch Ingenieure und Betreuung des Baus leisten.<ref>RIA Novosti: ''Russia's work to build China's Tianwan nuclear plant stage to cost $1.8 bln'', 09.02.2010. [http://en.rian.ru/business/20100209/157817046.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62xwhSaS5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 27.&nbsp;September 2010 wurde die Bauabsichtserklärung für die beiden Blöcke während eines Besuchs des Russischen Präsidenten Dmitri Anatoljewitsch Medwedew unterzeichnet.<ref>World Nuclear News: ''Contract signed for Tianwan phase 2'', 27.09.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Contract_signed_for_Tianwan_phase_2-2709108.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62y7WD7R9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 23.&nbsp;November 2010 wurde der Vertrag für die beiden Reaktoren unterzeichnet.<ref>World Nuclear News: ''ASE contracted to build Tianwan phase 2'', 23.11.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-ASE_contracted_to_build_Tianwan_phase_2-2311104.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yBDkLwC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Anfang des Jahres 2011 wurde noch im Januar seitens der China National Nuclear Corporation das Bauprojekt genehmigt.<ref name="WNN_05-01-2011">World Nuclear News: ''Chinese government approves reactor projects'', 05.01.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Chinese_government_approves_reactor_projects-0501114.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yBb8OxX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis Juni 2011 wurden abschließende vertragliche Einzelheiten abgeklärt. Danach könnte mit dem Bau des dritten Block im Dezember 2012 begonnen werden.<ref>World Nuclear News: ''Contractual details finalised for Tianwan phase II'', 27.06.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Contractual_details_finalised_for_Tianwan_Phase_II-2706117.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yCn2Rgu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Aufgrund der [[Katastrophe von Fukushima-Daiichi]] und des Genehmigungsstopps für bereits bewilligte Projekte könnte sich der Baubeginn verschieben. Aufgrund der energetischen Notwendigkeit wurde deshalb der Bau des dritten Abschnitts dem zweiten Abschnitt vorgezogen, da die Genehmigungen dieser Werke nicht vor dem Jahre 2012 wieder aufgenommen werden würden.<ref>World Nuclear News: ''EPC contract signed for Tianwan Phase II'', 13.10.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-EPC_contract_signed_for_Tianwan_Phase_II-1310115.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yDLpDGG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Diese Annahme erwies sich als falsch. Am 6.&nbsp;Dezember 2012 unterzeichnete der russische Ministerpräsident Dimitri Medwedew und der chinesische Premierminister Wen Jiabao den zwischenstaatlichen Vertrag für den Bau der beiden neuen Blöcke, womit sie die ersten sein werden, die nach den Planungsstopp infolge des Reaktorunfalls von Fukushima-Daiichi in Japan, in der Volksrepublik China errichtet werden.<ref name="RIA_06-12-2012">RIA Novosti: ''Russia, China Ink Deal to Build 2 New Nuclear Reactors'', 06.12.2012. [http://en.ria.ru/business/20121206/177957721.html Abgerufen] am 06.12.2012. ([http://www.webcitation.org/6CiMDwxCC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
==== Bau ====<br />
Nach der Vertragsunterzeichnung zwischen Medwedew und Jiabao erklärte der Vorsitzende von Rosatom, Sergej Kirijenko, dass noch im Dezember 2012 begonnen werden den ersten Beton zu gießen und damit der Bau beginnt.<ref name="RIA_06-12-2012"/> Am 27.&nbsp;Dezember 2012 wurde der erste Beton für den dritten Block gegossen,<ref>RIA Novosti: ''Russia, China Launch Stage Two in Joint Nuclear Plant Project'', 27.12.2012. [http://en.ria.ru/russia/20121227/178432581.html Abgerufen] am 27.12.2012. ([http://www.webcitation.org/6DDtYpKiQ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>RIA Novosti: ''Russland beginnt mit Ausbau des chinesischen Kernkraftwerks Tianwan'', 27.12.2012. [http://de.ria.ru/business/20121227/265232970.html Abgerufen] am 27.12.2012. ([http://www.webcitation.org/6DDtbsQMm Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> womit der Block offiziell in Bau ging.<ref name="IAEA"/> Für die Lieferung der Notstromdieselgeneratoren wurde im Januar 2013 Areva in einem Konsortium mit MTU und Shanxi North MTU Diesel Company seitens der China Nuclear Power Engineering Company Limited und der Jiangsu Nuclear Power Corporation beauftragt. Der Auftrag umfasst die Lieferung von acht Dieselgeneratoren für beide Blöcke und der dazugehörigen Leittechnik und elektrische Ausstattung. Die gleiche Konfiguration kommt bereits in den ersten beiden Blöcken zusammen mit einem Teilsystem des [[Teleperm XS]] von Areva zum Einsatz.<ref>Dynabond: ''AREVA supplies emergency diesels to Tianwan '', 28.01.2013. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/international-news/5-international-news/6519-areva-supplies-emergency-diesels-to-tianwan- Abgerufen] am 28.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6E0nYzTFy Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Abschnitt 3 ===<br />
Ehemals sah man vor in einem dritten Abschnitt zwei weitere Reaktoren zu errichten.<ref name="ISBN_9622018815"/> In einer späteren Überlegung aus dem Jahre 2004 sah man den Zubau von vier Reaktoren in diesem Abschnitt vor, sodass insgesamt acht Reaktoren am Standort stehen würden. Obwohl die Zusammenarbeit mit Russland seitens der Volksrepublik China positiv bewertet wurde, gab es ähnliche Vorbehalte wie bei der dritten Bauphase über die Fertigung der Komponenten.<ref name="Jane, 2004"/> Im Oktober 2008 gab es die Absicht in Tianwan analog zum zweiten Bauabschnitt einen [[Brutreaktor]] vom Typ [[BN-800]] zu errichten.<ref>World Nuclear News: ''Russia and China to cooperate on fast reactor'', 21.10.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT_Russia_and_China_to_cooperate_on_fast_reactor_2110082.html Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v1pzscj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Projekt wurde im Jahre 2010 jedoch für den Standort [[Kernkraftwerk Sanming|Sanming]] in der Provinz Fujian angekündigt.<ref>World Nuclear News: ''Joint venture launched for Chinese fast reactor'', 30.04.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Joint_venture_launched_for_Chinese_fast_reactor-3004104.html Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v2ALmEr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nachdem das neue Reaktormodell in Kernkraftwerken vom Typ [[AES-2006]] vollendet war, wurde der Bauabschnitt mit vier Reaktoren in zwei Abschnitte aufgespaltet mit je zwei Reaktoren.<ref name="WNN_05-01-2011"/><br />
<br />
Im September 2010 wurden die Turbinen für den fünften und sechsten Block bei Alstom und Dongfang bestellt, die für zwei WWER-1200 ausgelegt werden sollten.<ref>World Nuclear News: ''Alstom generator packages for Chinese plants'', 28.09.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Alstom_generator_packages_for_Chinese_plants-2810097.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yAwWACd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Febraur 2011 schloss die China Nuclear Power Corporation mit der China Nuclear Power Engineering Company einen Vertrag über die Projektierung des dritten Bauabschnittes.<ref>World Nuclear News: ''EPC contract for Tianwan phase 3'', 28.02.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-EPC_contract_for_Tianwan_phase_3-2802118.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yCW91tr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im März 2011 folgte die Bestellung von fünf Notstromdieselgeneratoren bei Alstom.<ref>World Nuclear News: ''Bulk orders for China's nuclear fleet'', 03.03.2011. [http://www.world-nuclear-news.org/C_Bulk_orders_for_Chinas_nuclear_fleet_0303111.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yCdKvCY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Aufgrund der energetischen Notwendigkeit wurde allerdings der Bau zweier chinesischer Reaktormodelle vom Typ [[CNP-1000]] am Standort auf der Basis der ersten beiden Blöcke des Kernkraftwerks bei [[Kernkraftwerk Qinshan|Fangjiashan]] vorgezogen.<ref name="WNN_05-11-2011">World Nuclear Association: ''Nuclear Power in China'', November 2011. [http://world-nuclear.org/info/inf63.html Abgerufen] am 05.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62yD0QhUf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> <br />
<br />
=== Abschnitt 4 ===<br />
Der vierte Bauabschnitt soll aus zwei Reakoren bestehen vom Typ WWER-1200 als [[AES-2006]].<ref name="WNN_05-01-2011"/><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
Alle Reaktormodelle in Tianwan sind [[Druckwasserreaktor]]en, die jedoch verschieden aufgebaut und konfiguriert sind. Jeder Block besitzt einen Druckwasserreaktor als Primärsystem, eine Turbinenanlage als Sekundärsystem sowie einen Kühlwasserkreislauf als Tertiärsystem. Die Blocknummerierung erfolgt nach der Anordnung der Reaktoren von Ost nach West. Jeder Block besteht aus einem eigenen Gebäudekomplex und ist vom anliegenden Block baulich getrennt, abgesehen der Blöcke fünf und sechs.<br />
<br />
Der Untergrund der Anlage besteht aus einem geologisch alten Granitaufschluss der ursprünglich ein Berg mit 80&nbsp;Metern Höhe über dem Meeresspiegel war, jedoch für das Kernkraftwerk bis auf eine Höhe von 8&nbsp;Meter über dem Meeresspiegel abgetragen wurde, um das Gelände zu ebnen und um ein Fundament aus geeigneten Granit für die Reaktoren zu schaffen. Seismisch ist die Anlage auf dem chinesisch-koreanischen Krustenblock gelegen und daher eher seismisch gering aktiv. In der näheren Umgebung von 200&nbsp;Kilometer gibt es fünf Verwerfungen: die Tanlu-Bruchzone, der Cangnibruch, der Mengshangianbruch, der Laiqubruch und der Shanwujingbruch. Zwischen 70 vor Christus bis 1990 gab es 47&nbsp;dokumentierte Erdbeben mit einer Magnitude von 4,7 und höher in der Region im Umkreis von 200&nbsp;Kilometer um das Kernkraftwerk. Das schwerste Erdbeben am 15.&nbsp;Juli 1668 erreichte eine Oberflächenwellenmagnitude von 8,5 die vom Tanlubruch ausging, von dem das Werk 85&nbsp;Kilometer entfernt liegt. Man ging davon aus, dass am Standort die Intensität des Bebens etwa eine Oberflächenwellenmagnitude von 8,0 erreichte. Der Tanlubruch war eine auffällige Verwerfung, jedoch mit geringer seismischer Aktivität.<ref>Takaaki KONNO1, u.a.: ''ENGINEERING PROPERTIES OF BEDROCK AT THE LIANYUNGANG NPP SITE IN CHINA''. Seite 1, 2. [http://www.iitk.ac.in/nicee/wcee/article/0808.pdf Abgerufen] am 30.03.2012. ([http://www.webcitation.org/66YY1lnHX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach einer Studie die vom Französischen Radiologischen Institut stammte, angefertigt nach und aufgrund des Erdbebens am 12.&nbsp;Mai 2008 in der Provinz Sichuan, steht die Anlage jeweils mehr als 1000&nbsp;Kilometer von der nächsten aktiven Verwerfung entfernt.<ref>World Nuclear News: ''Analysis of Chengdu earthquake'', 14.05.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/RS-Analysis_of_Chengdu_earthquake_1405081.html Abgerufen] am 03.11.2011. ([http://www.webcitation.org/62v1Fj7xh Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auf dem Standort wird daher nicht von einer etwaigen Beschleunigung bei einem Erdbeben von 0,19&nbsp;g ausgegangen, während die Reaktoren für 0,20&nbsp;g ausgelegt sind.<ref name="IAEA_Chang_2012">Chang Xiangdong: ''Checking of Seismic and Tsunami Hazard for Coastal NPP of Chinese Continent'', 09.09.2012. [http://gnssn.iaea.org/actionplan/Shared%20Documents/Action%2001%20-%20Safety%20Assessments/IEM%20on%20Protection%20against%20Extreme%20Earthquakes%20and%20Tsunamis%20in%20the%20Light%20of%20the%20Accident%20at%20the%20Fukushima%20Daiichi%20NPP/Presentations/Technical%20Session%20I/Chang.pdf Abgerufen] am 22.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DsrnVohv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Das Werk entnimmt sein Kühlwasser zwei Kilometer nördlich des Werks aus dem Gelben Meer, unweit der Hafenanlagen von Lianyun. Aufgrund der Erweiterung der Hafenanlagen und der Änderung der Meerstömung mussten die Dämme des Zulaufs verstärkt und auf 1,402&nbsp;Kilometer verlängert werden. Das Werk ist durch zwei unterirdische Tunnel durch den Berg Dalong Ding mit dem Meer verbunden. Jeder der Tunnel hat genug Kapazität für zwei 1000&nbsp;MW starke Reaktoren, also für die erste und zweite Ausbaustufe des Werkes.<ref>Journal of Sediment Research: ''田湾核电站海域潮流泥沙数值模拟研究''. [http://wenku.baidu.com/view/ea0dd3d628ea81c758f57889.html?from=related Abgerufen] am 09.03.2012.</ref><ref>''Study on the impacts of Lianyungang Port's extension project on water intake project of Tianwan Nuclear Power Station and corresponding measures''. [http://en.cnki.com.cn/Article_en/CJFDTOTAL-SDGK200804005.htm Abgerufen] am 09.03.2012.</ref><br />
<br />
Aufgrund der Lage zwischen den Bergen und dem Meer gab es seitens Russland bei der Platzierung des Werkes Zweifel an dem Standort. Die Volksrepublik China musste Russland erst davon überzeugen, dass die Lage bei einer Naturkatastrophe keine negativen Auswirkungen auf die Sicherheit der Anlage hat.<ref>Russia Today: ''Russian-Chinese nuclear station safest in the world: IAEA'', 22.12.2007. [http://rt.com/news/russian-chinese-nuclear-station-safest-in-the-world-iaea/ Abgerufen] am 22.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DrWXUlCJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Besonders nach der [[Katastrophe von Fukushima-Daiichi]] gab es hinsichtlich Tsunamis in der Bevölkerung,<ref>Zeit Online: ''Asiens Schlacht ums Atom'', 17.07.2011. [http://www.zeit.de/2011/28/Atom-Asien/komplettansicht Abgerufen] am 22.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DrWyK50I Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> als auch von Nuklearexperten und Geologen Bedenken über die Sicherheit der Anlage.<ref>Big News network: ''AP IMPACT: Asia nuclear reactors face tsunami risk'', 18.04.2011. [http://feeds.bignewsnetwork.com/?rid=44710030&cat=6034630751577834 Abgerufen] am 22.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DrXE8CU2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Falle von Tianwan evaluierte man allerdings, dass der Standort bei dem höchst möglichen Tsunami rund 0,51&nbsp;Meter über den Wasserspiegel liegen werde, bei einer Sturmflut ganze 4,33&nbsp;Meter über den Wasserspiegel.<ref name="IAEA_Chang_2012"/> Folglich wird in der Projektierung bei einer Lage von 8&nbsp;Metern über den Meeresspiegel davon ausgegangen, dass der größte mögliche Tsunami für Tianwan eine Höhe von {{#expr:8-0.51}}&nbsp;Metern erreicht und keine Sturmflut höher als {{#expr:8-4.33}}&nbsp;Metern zu erwarten sei.<br />
<br />
Grundplan des Kernkraftwerkes Tianwan, Gebäudebeschreibung per Mouseover:<br />
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;"><br />
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Grundplan ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 1px;"><br />
<imagemap><br />
Datei:Kernkraftwerk Tianwan Grundplan.png|zentriert|verweis=<br />
poly 1411 942 1440 942 1440 945 1448 945 1448 964 1440 964 1440 976 1411 976 [[#XXX|Kontrollpunkt (00UYE)]]<br />
poly 1448 1016 1539 1016 1539 1107 1523 1107 1522 1057 1514 1057 1507 1053 1502 1048 1498 1040 1498 1033 1448 1033 [[#XXX|Kraftwerksverwaltung (01UYC)]]<br />
poly 1178 514 1178 258 1273 199 1271 194 1291 131 1419 5 1426 5 1694 273 1699 285 1699 294 1693 308 1688 313 1674 319 1367 319 1367 514 [[#XXX|Vorflutbecken]]<br />
poly 1205 243 1195 228 1195 226 1232 202 1234 202 1245 218 [[#XXX|Kühlwassertunnelzulauf]]<br />
poly 1238 513 1292 513 1292 527 1238 527 [[#XXX|Kühlwasserpumpenhaus Block 1 bis 4 (00UKA)]]<br />
poly 1595 402 1684 402 1684 436 1595 436 [[#XXX|Gebäude zur Verarbeitung und Lagerung von radioaktiven Abfällen (01UKS)]]<br />
poly 1520 402 1564 402 1564 436 1520 436 [[#XXX|Erweiterungsgebäude zur Verarbeitung und Lagerung von radioaktiven Abfällen (02UKS)]]<br />
poly 1517 613 1556 613 1556 644 1517 644 [[#XXX|Notstromdieselgeneratoren Block 1 für Unfallbedingungen (10UBS)]]<br />
poly 1333 613 1372 613 1372 644 1333 644 [[#XXX|Notstromdieselgeneratoren Block 2 für Unfallbedingungen (20UBS)]]<br />
poly 1149 613 1188 613 1188 644 1149 644 [[#XXX|Notstromdieselgeneratoren Block 3 für Unfallbedingungen (30UBS)]]<br />
poly 956 613 1004 613 1004 644 956 644 [[#XXX|Notstromdieselgeneratoren Block 4 für Unfallbedingungen (40UBS)]]<br />
poly 1556 638 1570 638 1570 672 1565 672 1565 703 1562 703 1555 697 1546 693 1563 693 1527 697 1520 704 1516 712 1516 657 1556 657 [[#XXX|Sicherheitsgebäude Block 1 (10UKD)]]<br />
poly 1372 638 1386 638 1386 672 1381 672 1381 703 1377 703 1371 697 1362 693 1352 693 1343 697 1336 704 1332 712 1332 657 1372 657 [[#XXX|Sicherheitsgebäude Block 2 (20UKD)]]<br />
poly 1188 638 1202 638 1202 672 1197 672 1197 703 1193 703 1187 697 1178 693 1168 693 1159 697 1152 704 1148 712 1148 657 1187 657 [[#XXX|Sicherheitsgebäude Block 3 (30UKD)]]<br />
poly 1004 638 1018 638 1017 672 1013 672 1013 703 1009 703 1003 697 994 693 984 693 975 697 967 704 964 712 964 657 1004 657 [[#XXX|Sicherheitsgebäude Block 4 (40UKD)]]<br />
poly 1467 653 1507 653 1507 658 1516 658 1516 672 1467 672 [[#XXX|Transportequipment- und Brennstofflagergebäude Block 1 (10UKF)]]<br />
poly 1283 653 1323 653 1323 658 1332 658 1332 672 1283 672 [[#XXX|Transportequipment- und Brennstofflagergebäude Block 2 (20UKF)]]<br />
poly 1099 653 1139 653 1139 658 1148 658 1148 672 1099 672 [[#XXX|Transportequipment- und Brennstofflagergebäude Block 3 (30UKF)]]<br />
poly 915 653 955 653 955 658 964 658 964 672 915 672 [[#XXX|Transportequipment- und Brennstofflagergebäude Block 4 (40UKF)]]<br />
poly 1467 672 1516 672 1516 714 1499 714 1499 712 1483 712 1483 714 1480 714 1480 712 1467 712 [[#XXX|Nebengebäude Block 1 (10UKA)]]<br />
poly 1283 672 1332 672 1330 714 1315 714 1315 712 1299 712 1299 714 1296 714 1296 712 1283 712 [[#XXX|Nebengebäude Block 2 (20UKA)]]<br />
poly 1099 672 1148 672 1148 714 1131 714 1131 712 1115 712 1115 714 1112 714 1112 712 1099 712 [[#XXX|Nebengebäude Block 3 (30UKA)]]<br />
poly 915 672 964 672 964 714 947 714 947 712 931 712 931 714 928 714 928 712 915 712 [[#XXX|Nebengebäude Block 4 (40UKA)]]<br />
poly 1460 712 1480 712 1480 714 1483 714 1483 712 1499 712 1499 714 1516 714 1516 723 1521 732 1528 739 1528 756 1460 756 [[#XXX|Nukleares Servicegebäude Block 1 (10UKC)]]<br />
poly 1276 712 1296 712 1296 714 1299 714 1296 712 1314 712 1315 714 1332 714 1332 723 1335 732 1344 739 1344 756 1276 756 [[#XXX|Nukleares Servicegebäude Block 2 (20UKC)]]<br />
poly 1092 712 1112 712 1112 714 1115 714 1115 712 1131 712 1131 714 1148 714 1148 723 1152 732 1160 739 1160 756 1092 756 [[#XXX|Nukleares Servicegebäude Block 3 (30UKC)]]<br />
poly 908 712 928 712 928 714 931 714 931 712 947 712 947 714 964 714 964 723 967 732 967 739 976 756 908 756 [[#XXX|Nukleares Servicegebäude Block 4 (40UKC)]]<br />
poly 1528 740 1536 743 1546 743 1554 740 1554 742 1562 742 1562 756 1528 756 [[#XXX|Dampfzelle Block 1 (10UJE)]]<br />
poly 1344 740 1352 743 1362 743 1370 740 1370 742 1378 742 1378 756 1344 756 [[#XXX|Dampfzelle Block 2 (20UJE)]]<br />
poly 1161 740 1168 743 1178 743 1186 740 1186 742 1196 742 1194 756 1160 756 [[#XXX|Dampfzelle Block 3 (30UJE)]]<br />
poly 976 740 984 743 994 743 1007 740 1002 742 1010 742 1010 756 976 756 [[#XXX|Dampfzelle Block 4 (40UJE)]]<br />
poly 1536 693 1546 693 1555 697 1562 704 1566 713 1566 723 1562 732 1555 739 1546 743 1536 743 1527 739 1520 732 1516 723 1516 713 1520 704 1527 697 [[#XXX|Reaktorgebäude Block 1 (10UJA)]]<br />
poly 1352 693 1361 693 1371 697 1378 704 1382 713 1382 723 1378 732 1371 739 1362 743 1352 743 1343 739 1336 732 1332 723 1332 713 1336 704 1343 697 [[#XXX|Reaktorgebäude Block 2 (20UJA)]]<br />
poly 1168 693 1178 693 1187 697 1194 704 1198 713 1198 723 1194 732 1187 739 1178 743 1168 743 1159 739 1152 732 1148 723 1148 713 1152 704 1159 697 [[#XXX|Reaktorgebäude Block 3 (30UJA)]]<br />
poly 948 693 994 693 1003 697 1010 704 1014 713 1014 713 1010 732 1003 739 994 743 984 743 975 739 968 732 964 723 964 713 968 704 975 697 [[#XXX|Reaktorgebäude Block 4 (40UJA)]]<br />
poly 1433 696 1437 692 1453 696 1457 696 1457 712 1453 716 1437 716 1433 712 [[#XXX|Fortluftkamin Block 1 (10UKH)]]<br />
poly 1249 696 1253 692 1268 696 1272 696 1273 712 1269 716 1253 716 1249 712 [[#XXX|Fortluftkamin Block 2 (20UKH)]]<br />
poly 1065 696 1069 692 1085 692 1089 696 1088 712 1085 716 1069 716 1065 712 [[#XXX|Fortluftkamin Block 3 (30UKH)]]<br />
poly 881 696 885 692 901 692 905 696 905 712 901 716 885 716 881 712 [[#XXX|Fortluftkamin Block 4 (40UKH)]]<br />
poly 1518 765 1562 765 1562 864 1518 864 [[#XXX|Turbinenhalle Block 1 (10UMA)]]<br />
poly 1334 765 1378 765 1378 864 1334 864 [[#XXX|Turbinenhalle Block 2 (20UMA)]]<br />
poly 1150 765 1194 765 1194 864 1150 864 [[#XXX|Turbinenhalle Block 3 (30UMA)]]<br />
poly 966 765 1010 765 1010 864 966 864 [[#XXX|Turbinenhalle Block 4 (40UMA)]]<br />
poly 1481 765 1518 765 1518 783 1481 783 [[#XXX|Kühlwasseraufbereitung Block 1 (10UGB)]]<br />
poly 1297 765 1334 765 1334 783 1297 783 [[#XXX|Kühlwasseraufbereitung Block 2 (20UGB)]]<br />
poly 1113 765 1150 765 1150 783 1113 783 [[#XXX|Kühlwasseraufbereitung Block 3 (30UGB)]]<br />
poly 929 765 966 765 966 783 929 783 [[#XXX|Kühlwasseraufbereitung Block 4 (40UGB)]]<br />
poly 1481 783 1518 783 1518 834 1481 834 [[#XXX|Schaltanlagengebäude Block 1 (10UBA)]]<br />
poly 1297 783 1334 783 1334 834 1297 834 [[#XXX|Schaltanlagengebäude Block 2 (20UBA)]]<br />
poly 1113 783 1150 783 1150 834 1113 834 [[#XXX|Schaltanlagengebäude Block 3 (40UBA)]]<br />
poly 929 783 966 783 966 834 929 834 [[#XXX|Schaltanlagengebäude Block 4 (30UBA)]]<br />
poly 1441 797 1460 797 1460 824 1441 824 [[#XXX|Dieselgeneratoren für Normalbedingungen Block 1 (10UDG)]]<br />
poly 1257 797 1276 797 1276 824 1257 824 [[#XXX|Dieselgeneratoren für Normalbedingungen Block 2 (20UDG)]]<br />
poly 1073 797 1092 797 1092 824 1073 824 [[#XXX|Dieselgeneratoren für Normalbedingungen Block 3 (30UDG)]]<br />
poly 889 797 908 797 908 824 889 824 [[#XXX|Dieselgeneratoren für Normalbedingungen Block 4 (40UDG)]]<br />
poly 1463 865 1492 865 1492 889 1463 889 [[#XXX|Betriebshilfsgebäude Block 1 (10UYA)]]<br />
poly 1279 865 1308 865 1308 889 1279 889 [[#XXX|Betriebshilfsgebäude Block 2 (20UYA)]]<br />
poly 1095 865 1124 865 1124 889 1095 889 [[#XXX|Betriebshilfsgebäude Block 3 (30UYA)]]<br />
poly 911 865 940 865 940 889 911 889 [[#XXX|Betriebshilfsgebäude Block 4 (40UYA)]]<br />
poly 1437 613 1506 613 1506 630 1437 630 [[#XXX|Notschaltwarte Block 1&2 (01UYX)]]<br />
poly 1069 613 1138 613 1138 630 1069 630 [[#XXX|Notschaltwarte Block 3&4 (02UYX)]]<br />
desc top-left<br />
</imagemap><br />
</div></div><br />
<br />
=== Technik Block 1 bis 4 ===<br />
Block eins bis vier sind baugleiche Druckwasserreaktoren vom Typ [[WWER|WWER-1000/428]]. Die Reaktorsysteme sind auf die Sicherheitsauflagen der Volksrepublik China angepasste Modelle auf der Basis des WWER-1000/320. Zum Einsatz kommt das System in der Konfiguration des [[AES-91|AES-91/99]]. Beim Bau der Anlage war es das International am weitesten fortgeschrittene Reaktorprojekt, dass den Stand der russischen und internationalen Reaktortechnik präsentierte. Der Hauptunterschied zu den vorherigen Reaktormodellen ist die Nutzung einer vierfachen Redundanz in allen Sicherheitssystemen sowie die Nutzung eines [[Containment|Doppelcontainments]].<ref>Institution of Electrical Engineers, u.a.: ''Physics Abstracts, Band 75,Teil 2''. Institution of Electrical Engineers., 2000.</ref> Entwickelt wurde das Basismodell des Reaktors ab 1977 als Kooperation zwischen [[Gidropress]] und der finnischen Firma Voima International Limited. Ehemals wurde dieses Reaktormodell als AES-91 für die Ausschreibung eines dritten Reaktors im [[Kernkraftwerk Loviisa]] entworfen.<ref name="ISBN_9201048041">International Atomic Energy Agency: ''Status Of Advanced Light Water Reactor Designs 2004''. International Atomic Energy Agency, 2004. ISBN 9201048041. Seite 359, 360</ref> Durch die finnisch/russische Vorgeschichte des Reaktordesigns für China wurden die zusätzlichen finnischen Sicherheitssysteme ebenfalls eingebaut.<ref>Richard C. Ragaini, Antonino Zichichi: ''International Seminar on Nuclear War and Planetary Emergencies, 34th session: energy, nuclear and renewable energy ... : "E. Majorana" Centre for Scientific Culture, Erice, Italy, 19 - 24 Aug. 2005''. In: Science and culture series (Singapore).: Nuclear strategy and peace technology. World Scientific, 2006. ISBN 9812567399.</ref><br />
<br />
Für die Ausschreibung in China wählte man dieses Modell, verbesserte die technischen Eigenschaften jedoch hinsichtlich der Sicherheitssysteme und der reaktorphysikalischen Auslegung. In der Folge entstand die aufgewertete Version AES-91/99, die alle Sicherheitsvorgaben in Russland, Finnland, Europa ([[EUR|EUR-Zertifikat]]) und die der IAEA erfüllt. Weiter wurden einige Eigenschaften des Modells hinsichtlich der internationalen Trends angepasst, so unter anderem:<ref name="ISBN_9201048041"/><br />
* Standzeit von 60&nbsp;Jahren<br />
* Maximaler Abbrand von 55&nbsp;Megawatttage pro Kilogramm Uran<br />
* Verringerung der Wartungsperioden und Erhöhung der Verfügbarkeit<br />
* Möglichkeit des Lastfolgebetriebs und der schnellen Leistungsregulierung<br />
* Auslegung für die Verwendung von [[Mischoxid|MOX]]-Brennstoffen<br />
<br />
Die primäre Wärmeenergie wird im Reaktordruckbehälter erzeugt, in dem sich 163&nbsp;hexagonale Brennelemente befinden, die mit 121&nbsp;Steuerstäben gesteuert werden. Aufgrund der Version&nbsp;428 wurde der neue Brennelementetyp [[TWS-2]] entwickelt, der in nahezu allen WWER-1000-Anlagen Verwendung finden kann.<ref name="ISBN_9201048041"/> Diese Brennelemente wurden jedoch nie in Tianwan eingesetzt. Hier wurde der Einsatz der Brennelemente vom Typ [[UTWS]] vorgezogen. Seit 2010 kommen Brennelemente vom Typ [[TWS-2M]] zum Einsatz.<ref name="WNN_02-11-2010"/> Die nominale Reaktorleistung liegt bei 3000&nbsp;MW<sub>th</sub>. Um die Wärme über die vier primären Kühlschleifen abzuführen werden stündlich 86.000&nbsp;Kubikmeter Wasser durch den Reaktorkern geleitet. Beim Eintritt weist das Kühlwasser eine Temperatur von 291&nbsp;°C auf, nach der Aufnahme der Wärme aus der Kernspaltung und beim Austritt aus dem Reaktor eine Temperatur von 321&nbsp;°C. Der gesamte Kreislauf steht unter einem Druck von 15,7&nbsp;Megapascal. Die Wärme wird über je einen horizontalen Dampferzeuger in den vier Kühlschleifen in einen sekundären Kreislauf übertragen. Insgesamt werden mit den vier Dampferzeugern 5880&nbsp;Tonnen Dampf pro Stunde erzeugt. Anschließend wird der Dampf zu der Turbine weitergeleitet.<ref name="ISBN_9201048041"/> Bei Block 1 und 2 erreicht diese eine elektrische Bruttoleistung von 1060&nbsp;MW und speist davon 990&nbsp;MW netto in das Elektrizitätsnetz ein.<ref name="IAEA"/> Nominal können die beiden Blöcke mit einer Leistung von 1060&nbsp;MW fahren.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Country nuclear power profiles, Teil 1''. In: Country Nuclear Power Profiles, International Atomic Energy Agency. International Atomic Energy Agency, 2004. ISBN 9201069049. Seite 224.</ref> Die Generatoren für die Blöcke 3 und 4 sind allerdings größer dimensioniert und erreichen eine Bruttoleistung von 1126&nbsp;MW und eine Nettoleistung von 1050&nbsp;MW.<ref name="Dynabond_27-12-2012">Dynabond: ''Tianwan NPP’s largest procurement contract was signed'', 27.12.2012. [http://www.dynabondpowertech.com/en/search-national-news/5370-tianwan-npps-largest-procurement-contract-was-signed?catid=20%3Ajiangsu Abgerufen] am 28.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6E57mWBr7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref name="IAEA"/> Die beiden Vollpolmaschinen sind so ausgelegt, dass diese nominal bei einer Reaktorleistung von 104&nbsp;% eine Leistung von 1176,9&nbsp;MW erreichen können. Die Konfiguration der Turbine ist mit der in den Blöcken 1 und 2 identisch und besteht aus einen Hochdruckläufer und drei zweiflutige Niederdruckläufer.<ref name="Dynabond_27-12-2012"/><br />
<br />
=== Technik Block 5 & 6 ===<br />
Die Blöcke fünf und sechs sollen mit Reaktoren vom Typ CNP-1000 ausgestattet werden, die technisch den Blöcken am Standort Fangjiashan gleichen.<ref name="WNN_05-11-2011"/> Beide Blöcke liefern bei einer Bruttoleistung von 1080&nbsp;MW insgesamt 1000&nbsp;MW netto in das Elektrizitätsnetz.<ref name="Block-5"/><ref name="Block-6"/><br />
<br />
== Wissenswertes ==<br />
* Über den Eingang der Kraftwerksverwaltung steht der Schriftzug ''„Sicherheit, Sicherheit und nochmal Sicherheit“'' (chinesisch 安全, 安全, 还是安全), dass als eine Art Parole des Kernkraftwerks steht.<br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Tianwan hat zwei Reaktorblöcke, die sich in Betrieb befinden. Vier weitere Reaktoranlagen sind geplant.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=CN „China, People's Republic of“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Tianwan-1<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/428<br />
| align="right" | 990 MW<br />
| align="right" | 1060 MW<br />
| align="right" | 20.10.1999<br />
| align="right" | 12.05.2006<br />
| align="right" | 17.05.2007<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tianwan-2<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/428<br />
| align="right" | 990 MW<br />
| align="right" | 1060 MW<br />
| align="right" | 20.10.2000<br />
| align="right" | 14.05.2007<br />
| align="right" | 16.08.2007<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tianwan-3<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/428<br />
| align="right" | 1050 MW<br />
| align="right" | 1126 MW<br />
| align="right" | 27.12.2012<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tianwan-4<ref name="Block-4">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=CN&refno=73 „Nuclear Power Reactor Details - TIANWAN 4“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/428<br />
| align="right" | 1050 MW<br />
| align="right" | 1126 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tianwan-5<ref name="Block-5">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=CN&refno=74 „Nuclear Power Reactor Details - TIANWAN 5“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CNP-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tianwan-6<ref name="Block-6">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=CN&refno=75 „Nuclear Power Reactor Details - TIANWAN 6“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | CNP-1000<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 1080 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Weblinks ==<br />
* [http://www.power-technology.com/projects/tianwan/ Power Technology - Tianwan-1 and -2 Nuclear Reactors] (englisch)<br />
* [http://www.cnnc.com.cn/english/plants/jiangsu.htm China National Nuclear Corporation - Jiangsu Nuclear Power Corporation] (englisch)<br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* {{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
* [[WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in China}}<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in der Volksrepublik China|Tianwan]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Tianwan]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 2000er Jahren|Tianwan]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk am Chinesischen Meer|Tianwan]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_3&diff=6105Benutzer:TZV/Spielwiese 32013-04-07T17:23:10Z<p>10.0.1.47: /* Diskussion */ aw</p>
<hr />
<div>Der '''Advanced Passive''' ist eine von der Westinghouse Electric Company entwickelte Baulinie mit [[Druckwasserreaktor]].<br />
<br />
== Diskussion ==<br />
Was wir wohl vielleicht mit beachten müssen ist, dass die Chinesen bereits in den 1990ern eine Abklatsche des AP600 vorgenommen haben mit dem AC-600 (Advanced Chinese), der wohl für die Entwicklung des AP1000 eine wichtige Rolle gespielt hat. Abgesehen davon: Wollen wir uns die Arbeit abschnittsweise aufteilen? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:10, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
:hmm, mit der geschichte kenn ich mich net aus. prinzipiell sollten wir aber nur das als roten faden nehmen, was auch in serie ging. den AP600 würde ich nur als idee ansehen, und eher in geschichte als bei versionen sehen. den EP1000 ebenso. Die abschnittsweise aufteilung wird sich zwangsläufig ergeben, wir werden aber auch mal beim anderen reinarbeiten müssen, zwecks korrektur, zusatzwissen etc. Ich schau erstmal auf die sicherheitstechnik, was ich später mach weiß ich noch net. Das ergibt sich dann. Gruß des Bootes, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:06, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Na klar muss man die nicht technisch behandeln, das kann man in den Versionen anmerken. Für die Entwicklung sind diese Linien aber sehr wichtig, also im entwicklungsgeschichtlichen Kontext. Der AP600 war zuerst da, daraus entstand mit einem dritten Loop unter dem EPP-Programm der EP1000, der zumindest für den Aufbau des Gebäudes 1:1 gleich mit dem heutigen AP1000 ist und die Basis darstellt, während der AP600 die vergrößerte technische Basis des AP1000 darstellt. Den AC-600 werde ich nur als einer der Abwandlungen darstellen, genauso wie andere Anlagen, die sich den AP zwar als Vorbild, jedoch nicht als Basis nehmen So nimmt auch der ACPR und der ACP den AP1000 als Basis, sind technisch aber völlig anders. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:35, 6. Apr. 2013 (CEST)<br />
Wegen der Tabelle: Schau dir das mal an, kann nicht alle Daten zusammen bekommen, Wäre eine einfache Aufteilung zwischen Primär und Sekundärkreislauf, sowie den einzelnen Anlagenteilen einfacher und übnersichtlicher? --[[Benutzer:TZV|TZV]] 14:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
:wo is die schwierigkeit? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:20, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
::Ich mein nur. Hast du ne Quelle für die anderen Daten? --[[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 19:23, 7. Apr. 2013 (CEST)<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Intention zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors gab es erstmals zum Beginn der 1980er seitens Westinghouse und Mitsubishi. Als Grund dafür war die Intention von Hitachi, Toshiba und General Electric einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor zu entwickeln, der für Westinghouse als gefähliche Konkurrenz wahrgenommen wurde. Seitens Mitsubishi war die Siewasserreaktor-Sparte eher weniger als Konkurrenz angesehen geworden, allerdings unterzeichnete die deutsche Kraftwerk Union AG am 5.&nbsp;Oktober 1981 einen Vertrag mit Hitachi, Toshiba und Fuji Electric den [[KWU DWR-1300]] für den japanischen Markt auszurichten und zu lizenzieren. Die Tokio Electric Power Company (TEPCO) zeigte großes Interesse an dem Reaktor und kündigte bereits an, solch ein Modell zu errichten, sofern er lizenzierbar sei. Der Grund für die Wahl dieses Designs lag an der sicherheitstechnischen Fotschrittlichkeit die TEPCO und auch andere japanische Elektrizitätsgesellschaften dazu bewegte den Druckewasserreaktor der Kraftwerk Union als Möglichkeit für den Bau in Japan zu evaluieren. Eine sekundäre Furcht die seitens TEPCO bestand war die Gefahr eines Unfalles, wie es ihn 1979 im [[Kernkraftwerk Three Mile Island]] gab, weshalb man auf sicherere Modelle setzen wollte. Mitsubishi bot zu diesem Zeitpunkt nur von Westinghouse adaptierte Modelle der [[Generation II]] an, die auf japanische Vorgaben spezialisiert wurden. Ähnlich verhielt es sich in den USA bei Westinghouse. Sowohl der Bau neuer Kernkraftwerke aufgrund hoher Kosten, als auch massiven sicherheitstechnischen Nachrüstungen an in Bau befindlichen Anlagen und dem bestand, die wiederrum Kostenüberscheitungen verursachten, führten bei Westinghouse dazu ein neues Reaktormodell unter den neuen sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Bedingungen zu entwerfen. Das Projekt wurde unter der Bezeichnung ''Advanced PWR'', kurz ''AP'' geplant.<ref>''The Oriental Economist, Band 50''. Oriental Economist, 1982. Seite 8.</ref><br />
<br />
=== Entwicklung ===<br />
+http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf<br />
<br />
''Rest aus meiner niemals fortgesetzten Restversion, kann man evtl. noch was an Infos herausziehen oder als Leitlinie zu verwenden:''<br />
Mit der Entwicklung des AP600 begann Westinghouse 1985 um ein neues sicheres, vereinfachtes, zuverlässiges und wirtschaftliches Reaktorsystem zu entwerfen. Als Ziel sollte das Design im Gegensatz zu bestehenden [[Kernkraftwerk]]en der [[Generation II]] vollständig mit natürlichen Einflüssen arbeiten, so unter anderem mit einem natürlichen Kühlmittelumlauf durch den Reaktor und Kühlung durch thermische Konvektion. Das Design selbst wurde als ''passiv'' bezeichnet, da es ohne etwaige aktive oder externen Energiequellen arbeiten sollte. Dieses Konzept war aufgrund dieses passiven Charakters im Gegensatz zu den bisherigen Kernkraftwerken auf weniger Leitungen für das Reaktorsystems, weniger Zusatzpumpen, weniger Dieselgeneratoren und anderen zusätzlichen Sicherheitseinrichtungen angewiesen. Dies wiederum führt zu einer Senkung der Bauzeit für Kernkraftwerke dieser Leistungsklasse und Kosteneinsparungen. Man plante ab 1990, dass das erste Werk 1995 in Bau gehen könnte. Insbesondere durch die neue Regelung der [[Nuclear Regulatory Comission]], Bau- und Betriebslizenz in einem Ganz zu beantragen hoffte Westinghouse auf Aufträge für das Reaktordesign.<ref>''Control engineering, Band 37,Ausgaben 8-15''. Technical Pub. Co., 1990. Seite 108.</ref><br />
<br />
=== European Passive Plant ===<br />
(''EPP'' für ''European Passive Plant'', ''EP'' für ''European Passive'' selten statt ''EP1000'' auch ''EPP1000'' in Anlehnung an ersteres)<br />
<br />
=== Modernere Marktbedingungen ===<br />
<br />
=== China Advanced Passive ===<br />
<!-- Westinghouse gibt Lizenzrechte gemäß Vertrag bei Anlagen über 1350 MW ab, liegen dann voll bei den Chinesen --><br />
<br />
==== ACME ====<br />
<!-- Advanced Core-cooling Mechanism Experiment (Link siehe unter CAP1400 bei WNA vom 4. April 2012)--><br />
<br />
==== LPP-1 CAP1400 ====<br />
* http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/CNP-300/Presentations/2011%20-%20Technology%20Development,%20Design%20and%20Safety%20Features%20of%20the%20CNP300%20and%20A%20New%20Small%20PWR.pdf<br />
<br />
==== LPP-2 CAP1700 ====<br />
<br />
== Technik ==<br />
<br />
=== Kreisprozess ===<br />
==== Reaktordruckbehälter ====<br />
==== Druckhalter ====<br />
==== Dampferzeuger ====<br />
==== Turbosatz ====<br />
==== Kondensatoren ====<br />
<br />
=== Sicherheitstechnik ===<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf pccs, hydrogen, paccwast<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf irwst 2 std saturierung, rhx, 2x cmt bor, accumulatoren 2 borwasser, irwstbor, irswst cavitiy/sump flooding, 2x spargers x4x arm, rrwst screens, squib valve depress, versagenfälle <br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-5.pdf containment spray?, cont vol<br />
<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2015/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2015%20Section%2015-6.pdf melt?<br />
<br />
<br />
==== Überblick ====<br />
==== Subsysteme ====<br />
Das Sicherheitskonzept des AP1000 enthält verschiedene Subsysteme an verschiedenen Positionen im Kraftwerk, welche hier aufgelistet werden. Diese Systeme befinden sich im inneren Sicherheitsbehälter: <br />
<br />
* '''In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST):''' Das nierenförmige Flutbecken befindet sich beim AP1000 auf einer Seite des Containments, und umgibt einen Dampferzeuger. Es enthält 2069,9 m³ mit Borsäure versetztes Wasser. Um seine passive Kühlfunktion erfüllen zu können, ist das Wasser auf einem höheren Niveau untergebacht als der Reaktordruckbehälter (RDB). Es enthält zwei Gasverteiler (''engl. spargers'') mit je vier Füßen, welche Wasserdampf aus dem Druckhalter in das Becken blasen können, um die Kreisläufe zu entdrucken und den Dampf auszukondensieren. Das IRWST dient auch zur Flutung des Raumes über dem Reaktordruckbehälter zum BE-Wechsel und zur Flutung der Reaktorgrube. Beim Runterfahren des Reaktors wird das Heißwasser aus dem Kern passiv durch Konvention in einen Wärmetauscher (PRHR) im IRWST geleitet, kühlt dort ab und fließt zurück in den tiefer liegenden Dampferzeuger, und von dort in den Reaktordruckbehälter (RDB). Bei einem Kühlmittelverlststörfall wird das Wasser des IRWST durch Schwerkraft über einen Abfluss am Boden des Beckens in den Reaktordruckbehälter geleitet. Zum Schutz vor Fremdkörpern ist dies mit einem Gitter versehen. Durch die großzügige Wassermenge dauert es nach einer RESA etwa zwei Stunden, bis die [[Nachzerfallswärme]] das Wasser zum Sieden bringt.<ref><br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''In-vessel Retention (IVR):''' Statt eines externen [[Kernfänger]]s soll das Corium bei einem [[Kernschmelze|Kernschmelzunfall]] im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden. Zu diesem Zweck ist der RDB mit Leitblechen verkleidet, welche die Strömung um das Gefäß kontrollieren sollen. Ab Boden befindet sich der Einlass, sodass der unterste Punkt des Plenums angeströmt werden kann. Dort erwärmt sich das Wasser, und das Wasser-Dampf-Gemisch wird durch die Leitbleche direkt am RDB nach oben geführt. Im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters ist das Wasser vollständig verdampft, und der Dampf wird vor den Flanschen freigegeben, um in das Containment zu strömen.<ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0319/ML031920123.pdf</ref><ref>http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0424/ML042460184.pdf</ref><br />
<br />
* '''Accumulator:''' Zwei Sammeltanks mit je 56,6 m³ boriertem Wasser sind mit Stickstoff unter 5,5 MPa Druck gesetzt, und pressen bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) Wasser in die Primärkreisläufe. Der Auslass speist in dieselbe Leitung wie die CMTs.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
* '''Core Makeup Tank (CMT):''' Zwei Tanks mit je 70,8 m³ boriertem Wasser sind über Diffusoren an die Rückströmleitungen zum RDB abgeschlossen, und besitzen deshalb im Betrieb denselben Druck wie der Primärkreis. Der Ausfluss läuft über ein Ventil in eine Sammelschiene, in die auch der jeweilige Accumulator einspeist, und welche in den Reaktordruckbehälter führt. Der tiefere Sinn hinter dieser Konstruktion ist, dass bei einem Kühlmittelverluststörfall die Rückströmleitungen zum RDB mit Dampf gefüllt sind (Druckverlust im Kreislauf), das Wasser in den CMTs aber einen höheren Druck besitzt (Kreislaufdruck vor LOCA), und somit in den Kreislauf strömt, und dort an den tiefsten Punkt, den Reaktordruckbehälter. Das System ersetzt auch die Notborierung, und kann bei kleinen Lecks für genug Wasser im Kreislauf sorgen, da es höher als dieser liegt.<ref>https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf</ref><br />
<br />
Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:<br />
<br />
==== Karenzzeit ====<br />
<br />
=== Steuerungstechnik ===<br />
https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-4.pdf<br />
<br />
=== Versionen ===<br />
==== AP600 ====<br />
<!-- 2-loop Urversion --><br />
* ARIS: http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/6.AP-600.pdf<br />
<br />
==== EP1000 ====<br />
<!-- 3-loop AP600 +1 loop --><br />
* Westinghouse/Genesi (http://books.google.de/books?id=QKjhJvJrLSgC&pg=PA194&lpg=PA194&dq=%22EP1000%22+reaktor&source=bl&ots=mZHEiXDuVn&sig=1jC7NJG0ovoSDr1LN1tabrkAL2w&hl=de&sa=X&ei=qkVcUbHqDO_54QTygYHICQ&ved=0CEIQ6AEwBDgU#v=onepage&q=%22EP1000%22%20reaktor&f=false)<br />
* http://www.jsme.or.jp/monograph/pes/1999/ICONE7/PAPERS/TRACK06/FP7428.PDF<br />
* http://www.ansaldonucleare.it/TPap0305/NNPP/NPP_22.pdf<br />
* Dezember 1999 EUR, Auf Basis EP1000 wurde AP1000 entwickelt (https://iaea.org/OurWork/ST/NE/NENP/NPTDS/Downloads/TWG2002_LWRHWR/italy_lwr_part3.pdf)<br />
* Nukleared Dampferzeugersystem und Containment auf Basis SPWR (japanische Abwandlung des AP600), Rest von AP600, EPP - European passive plant (http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1117_prn.pdf)<br />
<br />
==== AP1000 ====<br />
<!-- 2-loop scaled up AP600, Außenhülle von EP1000, 3750 MWth --><br />
* ARIS: http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/7.AP1000.pdf<br />
<br />
==== CAP1000 ====<br />
<!-- 2-loop gleich mit AP1000, 3400 MWth (Sanmen, Haiyang) --><br />
* http://www.wantchinatimes.com/news-subclass-cnt.aspx?id=20120116000060&cid=1105<br />
* http://www.snptc.com.cn/en/index.php?optionid=940<br />
* http://www.snptc.com.cn/en/index.php?optionid=913 /zu CAP allgemein, betrifft auch die 1400er-Reihe<br />
<br />
==== CAP1400 ====<br />
<!-- 2-loop scaled up AP1000 --><br />
* http://www.snptc.com.cn/en/index.php?optionid=939<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/NN_Reactor_derivatives_for_China_1812092.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/C_Firms_flock_to_Chinese_supply_chain_0701101.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/C-Chinese_suppliers_gain_Gen_III_qualification-1401104.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/NN_Milestones_for_AP1000s_2212101.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/NP_Maintain_nuclear_perspective_China_told_1101112.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/C-SNPTC_cooperates_with_Shandong_province-0703114.html<br />
* http://www.world-nuclear-news.org/NN-CAP1400_test_facility_under_construction-0404124.html<br />
<br />
==== CAP1700 ====<br />
<!-- 3-loop CAP1400 +1 loop --><br />
* http://www.snerdi.com.cn/en/InfoShow.aspx?Id=c5578597-5585-443f-bf54-d960072fac0e /Primär über CAP1400, allerding eine Jahreszahl für den CAP1700<br />
<br />
==== CAP2200 ====<br />
<!-- 3-loop scaled up CAP1700 falls passive Systeme das schaffen --><br />
<br />
== Konstruktion ==<br />
<br />
*http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/11-corporate-and-holdings/1529-terex-signs-agreement-with-cnec-for-the-worlds-largest-crane-with-maximum-lifting-capacity-of-3200t<br />
<br />
== Wirtschaftlichkeit ==<br />
== Datentabellen ==<br />
* http://www.ifrt.kit.edu/downloads/INS_Chapter_3.pdf<br />
* http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-06-18-20-TWG-LWR-HWR/18.China-LWR.pdf<br />
* http://books.google.de/books?ei=EElcUY_GPMX64QTf34HgCA&hl=de&id=lGxTAAAAMAAJ&dq=Ep1000+%221000+mw%22&q=%22+designed+to+produce+2900+MW+thermal+core+power+%22#search_anchor<br />
<br />
{| class="prettytable"<br />
! width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Technische Daten:'''<br />
! AP600<br />
! EP1000<br />
! AP1000<br />
! CAP1000<br />
! CAP1400<br />
! CAP1700<br />
! CAP2200<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Thermische Leistung''<br />
| 1.940 MW<sub>th</sub><br />
| 2.900 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 3.400 MW<sub>th</sub><br />
| 4.040 MW<sub>th</sub><br />
| 4.900 MW<sub>th</sub><br />
| 5.200 MW<sub>th</sub><br />
|-<br />
| ''Generatorleistung''<br />
| 675 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| 1.200 MW<br />
| 1.250 MW<br />
| 1.500 MW<br />
| 1.900 MW<br />
| 2.200 MW<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrische Leistung (Netto)''<br />
| 600 MW<br />
| <br />
| 1.100 MW<br />
| 1.000 MW<br />
| 1.400 MW<br />
| 1.700 MW<br />
| 2.000 MW<br />
|-<br />
| ''Wirkungsgrad (Netto)''<br />
| 31 %<br />
| <br />
| 32 %<br />
| <br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Elektrischer Eigenbedarf''<br />
| 75 MW<br />
| <br />
| 133 MW<br />
| 250 MW<br />
| 100 MW<br />
| 200 MW<br />
| 200 MW<br />
|-<br />
| ''Projektierte Betriebsdauer''<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
| 60 Jahre<br />
|-<br />
! colspan="8" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kernreaktor:'''<br />
|-<br />
| ''Zahl der Brennstoffbündel''<br />
| 145<br />
| <br />
| 157<br />
| 157<br />
| 193<br />
| 241<br />
| 257<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstäbe pro Bündel''<br />
| 289<br />
| <br />
| 289<br />
|-<br />
| ''Länge der Bündel''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Aktive Höhe des Kerns''<br />
| 3,658 m<br />
| <br />
| 4,267 m<br />
|-<br />
| ''Durchmesser des Kerns''<br />
| 2,921 m<br />
| <br />
| 3,040 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Brennstoffmasse''<br />
|-<br />
| ''Anreicherung''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Abbrand''<br />
| 55 GWd/t<br />
| <br />
| 60 GWg/t<br />
|-<br />
| ''Spaltanteil bei 100% UO<sub>2</sub>''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Absorberbündel''<br />
|-<br />
| ''Neutronenfluss''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Durchschnittliche Heizrate pro Brennstoffbündel''<br />
|-<br />
| ''Energiedichte des Kerns''<br />
| 78,82 MW/m<sup>3</sup><br />
| 135 W/cm<sup>3</sup><br />
| 109,7 MW/m<sup>3</sup><!-- 572 kW/ft --><br />
| 187 W/cm<sup>3</sup><br />
| 181 W/cm<sup>3</sup><br />
| 178 W/cm<sup>3</sup><br />
| 178 W/cm<sup>3</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Reaktoreintrittstemperatur''<br />
| 279,5 °C<br />
| <br />
| 279,4 °C<br />
|-<br />
| ''Reaktoraustrittstemperatur''<br />
| 315,6 °C<br />
| <br />
| 324,7 °C<br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kreiselpumpen:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| 4<br />
| <br />
| 4<br />
|-<br />
| ''Massenstrom pro Pumpe''<br />
| 2,485 m<sup>3</sup>/s<br />
| <br />
| 4,970 m<sup>3</sup>/s<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Druck im Kreislauf''<br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
| <br />
| {{Konvert|15.513|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Maximale Förderhöhe''<br />
| 73,0 m<br />
| <br />
| 111,3 m<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Rotationsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min<br />
| <br />
| 1.800 U/(min<br />
|-<br />
| ''Leistungsbedarf pro Pumpe''<br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Druckhalter:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| 1<br />
| <br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Auslegungstemperatur''<br />
| <br />
|-<br />
| ''Leermasse''<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Entlastungsventile''<br />
| <br />
|-<br />
| ''Sicherheitsventil (Berstscheibe)''<br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Dampferzeuger:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| 2<br />
| 3<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 2<br />
| 3<br />
| 3<br />
|-<br />
| ''Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger''<br />
| 6.986 m<sup>2</sup><br />
| <br />
| 11.477 m<sup>2</sup><br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger''<br />
| 6.307<br />
| <br />
| 10.025<br />
|-<br />
| ''Gesamtmasse''<br />
| 365,5 t<br />
| <br />
| 663,7 t<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewassertemperatur''<br />
| 224,0 °C<br />
| <br />
| 226,7 °C<br />
|-<br />
| ''Dampftemperatur''<br />
| 272,7 °C<br />
| <br />
| 272,8 °C<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Dampfdruck''<br />
| {{Konvert|5.74|MPa|Bar}} bar<br />
| <br />
| {{Konvert|5.76|MPa|Bar}} bar<br />
|-<br />
| ''Dampfmassenstrom''<br />
| 1.063 kg/s<br />
| <br />
| 1.889 kg/s<br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Turbine:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| 1<br />
| <br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Dampfdruck Hochdruckturbine''<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl Hochdruckturbinen''<br />
| 1<br />
| <br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Anzahl Niederdruckturbinen''<br />
| 2<br />
| <br />
| 3<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Umdrehungsgeschwindigkeit''<br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
| <br />
| 1.800 U/min (60 Hz)<br/>1.500 U/min (50 Hz)<br />
|-<br />
| ''Gesamtdurchmesser''<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Länge des Turbosatzes''<br />
| <br />
|-<br />
| ''Turbinenaustrittsfläche''<br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Generator:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| 1<br />
| <br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Nominalleistung''<br />
| 880 MVA<br />
| <br />
| 1.375 MVA<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Effektive Leistung''<br />
| 675 MW<sub>el</sub><br />
| <br />
| 1.237 MW<br />
|-<br />
| ''Magnetisierungsstrom''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Leistungsfaktor''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-<br />
| ''Kühlgas''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Kondensatoren:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Anzahl''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-<br />
| ''Kühlfläche''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Kühlwasservolumenstrom''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-<br />
| ''Kondensatordruck''<br />
| <br />
| <br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Speisewasser:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Speisewasserpumpen''<br />
| 2<br />
| <br />
| 3<br />
|-<br />
| ''Speisewasservorwärmer''<br />
| <br />
|-<br />
! colspan="2" width="16%;" bgcolor="#CFCFCF"|'''Sicherheitstechnik:'''<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Containmentvolumen''<br />
| <br />
|-<br />
| ''Auslegungsdruck''<br />
| {{Konvert|0.3160|MPa|Bar}} bar<br />
| <br />
| {{Konvert|0.5067|MPa|Bar}} bar<br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Zahl der Sicherheitsbehälter''<br />
| 1<br />
| <br />
| 1<br />
|-<br />
| ''Notkühlsysteme''<br />
| <br />
|-bgcolor="#E0E0E0"<br />
| ''Noteinspeisung in Dampferzeuger''<br />
| <br />
|-<br />
| ''Maximale Bodenbeschleunigung''<br />
| 0,3 g<br />
| <br />
| 0,3 g<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* [[Liste der Advanced Passive]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&diff=5780Benutzer Diskussion:TZV2013-03-22T17:21:59Z<p>10.0.1.47: /* Fragen zu Kernschmelzen */ aw</p>
<hr />
<div><div style="background-color:#F3F3FF; padding: 1em 7em 1em; box-shadow: 0.3em 0.1em 0.2em rgb(25,25,112); background:-moz-linear-gradient(left, #FFFFFF, #F3F3FF 5%);"><br />
{{Benutzer:TZV/Navigation}}<br />
{| style="width:100%; background:#F3F3FF;"<br />
|-<br />
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<span style="color:midnightblue; font-size: 150%;">Herzlich Willkommen </span><br />
<br />
Willkommen auf meiner Diskussionsseite! Grundsätzlich lege ich Wert darauf, dass die Diskussionen übersichtlich bleiben. Daher bitte sich Sie für neue Themen, die nichts mit einem der vorher diskutierten Themen zu tun haben, einen neuen Abschnitt zu erstellen. Sollte das Thema bereits einmal diskutiert und ein Konsens gefunden worden sein, so bitte ich darum trotzdem einen neuen Abschnitt zu bilden, um die chronologische Zusammenfassung nicht durcheinander zu bringen. Um die Übersicht zwischen den Posts zu bewahren sollten die jeweils folgenden Posts jeweils mit einem zusätzlichen Doppelpunkt (<code>:</code>) eingerückt werden. Einen neuen Abschnitt bilden Sie, indem die ''Abschnitt hinzufügen'' oben in der Leiste oder in dieser Box rechts anklicken. Wählen Sie eine aussagekräftige Überschrift, damit das Thema unter einer logischen Überschrift steht, dass Sie mit mir diskutieren wollen oder was Sie mir mitteilen möchten. Bitte signiere Sie ihren Beitrag am Ende mit vier Tilden (<code><nowiki>--~~~~</nowiki></code>). Die Diskussionen lösche ich nach Abschluss in unregelmäßigen Abständen.<br />
<br />
Vielen Dank für Ihren Besuch auf meiner Diskussionsseite!<br />
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<br /><br /><br />
<span class="plainlinks" style="font-size: 120%;">[[Datei:Creator balloon.svg|25px|verweis=http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&action=edit&section=new]] [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&action=edit&section=new Abschnitt hinzufügen]</span><br />
__TOC__<br />
|-<br />
|}<br />
</div><br />
== Glückwunsch... ==<br />
...zur ersten, (praktisch) vollumfänglichen mülldatenbank der welt! Noch was: Bei einzelnachweise schriebst du: ''Alle Einzelnachweise die ihre Daten von der Net-Enabled Radioactive Waste Management Database der IAEA beziehen, haben vor der Einzelnachweisnummer den Buchstaben W stehen (Beispiel: [W 1]).'' Im Text oben is aber kein [W X]. Vergessen oder erledigt? Sonst in ANR schieben... --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:29, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:Muss man anders sehen, ohne dich wäre das wohl irgendwann in der Versenkung verschwunden! ;) Aber ich denke auf jeden Fall, dass das ganz gut gelaufen ist, könnte mir mehr solche Projekte mit Dir vorstellen. Bezüglich der Einzelnachweise habe ich das anders aufgeteilt, ich ändere das noch ab, dann schaffe ich den in den ANR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:34, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::jutt ;) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:38, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Ist drinnen ;) --[[Benutzer:TZV|TZV]] 20:40, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::::...und schon gut besucht. Ich hab noch eine bkl bei [[Endlager]] angelegt. Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:26, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Hätte ich nicht gedacht, leider nimmt die Zahl unten nicht alle Besuche auf, das ärgert mich immer wieder. Dass die so gut besucht ist liegt wohl auch daran, dass ich die Liste gleich nach dem Einstellen hab von Google crawlen lassen und an den Index weitergeleitet, sprich der Link ist zeitnah mit dem Artikel in der Suche aufgetaucht. Die bkl ist gut! ;) Mal so nebenbei, wie wäre es noch im Bezug auf die Meeresendlagerung nen Artikel mit den einzelnen Lagerstätten zu erstellen? Gerade die Endlagerung ist interessant, weil sie nun verboten ist und damit ein Anfang und ein Ende hat. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
du meinst einen artikel [[Verklappung radioaktiver Abfälle]] oderso? Wäre interessant, aber da hab ich keinen plan von. Der vollständigkeit halber wäre er aber wichtig, weil zu diesem thema viel ökopropaganda verbreitet wird. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:26, 7. Feb. 2013 (CET) <small>stimmt, hab grad danach gegoogelt, position 4. Auf pos 9 hab ich was zum lachen gefunden [http://www.anti-atom-aktuell.de/archiv/163/163weltweit.html]. Menschen sind also "Raubaffen", soso...</small><br />
:Da habe ich prinzipiell auch keinen Plan voll, aber aufgrund der [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1105_prn.pdf Vollständigekit der Informationen] ist das schon ein Thema, dass sich anscheinend relativ einfach angehen lässt. Man muss halt recherchieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:49, 7. Feb. 2013 (CET) <small>Vielleicht hätten wir den Satz auch in die Einleitung übernehmen sollen! ;D Schlimm genug, zumal die Informationen zu den Endlagern selber teilweise nicht bis gar nicht stimmen...</small><br />
::relativ einfach is leicht gesagt. Die liste ist relativ vollständig, allerdings gibt es zb zu mehreren koordinaten nur eine müllmenge, oder der müll wird mal in tonnen, mal in m³ oder in TBq angegeben. Zu SU/RUS werden auch leichter, tanker etc angegeben, teilweise ist jede schwule pumpe und ihre koordinaten einzeln verzeichnet. entweder man übernimmt das 1:1, oder mann fasst dinge zusammen. das ist eben immer die frage, mister bohrloch xd. Du kannst die [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3]] ja wieder reaktivieren. Und wenn du mal zeit u lust hast, etwas aufsetzen. Gaaanz langsam. Dann können wir das wieder durchkauen. Gaanz langsam ;). Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:21, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Na okay. Also prinzipiell würde ich das von Land zu Land grob umreißen worum es geht, was die gemacht haben, gerade die Schweiz hatte dazu eingehende gesellschaftliche Diskussionen (wundert mich dort obwohl es die deutschen auch getan haben) und eben die Listen mit den Koordinaten dazu. Da würde ich aber wirklich langsam machen und immer nur zwischendurch was machen. Ich habe zudem noch nen Artikel zum Kernkraftwerk Leningrad seit rund einem Monat fast vollendet bereit den ich noch fertigstellen muss und will noch etwas ausarbeiten zu dem Kernkraftwerk und zum Kernheizwerk Zanghzhou, aufgrund einer Anfrage an die WNA, um denen ihre Missstände mal auf den Grund zu gehen, deren Fehlinformationen haben mich Wochen an Recherche gekostet... Aufgrund des stressigen Wochenendes das bei mir ansteht denke ich, dass ich erst nächste Woche dazu einen ersten Entwurf aufsetzen werde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:33, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
noch was: im artikel [[Kernkraftwerk Kosloduj]] steht: ''Direkt neben dem Werk befindet sich das Endlager Kosloduj im Bau.'' Leider taucht das ding nicht in der [[Liste_von_Endlagern#Bulgarien|liste auf]]? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
:Anscheinend ist es doch nur in Planung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao?set_language=en]. Müsstest höchstens recherchieren was dran ist, ich weiß auch nicht mehr, woher ich die Info mit dem Bau hatte. Jedenfalls kannst mal nebenbei schon mal schauen, habe mit den Seedumping begonnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:17, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
::fleißig, fleißig...Also: In Novi Han ist ein EL [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/phrao]. In Kozloduy ist die Specialized Division for Radioactive Waste (SDRAW), welche "Processing, conditioning and repositioning of the generated from NPP Kozloduy RAW." vornimmt, also etwa verarbeitung, konditionierung und umfüllung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao]. Anscheinend wird zz noch ein National Repository for Disposal of Radioactive Waste gesucht[http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/nhrao]: ''State enterprise “RAW” fulfils the third stage of the siting process – “characterization of the site” during which detailed researches of number of designated sites are performed. Those sites are site “Marichin valog”, site “NPP Kozloduy”, site “Varbitsa”, site “NPP Belene” and site “Brestova padina”.'' Kozloduy is demnach nur in der engeren auswahl. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:23, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Der Vertrag scheint aber schon [http://www.world-nuclear-news.org/WR-Contract_for_Bulgarian_repository_design-2610114.html unter Dach und Fach] zu sein. Neben den Storages kannst du die Planungen zum Endlager [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/csp_006c/PDF-Files/paper-08.pdf Hier] begutachten. Soweit ich das aus anderen Dokumenten verstehe ist der Bau aber noch nicht begonnen worden wegen Verzögerungen von mehreren Monaten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:40, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
ok...tragen wir dann nach wenn der erste beton feierlich gegossen wird xd --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:38, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:tipp: die [[Vorlage:Infobox Endlager]] muss noch abgeändert werden: Planungsbeginn - > Baubeginn; planungsanzahl- und volumen -> einschlussanzahl- und volumen; ggf noch rückholungsanzahl- und volumen einfügen; und die propellerfarben abändern. Hab mal den modifizierten quelltext gepostet, P-JAHR würde so zu baubeginn (nur im quelltext sichbar):<br />
<br />
-----<br />
|mark={{#If: {{{F-BTR_AZ|}}}|Radioactive Green.svg|{{#If: {{{F-BAU_AZ|}}}|Radioactive Yellow.svg|{{#If: {{{F-STG_AZ|}}}|Radioactive Blue.svg|{{#If: {{{F-ESL_AZ|}}}|Radioactive Red.svg|{{#If: {{{F-RKH_AZ|}}}|Radioactive Black.svg}} }} }} }} }} <br />
----<br />
<br />
{{#if: {{{P-JAHR|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Baubeginn'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{P-JAHR|}}}<br />
<br />
----<br />
{{#if: {{{F-BAU_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Im Bau'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BAU_AZ|}}}{{#if: {{{F-BAU_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BAU_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-BTR_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''In Betrieb'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BTR_AZ|}}}{{#if: {{{F-BTR_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BTR_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-STG_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Stillgelegt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-STG_AZ|}}}{{#if: {{{F-STG_M3|}}}|&nbsp;({{{F-STG_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-ESL_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Einschluss'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-ESL_AZ|}}}{{#if: {{{F-ESL_M3|}}}|&nbsp;({{{F-ESL_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-RKH_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Rückgeholt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-RKH_AZ|}}}{{#if: {{{F-RKH_M3|}}}|&nbsp;({{{F-RKH_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
----<br />
Da meine hackerfähigkeiten beschränkt sind solltest du das im detail machen, nich das ich noch was kaputtmache....sie wird ja bereits verwendet. Vlt sollte man den parameter P-JAHR noch in BB-JAHR abändern? Ich werd in den nächsten wochen gaanz langsam - neben einem auge auf [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3|seadumb]] - mal das [[Endlager Vaalputs]] beartikeln, deshalb fiel mir das ein. Eine [[Endlager_Tammiku#Daten_der_Anlage|standardisierte box am ende des artikels]] wäre auch wünschenswert. Sollen wir es wie in der [[Liste von Endlagern]] machen? Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:14, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
:Ich schaue da morgen mal drüber. Das P können wir ja durch ein B ersetzen. Mal sehen, solange die Infobox nur relativ rar in Verwendung ist, ist das kein Problem. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:25, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
== [[Kernkraftwerk Leningrad]] ==<br />
Moin! Prima artikel, nur zwei sachen:<br />
* „''Am 30. August 2009 wurde im dritten Block an einen der Sammler hinter den Pumpen zu den Headern.''“ Der Satz steht alleine. Vlt kannst du ihn mit den anderen verknüpfen? xD<br />
* „''Der erste Block hat allerdings im Gegensatz zu den anderen Reaktoren den Vorteil, dass die Auslegung des Kerns und der Neutronenphysik dazu geeignet ist Isotope zu bestrahlen,[88] so unter anderen durch Strahlung dotiertes Silizium, dass in Elektronikgeräten seinen Einsatz findet.''“ so gemeint?<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:25, 14. Feb. 2013 (CET) <small>PS: [[Vorlage:Bereits gewusst]] ruft schon: „Gib's mir! Gib's mir!“ - wer kann da wiederstehen? xD</small><br />
:Danke dir, den ersten Satz habe ich ausgebessert. Der zweite Satz müsste so passen. Das Kernkraftwerk Leningrad bietet noch eine ganze Seite zur Isotopenerzeugung und Bestrahlung an. Das werde ich wohl noch einarbeiten, auch Details zu den Modernisierungen und die Verwendung von Systemen des MKER-1000. Was sollen wir denn der Vorlage geben um sie zu bändigen? :D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:30, 14. Feb. 2013 (CET)<br />
::hmm...die Größe (größtes der welt, erster 1000 MW, usw), oder die bedeutung für die RBMK-1000 baulinie, zb durch das computergestützte Kontrollsystem? irgendwas in der art. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:34, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Das kann man ja alles etwas integrieren, ich fertige da mal was an. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:27, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::::umgotteswillen! Der ganze artikel, zusammengestaucht auf einen Teaser xD! Spaß. Übrigens: [[Kernkraftwerk#Planung|Anti-Nuklear]] schreibt sich als adjektiv klein. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:51, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Neja, soll ja anregen, im Artikel sind ja noch mehr Fakten, Insbesondere die Störung von 1975 ist wichtig, da es ein Vorläufer des Unfalls in Tschernobyl war. Apropos: um das zu vereinheitlichen, Fukushima und Tschernobyl lieber als ''Katastrophe'', ''Nuklearkatastrophe'' (was ich am wenigsten bevorzuge) oder einfach ''Reaktorunfall'' oder eher ''Reaktorunglück''? Danke für den Hinweis, habe es verbessert. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
Reaktorunfall natürlich, denn "Major accident" läßt sich wie [http://www.kernenergie.ch/de/ines-skala.html hier] als "schwerwiegender unfall" übersetzen, wörtlich eigentlich als "bedeutender unfall". accident ist aber immer unfall, eine atom"katastrophe" gibt es nicht. Reaktorunglück wäre etwas unpassend, da betriebssicherheit kein glücksfall ist. Ich bin für polemik aber immer offen. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:20, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:Ne, ich dachte erst an Reaktorunglück, aber du hast mich überzeugt, das mit dem Glücksfall hatte ich nicht beachtet. Nehmen wir Reaktorunfall, dann würde ich die Verlinkungen anpassen und die Redlinks nacheinander abändern in [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] und [[Reaktorunfall von Fukushima-Daiichi]](evtl. Mehrzahl?). Ich wollte nämlich in naher Zukunft mir meiner nächsten [[Benutzer:TZV/ChAES|Einmottung]] weitermachen, durch den Liningrad-Artikel kam ich an noch interessante Details zum Unfall, aber erst nachdem ich die Verklappung durch habe. Wenn du Lust hast, kannst du dich ja auch an dem eingemotteten Artikel beteiligen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:29, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::Mehrzahl ist denke ich besser, also [[Reaktorunfälle von Fukushima-Daiichi]], es war ja nicht nur ein reaktor der zart wurde. Zum Reaktorunfall von Tschernobyl kann ich eigentlich kaum was beitragen: ich hab nur was vom Physik Journal 5 (2006) Nr. 4 zu hause. Du hast hier ja schon gut vorgelegt. Zu "Langzeitfolgen" und "Krankheiten und Missbildungen" ist ja schon was im artikel [[Strahlenrisiko]] gesagt, ggf alles auslagern, oder nur kurz abreißen. Zu den "Langfristige(n) Maßnahmen" dachte ich allerdings mal einen sehr guten artikel (von der GRS?) gelesen zu haben, wo alle errichteten bauwerke, maßnahmen usw detailliert und chronologisch bis heute (NSC) genannt wurden. <br />
<br />
::Das Thema is allerdings hochpolitisch; wenn zb fremdenführer in der zone den touris erzählen, dass das gelände für jahrhunderte unbewohnbar sei, oder ähnliche dinge, die auf willkürlichen maßnahmen und grenzwerten der politik beruhen. Auch die liebe presse hat sich ja nicht mit ruhm bekleckert (oder vlt doch, wenn man sich das vorherrschende weltbild dort ansieht?). Die jagd auf tippos wird deshalb wohl meine hauptaufgabe sein. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:31, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Okay, werde ich morgen Abend umsetzen. Das meißte dazu stammte aus den öffentlichen Berichten, die KGB-Dokumente sagen aber noch mehr dazu. Werde das alles noch straffen. Zum Sarkophag habe ich noch einen eigenen Artikel begonnen, der mal unter [[Überdeckung (Tschernobyl)]] zu finden sein soll. Der Name deshalb, weil das die korrekte Übersetzung vom russischen Укритъ ist. Werde das deshalb nur anschneiden, allerdings gab es im Bezug auf die Maßnahmen noch Aktionen wie die Bergung von Brennstoff, etc. Monolith und das NSC behandle ich im Artikel zum Sarkophag mit. Zu den Langzeitfolgen gehe ich vornehmlich auf Einflüsse auf die Umgebung ein, da alle Folgen der Radioaktivität.meist nur im Einzelfall ein Problem darstellen. Wegen der Zone wird ab nächsten Jahr sowieso alles einfacher, da es dann nur noch die 10 kilometer zone gibt, die hinter Tschernobyl erst beginnt. So sehr politisieren wollte ich eigentlich nicht, auch wenns nicht ohne geht! ;) Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 23:52, 15. Feb. 2013 (CET) krampf mit dem IP-Wust -.- [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:54, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::::Die aufteilung ist prima. Das mit der 10 km zone wußte ich nicht. Hatte da ein beamter etwa einen guten gedanken? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 03:26, 16. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Neja, die Strahlung ist mittlerweile so weit abgeklungen, dass man sich entschieden hat diese Gebite zu öffnen und neu zu besiedeln. Insgesamt 1100 von 1200 Ortschaften. Nur in der 10 kilometer zone kann man nicht viel machen, da liegt immer noch plutonium verstreut. Beste grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:33, 16. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
== [[Belojarsk]] ==<br />
Mir is noch was aufgefallen: ''„Keiner der beiden Blöcke besaß nur ansatzweise einen Sicherheitsbehälter. Der Grund hierfür war die damalige Mentalität, dass diese Behälter sehr teuer und eher überflüssige Rückversicherungen für die Anlagensicherheit wären. Hinsichtlich dessen spielte auch die Standortwahl eine Rolle, indem die Kernkraftwerke in Gebieten gebaut wurden, die möglichst gering besiedelt sind, sodass nur wenige Menschen einer Gefahr ausgesetzt wären. Ähnliche Begründungen hinsichtlich der Rückversicherung der Werke durch Sicherheitsbehälter führten auch dazu, dass beispielsweise die Kernkraftwerke im Vereinigten Königreich ebenfalls ohne Sicherheitsbehälter gebaut wurden, allerdings dort auch in dicht besiedelten Gebieten, da man davon ausging, dass die Kernkraftwerke durch ihre Konstruktion keine Unzulänglichkeiten besaßen.[116] Im Jahr 1970 wurde dieser Mentalität allerdings in der DDR-Zeitschrift Bauplanung-Bautechnik, Band 24 aus dem Jahr 1970 widersprochen, und der Bau gleicher Reaktoren dieses Typs in Ballungsräumen und anderen dicht besiedelten Gebieten für geeignet befunden.[117]“'' Wenn man das ganze für geeignet befindet, kann man ihm schlecht wiedersprechen? Oder steh' ich auf'm Schlauch? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:56, 20. Feb. 2013 (CET)<br />
:Nein, du stehst nicht auf den Sclauch, allerdings nur, da die Angabe in dieser Form falsch vob mir formuliert wurde. Die Angabe der DDR-Zeitschrift bezog sich auf die AMB, nicht auf die Magnox. Dolleschal wollte nie, dass große Kernkraftwerke bei Ballungszentren entstehen, weshalb die Modelle dort nie errichtet wurden. Die DDR wiedersprach dieser Regel und befand die Reaktoren entgegen des Designers für Ballungsräume geeignet. Ich mutmaße mal, dass das.mit den eigenen KKW der DDR zusammen hing, da die WWER-440 und der WWER-210 in Rheinsberg ja auch keinen vollen schutz boten und ungeeignet für die Platzierung in Ballungsräumen waren. Und gerade die Planung eines KKW bei Magdeburg am Standort Hohenwarthe mit WWER-440 bot hinsichtlich dessen Brisanz, weshalb ich mir denken kann, dass deshalb die Zeitschrift Dolleschal wiedersprach. Das muss jedenfalls ergänzt werden. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 01:40, 20. Feb. 2013 (CET)<br />
::Sehr schön. Noch ein Tipp: ''..., dass Sie mit mir '''d'''iskutieren wollen oder was '''S'''ie mi'''r''' mitteilen möchten. Bitte signiere'''n Sie ihren''' Beitrag am Ende mit vier Tilden ()'''.''' <small><- Hier ist ein dicker Punkt am Ende des Satzes''</small> Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:06, 20. Feb. 2013 (CET)<br />
:::So ist ausgebessert! ;) Wollt eigentlich nur mal so das Design der Seite umstellen, diese Form stammte ja noch aus ganz anderen Zeiten und war auch nicht mehr ganz angemessen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:52, 20. Feb. 2013 (CET)<br />
::::stimmt, es wurde immer länger und unübersichtlicher --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:43, 20. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
== Vermintes Gelände ==<br />
<br />
Beim schnüffeln im [http://infcis.iaea.org/UDEPO/About.cshtml UDEPO] hab ich nicht nur eine menge radon in die nase bekommen, sondern auch ein paar sachen entdeckt: Die [http://de.wikipedia.org/wiki/Grube_Krunkelbach Grube Krunkelbach] wird als [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/252#details-tab Menzenschwand] geführt. Die namen sind also so lala. Und im niger gibt es die minen arlit und akouta, welche [[Uranbergbau#Die_gr.C3.B6.C3.9Ften_Uranminen_der_Welt|ganz groß sein sollen]]. Bei der [http://infcis.iaea.org/UDEPO/UDEPOMAin.asp?NameFilter=&Region=The%20World&Country=Niger&Type=All&Status=Operating&Order=1&Page=1&IncludeSearch=0&RightP=List&Table=1 UDEPO] werden [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/396 Akola], [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/397 Akouta Nord], [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/399 Ariege] und [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/407 Tamou] geführt. Eine mine Arlit existiert nicht. Mit ein bischen klicken findet man aber heraus, dass akola und Akouta Nord in Akouta mahlen lassen, und Ariege und Tamou in arlit. Die "Uranmine Arlit" und "Uranmine Akouta" sind also zwei aufbereitungsanlagen, mit jeweils zwei abbaufeldern. Gut, könnte man nun sagen: Macht man einen titel "Uranmine ABZ", wobei "ABZ" der name der mühle ist, und packt im abschnitt "abbaufelder" oderso die einzelnen minen rein. Das gleiche gibts auch [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/122#technical-tab hier]: die mine heißt Eagle Point, die mühle Rabbit Lake, also listet die WNA und die statistiker das ganze als "Uranmine Rabbit Lake". (die mühle wurde mal durch die mine rabbit lake gefüttert, bis diese leer war.) Dumm nur das die mine [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/132#technical-tab McArthur River] eine mühle namens Key Lake hat, trotzdem wird's McArthur River genannt? Cameco listet beide getrennt auf, aber nicht sehr sinnvoll. Und wenn es kreuzt, wirds noch verwirrender: Cameco nennt sein teil [http://www.cameco.com/mining/highland_smith/ SMITH RANCH-HIGHLAND], weil die mine [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/797#technical-tab smith ranch] und [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/710#technical-tab highland] in dieselbe mühle speisen. <br />
<br />
Damit ergeben sich vier varianten:<br />
# "Uranmine [Mühlenname]", mit den abbaugebieten (minen) als unterkapitel. wna-style, mehr oder weniger<br />
# "Uranmine [minenname]", mit der mühle als unterkapitel. wenn verschiedene minen eine mühle speisen, könnte zb die größte mine den mühlenabschnitt bekommen, die anderen ein verweis. Oder auslagern wie bei der [[Uranerzaufbereitungsanlage Mydlovary]]. die TZV-variante <br />
# "Uranmine [minenname_A-minenname_B-minenname_C]", also die kombination von (2) in (1). Eine mühle im artikel, die minen als unterkapitel. die Cameco-variante<br />
# "Uranmine [alltagsname]", und dann einfach drauf lostexten mit abbaugebieten, mühlen etc. Nach belieben verweise einbauen, falls ein abbaugebiet mehrere mühlen beliefert oder umgekehrt. die ökopedia-variante<br />
<br />
ich bevorzuge variante 1. Problem: die daten sind hier am dünnsten, zur berühmten "uranmine Tortkuduk", immerhin [[Uranbergbau#Die_gr.C3.B6.C3.9Ften_Uranminen_der_Welt|nummer 4]], gibts zb nix. Bei keiner der minen die "operating" sind, deuten name oder mühle (meist nicht angegeben) darauf hin [http://infcis.iaea.org/UDEPO/UDEPOMAin.asp?NameFilter=&Region=The%20World&Country=Kazakhstan&Type=All&Status=Operating&Order=1&Page=1&IncludeSearch=0&RightP=List&Table=1]. Das wird bei anderen minen auch so sein, was das ganze zu einem ziemlichen puzzle macht. Außerdem müsste McArthur River dann Key Lake heißen.<br />
<br />
Mal eine meinung soweit? Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:35, 26. Feb. 2013 (CET) -es<br />
<br />
:Hallo Meister, die UDEPO, das habe ich schon herausbekommen, da ich den zuständigen Administrator wegen eines Datenbankfehlers angeschrieben hatte, richtet sich nicht nach die einzelnen Gruben, sondern nach den Uranvorkommen bzw. Lagerstätten, egal ob erschlossen oder nicht, weshalb die Grube Krunkelbach im Vorkommen Menzenschwand enthalten ist. Ähnlich verhält es sich auch mit den Gruben bei mir um die Ecke bei Weißenstadt, da wird Großschloppen allerdings separat geführt, eine zweite Mine gar nicht erst aufgeführt. Die ist im Vorkommen Großschloppen mit enthalten. Im Bezug auf die anderen genannten Vorkommen sind diese zwar erkundet und vorhanden, allerdings unerschlossen. Die Artikel müsste also die Titel Uranlagerstätte CDE oder in einem konkreten Fall Uranlagerstätte Elkon schreiben. Alternativ könnte man auch Uranmine nehmen, bei nicht erschlossenen Vorkommen und gerade bei neuen, großen Vorkommen würde das aber dann problematisch sein, wenn die nicht erschlossen sind. Das ist schwer wie man das managen soll. Ich bevorzuge die zweite Variante mit Auslagerung der weiteren Produktionseinheiten, falls mehrere Minen eine große Anlage speisen. Das würde aber dann kein prinzipielles Schema bilden wie beispielsweise bei den Kernkraftwerken oder Endlagern, da einmal bei einer Mine eine ausgelagerte Variante existiert und bei einer anderen Mine dann vielleicht eine im Artikel. Also zumindest mich selbst würde es nicht stören, wenn man einen Artikel über das Vorkommen macht und die Mühlen nennt, die mit dem Uran beliefert werden. Mydlovary kannst du nicht wirklich als Referenz nehmen für Mühlenartikel, als Prototyp mit wenig Recherche ist der ziemlich billig! ;) Also ich bevorzuge es Uranlagerstätte ABC (Begriff nach [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/18/18063.html Thesaurus]) zu nennen in einem eigenen Artikel, und die Uranerzaufbereitungsanlage ABC (Begriff nach [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/26/26736.html Thesaurus]) in einem eigenen Artikel. Da ich aber nicht der Experte hinsichtlich solcher Minen bin überlasse ich dir die endgültige Entscheidung. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:37, 26. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
::Hallo mein junger Padawan, mir schwebt aber keine liste der Uranvorkommen vor, sondern eine [[Liste der Uranminen]]. Der Informationswert dass es in D 41 bisher entdeckte Uranvorkommen gibt und gab, ist recht gering. Und weil weltweit Vorkommen abgebaut werden, neue entdeckt werden usw. wäre das eher was für statistiker, mit reichweite und so. Spontan hätte ich deshalb nur die vorkommen mit dem status "development" und "operation" in die liste gesetzt. Wenn vorkommen leer oder nicht mehr abbauwürdig sind, würde "depleted" oder "reclamation/reclaimed" dranstehen: Etwa so, gaaaaanz grob!<br />
<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="16%" rowspan="2" | Aufbereitungsanlage <br />
! width="14%" rowspan="2" | Abbaugebiet<br />
! width="14%" rowspan="2" | Lagerstätte (% U)<br />
! width="16%" colspan="2" | Vorkommen in tU<br />
! width="10%" rowspan="2" | Status<br />
! width="10%" rowspan="2" | Abbaumethode<br />
! width="10%" rowspan="2" | Inbetrieb-<br />nahme<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="8%" | Abgebaut<br />
! width="8%" | Gesamt<br />
|-<br />
| rowspan="2" | [[Uranmine Phantast|Phantast]]<br />
| Phantasie#1<br />
| Schwarzschiefer (0,5%)<br />
| align="right" | 25.000<br />
| align="right" | 25.000-30.000 <br />
| [[Datei:Radioactive Blue.svg|20px]] Stillgelegt<br />
| align="right" | Tagebau<br />
| align="right" | 1980<br />
| align="right" | 1999<br />
|-<br />
| Phantasie#2<br />
| Quarzgeröll-Konglomerat (0,2-0,5%)<br />
| align="right" | 5.000<br />
| align="right" | 5.000<br />
| [[Datei:Radioactive Black.svg|20px]] Ausgebeutet<br />
| align="right" | Untertage<br />
| align="right" | 1975<br />
| align="right" | 1998<br />
|-<br />
| rowspan="2" | [[Uranmine Arlit|Arlit]]<br />
| Ariege<br />
| Sandstein (0,2-0,5%)<br />
| align="right" | 18.693 <br />
| align="right" | 10.000-25.000 <br />
| [[Datei:Radioactive Green.svg|20px]] In Betrieb<br />
| align="right" | Lösung<br />
| align="right" | 1971<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Tamou<br />
| Standstein (?)<br />
| align="right" | 2737<br />
| align="right" | 5.000-10.000<br />
| [[Datei:Radioactive Green.svg|20px]] In Betrieb<br />
| align="right" | Lösung<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| [[Uranmine China Lake|China Lake]]<br />
| China Lake<br />
| Wasserstein<br />
| align="right" | 0<br />
| align="right" | 50.000<br />
| [[Datei:Radioactive Yellow.svg|20px]] Im Bau<br />
| align="right" | Untertage<br />
| align="right" | (2015)<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
::alter und tiefe würd ich mal für den einzelartikel aufheben, es kann immer noch eine tiefere abbauebene errichtet werden. Der propeller müsste natürlich durch das <s>hammer und sichel</s> hammer und meißel symbol ersetzt werden. [[Uranmine Arlit]] würde dann zb so aussehen:<br />
<br />
*Geschichte<br />
*Abbaugebiete <br />
**Ariege (Geologie, Abbau)<br />
**Tamou (Geologie, Abbau)<br />
*Aufbereitungsanlage (transport, prozess, tailings)<br />
*Weblinks<br />
<br />
::da die daten der UDEPO aber unvollständig sind, zb in ländern wie Kasachstan, wäre das so oder so eine wackelgeschichte. Eine [[Liste der Uranvorkommen]] wäre in der tat einfacher, weil man aus der UDEPO quasi 1:1 abschreiben kann, wenn auch lückenhaft. Aber wie bereits oben gesagt, der informationsmehrwert ist doch sehr gering. Was willst du über das [http://infcis.iaea.org/UDEPO/DepositDetails/1592 uranvorkommen Bernsbach] schreiben? <br />
<br />
::Dat ganze ist eine knifflige frage, die zündende Idee fehlt noch. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:44, 27. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
:::Aber mein Jedi-Meister :D ich verstehe, dass es eine knifflige Situation ist. Allerdings stellt sich bei mir in dieser Konfiguration die Frage: Wenn die Uranmühle durch eine Effizientere ersetzt wird und die gleichen Vorkommen nutzt, wo gibst du den Status der Mühle an? Ob aber diese Rückverbindung von den Mühlen zu den Vorkommen vorteilhaft ist, weiß ich nicht. Alternativ müssen wir halte zwei Listen machen. Eine mit dem Uranlagerstätten und eine weitere mit den Aufbereitungsanlagen. Dieses Listenschema müsste man aber dann in einen Brennstoffkreislauf Verlinken, sodass die Anlagen in der sinnvollen Reihenfolge und im Kontext zueinander erklärt sind. Da ich ziemlich wenig Zeit heute habe und in Hinblick darauf, dass die Aufnahmefähigkeit eines Teils der Mitglieder des Hauses offenbar nachhaltig Eingeschränkt ist, bin ich durchaus der Meinung, dass wir eine Unterhaltung über die rechts- und innenpolitischen Fragen, die hier entschieden werden müssen, bei nächster Gelegenheit in einer etwas verständigeren Atmosphäre fortsetzen sollten! ;D Ich gebe morgen im Laufe des Tages ein Statement dazu ab und auch etwaige Alternativkonzepte. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:23, 27. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Also ich schlage weiterhin vor eher eine Liste der Uranlagerstätten einzuführen in etwa dieser Optik:<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Lagerstätte<br />
! width="15%" rowspan="2" | Lager- und Gesteinstyp<br />
! width="13%" rowspan="2" | Status<br />
! width="15%" colspan="2" | Vorkommen in tU<br />
! width="13%" rowspan="2" | Urananteil pro tU (%)<br />
! width="12%" rowspan="2" | Inbetriebnahme<br />
! width="12%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="8%" | Min<br />
! width="8%" | Max<br />
|-<br />
| [[Uranlagerstätte Agdinskoje|Agdinskoje]]<br />
| Metasomit<br />
| [[Datei:Radioactive White.svg|20px]] Unberührt<br />
| align="right" | 1.000<br />
| align="right" | 2.500<br />
| align="right" | 0,10 bis 0,20<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-style="background:#f0f0f0;"<br />
| [[Uranlagerstätte Istotschnoje|Istotschnoje]]<br />
| Sandstein<br />
| [[Datei:Radiation warning symbol 2.svg|20px]] Erkundung<br />
| align="right" | 1.000<br />
| align="right" | 2.500<br />
| align="right" | 0,05 bis 0,10<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| [[Uranlagerstätte Werchnaja Padma|Werchnaja Padma]]<br />
| Sandstein<br />
| [[Datei:Radiation warning symbol 2.svg|20px]] Teilerkundung<br />
| align="right" | 300<br />
| align="right" | 1.000<br />
| align="right" | 0,01 bis 0,05<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-style="background:#f0f0f0;"<br />
| [[Uranlagerstätte Imskoje|Imskoje]]<br />
| Sandstein<br />
| [[Datei:Radiation warning symbol 2.svg|20px]] Erkundet<br />
| align="right" | 10,000<br />
| align="right" | 25,000<br />
| align="right" | 0,05 bis 0,10<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| [[Uranlagerstätte Elkon|Elkon]]<br />
| Metasomatose<br />
| [[Datei:Radioactive Yellow.svg|20px]] Erschließung<br />
| align="right" | 25.000<br />
| align="right" | 50.000<br />
| align="right" | 0,02 bis 0,05<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-style="background:#f0f0f0;"<br />
| [[Uranlagerstätte Antei|Antei]]<br />
| Vulkanisch<br />
| [[Datei:Radioactive Green.svg|20px]] In Betrieb<br />
| align="right" | 10.000<br />
| align="right" | 25.000<br />
| align="right" | 0,10 bis 0,20<br />
| align="right" | 1975<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| [[Uranlagerstätte Buckles|Buckles]]<!-- Kanada --><br />
| Quarz<br />
| [[Datei:Radioactive Red.svg|20px]] Stillgelegt<br />
| align="right" | 300<br />
| align="right" | 1.000<br />
| align="right" | 0,10 bis 0,20<br />
| align="right" | 1956<br />
| align="right" | 1958<br />
|-style="background:#f0f0f0;"<br />
| [[Uranlagerstätte Tulukuewskoje|Tulukuewskoje]]<br />
| Vulkanisch<br />
| [[Datei:Radioactive Blue.svg|20px]] Ausgebeutet<br />
| align="right" | 25.000<br />
| align="right" | 50.000<br />
| align="right" | 0,20 bis 0,50<br />
| align="right" | 1968<br />
| align="right" | 1995<br />
|-<br />
| [[Uranlagerstätte Pocos De Caldas|Pocos De Caldas]]<!-- Brasilien --><br />
| Intrusion<br />
| [[Datei:Radioactive Black.svg|20px]] Rekultivierung<br />
| align="right" | 10.000<br />
| align="right" | 25.000<br />
| align="right" | 0,05 bis 0,10<br />
| align="right" | 1982<br />
| align="right" | 1997<br />
|-style="background:#f0f0f0;"<br />
| [[Uranlagerstätte Paukkajanvaara|Paukkajanvaara]]<!-- Finland --><br />
| Standstein<br />
| [[Datei:Radioactive Black.svg|20px]] Rekultiviert<br />
| align="right" | 300<br />
| align="right" | 1.000<br />
| align="right" | 0,10 bis 0,20<br />
| align="right" | 1958<br />
| align="right" | 1961<br />
|-<br />
|}<br />
:::Die einzelnen Stadien der Lagerstätten sind so aufgezeigt:<br />
:::* Unerschlossen<br />
:::* Erkundung<br />
:::* Teilerkundet<br />
:::* Erkundet<br />
:::* Erschließung<br />
:::* In Betrieb<br />
:::* Stillgelegt (Standby und Closed)<br />
:::* Ausgebeutet<br />
:::* Rekultivierung<br />
:::* Rekultiviert<br />
:::Alternativ würde ich die Tabelle noch mit den Produktionszentren dahinter benennen, allerdings ohne direkten Status der Mühle, da meistens das Vorkommen vor der Mühle erschöpft/stillgelegt ist und als Folge auch die Mühle, sofern diese nicht noch durch andere Minen beliefert wird, beispielhaft Priargunskij, die neben der oben genannten ausgebeuteten Uranlagerstätte Tulukuewskoje auch noch durch die Lagerstätten Antei, Oktjabrskoje und Streltsowskoje beliefert wird, sowie weiteren Minen. Der Aufwand die Liste in Schuss zu halten würde sich praktisch nicht erhöhen und nur auf die Lagerstätten, deren Status zentral nach verfolgbar ist, beschränken. Alternativ wie gesagt eine eigene Liste mit den Uranmühlen, die sind in dem NFCIS [http://infcis.iaea.org/NFCIS/Facilities/Facilities zentral gelistet]. Da kann man ja dann alles spezifizieren. Was meinst du? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:18, 28. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
::::nun ja, ich sagte bereits oben dass ich eine liste der vorkommen für sinnlos halte, was will man dazu schreiben? 95% sind eh "leer" oder unberührt. Eine liste der mühlen wäre mir schon lieber. ich schlage deshalb vor eine [[Liste der Uranminen]] zu erstellen, welche sich nach der definition der statistiker richtet, dh mühlenliste. Damit kann [[Uranbergbau#Die_gr.C3.B6.C3.9Ften_Uranminen_der_Welt|diese liste]] gut repliziert werden, nur in kasachstan gehts manchmal drunter und drüber. Praktisch so wie mein vorschlag oben, nur ohne abbaugebiete, dafür mit produktionskapazität. Die abbaugebiete, oder die herkunft des köstlichen stoffes, können dann im artikel selbst behandelt werden. wenn ein abbaugebiet mehrere mühlen beliefert könnte es auch sinn <s>machen</s> ergeben, das uranvorkommen auszulagern. sonst immer [[Uranmine Olympic Dam]], [[Uranmine Key Lake]] (die IAEA führt dat ding als Key Lake/McArthur River) usw. Mydlovary müsste aber dann zur [[Uranmine Mydlovary]] werden, auch weil im NFCIS zwar "mining and milling" steht, aber de facto nur milling. Der artikel würde dann von der Aufbereitungsanlage Mydlovary handelt und der herunft ihres urans, mit details zu den abbaugebieten. Das klingt zwar merkwürdig, aber einen artikel [[Uranlagerstätte Olympic Dam]] und einen [[Uranerzaufbereitungsanlage Olympic Dam]] wäre auch irgendwie gaga? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:57, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::Für die Liste habe ich ja oben schon das Beispiel genannt. Die Farben würde ich natürlich dann entsprechend anpassen. In die Artikel der Vorkommen könnte man die Gesteinszusammensetzung einstellen, die Erschließungs- und Abbaumöglichkeiten und Methoden. Natürlich würden die auch die einzelnen Minen beinhalten und für die Förderung auf das jeweilige Produktionszentrum verweisen. Das Problem bei einer Liste der Uranminen ist etwa das selbe wie mit der [[Liste der Endlager]]: Es gibt zwar eine Liste, die auf die einzelnen Minen verweist, ist aber weder vollständig hinsichtlich der Förderstätten, noch vollständig hinsichtlich der Daten. Ich wüsste zumindest nicht woher wir die Daten der anderen Minen bekommen sollen. Ich persönlich hätte zumindest kein Problem die Lagerstätten zu recherchieren, die Geologie und dann die Abbaustätten zu postulieren. Uranmine Mydlovary wäre allerdings aus den Zusammenhang gerissen, das klingt rückwirkend auch irgendwie gaga. Diese Aufteilung würde mir persönlich etwas mehr zusagen:<br />
* Liste der Uranlagerstätten<br />
** Uranlagerstätte XXXX mit Inhalt über die Mine(n) XXXX(, XXXX)<br />
* Liste der Uranaufbereitungsanlagen<br />
** Uranaufbereitungsanlage XXXX mit Inhalt des (der) Abnehmer XXXX(, XXXX)<br />
:::::Die Minen einzeln behandeln würde ich nicht, da die Minen kommen und gehen. Lass es nur einige kleine Minen sein, die zwar erschlossen wurden, allerdings aufgrund der kleinen Fördermengen schnell geschlossen wurden. Alleine um Jachymov in Tschechien gibt es hunderte, die aber de facto alle an dem gleichen Vorkommen hingen. Da ist es einfacher einen zentralen Artikel darüber zu schreiben mit dem Vorkommen, da die Zusammensetzung in der Form gleich ist und hinsichtlich der Ausbreitung und Lage der Minen nachvollzogen werden kann, weshalb dort die Minen standen, in diese Richtung erweitert wurden und/oder warum die Mine nieder ging. Zumindest so meine Sicht. Hast du denn im Bezug auf die Minen eine zentrale Quelle? Dann könnte man das mit den Uranvorkommen trotzdem in einer eigenen Liste führen, aber die Minen mit den Mühlen zu kombinieren halte ich für falsch. Hinsichtlich Mydlovary ist das so ne Sache, da habe ich nicht eindeutig recherchiert, da es nicht viel dazu gibt. Es ist bekannt, dass Uran aus anderen teilen wie von Pribram angefahren wurde. Allerdings gab es vor Ort auch noch ein Kohlekraftwerk, Südlich der Anlage. Dort wurde vor Ort in einem kleinen Stollen Kohle abgebaut. Da muss soweit mir bekannt war auch Uran drinnen gewesen sein. Da gibt es aber nur eine Quelle die das Belegen könnte, es aber als Uranmine zu deklarieren würde ich nicht pauschal machen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:00, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::ok, aber die Uranlagerstätten und Uranaufbereitungsanlagen zu trennen würde eben bedeuten, das komplexe wie olympic dam geteilt würden: einmal in lagerstätte samt abbau, und in aufbereitungsanlage samt...ja, was will man dazu schreiben? der verarbeitungsprozess is immer gleich, da bleiben nur die absetzbecken als thema --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:06, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::: Na okay, da stimme ich dir zu, da bleibt nicht mehr viel. Alternativ würde ich vorschlagen die IAEA-Form zu übernehmen und das als ''Produktionsstätte XXX'' zu behandeln, die Vorkommen dennoch gesondert zu führen, dann wird aber die Recherche wieder schwer. Das ist irgendwie doof... Ich habe keine Idee. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:14, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::::da hat sich schonmal jemand am thema versucht [http://en.wikipedia.org/wiki/List_of_uranium_mines]. Eigentlich eine unvollständige mühlenliste. Mir ist aufgefallen, das UDEPO für pakistan kein vorkommen im abbau nennt, NFCIS für pakistan aber 2 UAA in betrieb nennt. Etwas inkonsistent, die listen. Sonst...blub <geistige leere>. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:40, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::::Ja, die Daten stammten aus [http://books.google.de/books?id=DV87dSpVRkwC&printsec=frontcover&source=gbs_book_other_versions_r&redir_esc=y#v=onepage&q&f=false diesem Buch]. Die richten sich dort auch nach den Produktionszentren und listen die liefernden Uranminen auf. Also der Prozess an sich unterschiedet sich schon hinsichtlich dessen, ob man mit Laugen oder mit konventionellen Mitteln arbeitet. Es ist prinzipiell wie jedes Kernkraftwerks. Die Geschichte der Produktionsstätte würde überwiegen. Also wie gesagt, die Minen würde ich an die Lagerstätten koppeln und die Produktionsstätten zentral eigens führen. Ich Versuchs einfach mal ohne Einstellung in den ANR nen Artikelprototypen für eine große Uranmühle, nicht Mydlovary aufgrund mangelnder Informationen, aufzusetzen, was man da machen könnte, vielleicht finde ich auch noch einen anderen Vorschlag für die Lösung. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:50, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::::Also ich habe mal so evaluiert, man könnte das wie die KKW-Artikel aufbauen, eben viel Geschichte. Allerdings ist das eindeutig nicht mein Thema. Ich überlasse dir die Organisation und ziehe eben mit. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:57, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::::::...und schon bist du aus dem schneider! Tja, dann würde ich vorschlagen, wir lassen das mal ruhen. wenn der ein oder andere lust bekommt einen artikel zu einer mine/mühle/UAA zu machen wird sich schon ein schema rausbilden. Ich persönlich halte meinen ersten vorschlag ("phantast") für den besten kompromiss, wenn auch mit leichten änderungen (prozente raus plus mühlenkapazität zwischen tU und Status). Aber warten wir erst mal. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:33, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::::::Das nicht, ich würde mit deinem Konzept mitziehen und auch mit schreiben. Aber das ist hinsichtlich der Organisation nicht so mein Thema, deshalb meinte ich nur, dass es unter deiner Führung her besser wäre. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:40, 1. Mär. 2013 (CET)<br />
<br />
== vahnum ==<br />
<br />
sorry, ich glaube wir hatten das thema schonmal. Leider ist es mir nicht gelungen, dein archiv aufzustöbern und nochmal nachzusehen. Mir fiel wieder einmal auf, das in der [[Liste_der_verworfenen_Kernkraftwerke#Deutschland]] die reaktordaten von [[Vahnum]] fehlen, aber im artikel eingetragen sind. Was ist der Grund dafür? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:26, 5. Mär. 2013 (CET)<br />
:Die IAEA hatte keine Daten angegeben. Die Daten im Artikel sind glaube ich aus der angegebenen Quelle. Da der Artikel aber sowieso noch das alte Ref-System nutzt, ist es mal Zeit den Artikel zu überarbeiten. Muss bei der IAEA dann nachsehen wie die Daten für die Blöcke lauten. Die sind leider nicht mehr frei einsehbar, aber dafür endlich vollständig. Gleiches gilt auch für den Block in Emden. Abgesehen davon ist glaube ich das Baurecht für das Kernkraftwerk Vahnum 2010/11 aufgehoben worden, so sicher bin ich mir da nicht, da die Stadt Wesel da etwas im Konflikt mit der Landesplanung stand, die bei Abänderung hätte reorganisiert hätte werden müsste. Deswegen sind ja in BW noch viele Standorte im Sicherungsplan, weil man in Anführungszeichen ''„zu Faul ist“'' das entsprechend landesweit dann anzupassen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 06:16, 5. Mär. 2013 (CET)<br />
<br />
== Fragen zu Kernschmelzen ==<br />
<br />
Aloha! Ich guck schon seit ein paar wochen papers zu Kernschmelzen, RDB-versagen etc durch. Dabei kamen mir zwei fragen in den sinn:<br />
*Wie lautet das deutsche wort für "loss of pressure control accident"?<br />
*Fallen dir noch hochdruckkernschmelzen ein, bei denen es zu rdb-versagen kam? Mir kam nur SL-1 in den sinn.<br />
*Für den Artikel [[Kernschmelze]] wäre eine liste der kernschmelzen im artikel nicht schlecht. Dafür wäre teamarbeit nötig, da meine kenntnisse sowjetischer reaktorunfälle gering sind. Die liste müsste nicht vollständig sein, aber ein paar fälle zb von ubooten, forschungsreaktoren usw sollte sie schon enthalten. fühlst du dich in der lage, hier etwas beitragen zu können xd?<br />
*es gab verschiedene forschungen zur kernschmelze mit gezielt herbeigeführten schmelzen, zb [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13683180.html hier]. Hast du dich schonmal damit auseinandergesetzt? In rus gab es dazu glaub ich auch mal ein experiment [http://www.neimagazine.com/features/featurecore-melts-at-kurchatov/].<br />
*Die kühlung des coriums würde dann im artikel [[Kernfänger]] breitgetreten werden, ich denke das passt thematisch besser, obwohl auch manche k-fängerkonzepte mit intakten RDBs arbeiten. Kernschmelze würde dann nur die punkte [[Benutzer_Diskussion:Segelboot#Der_Kernreaktor_und_seine_Freunde|hier]] umfassen.<br />
Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:28, 11. Mär. 2013 (CET) -es<br />
:Hallo Meister,<br />
:* Schwer, das weiß ich nicht. Ich postuliere mal Druckkontrollverluststörfall, wobei ich aber nur weiß, dass es den Druckverluststörfall gibt.<br />
:* Eigentlich nicht.<br />
:* Die meisten Kernschmelzen dort waren Partiell. Ich weiß nicht wie man das handhaben soll, gelegentlich sind auch nur einzelne Brennelemente in einem einzelnen Kanal in einem RBMK geschmolzen. Es ist zwar eine Kernschmelze, beeinflusst den Betrieb auch stark, aber kann man das zählen? Bei den U-Booten ist das so eine Sache, insbesondere ein Unfall, bei dem bei einer Kernschmelze der Reaktor explodierte. Da sind nur wenige Infos bekannt. Muss ich nachsehen, kann dir ja mal eine Liste aufsetzen. Was für Informationen brauchst du darin enthalten?<br />
:* Damit eigentlich weniger, kenne aber mehrere solche Experimente in Russland. Da ging es auch um die Entwicklung des Kernfängers und eben um das verhalten. 1986 hat man mal eben so auf die Schnelle eine im Kurtschatow-Institut herbeigeführt um das Verhalten mit Beton zu studieren wegen Tschernobyl.<br />
:* ich denke, das passt so. Ja, diese Konzepte zu Kühlung im RDB, passiv von außen, etc. sind so eine Sache für sich. Beispielsweise sind die Kernfänger für Brutreaktoren, beispielsweise die FFTF im Pool untergebracht. Das würde dann aber wohl alles unter Kernfänger behandelt werden müssen. Man kann ja prinzipiell sagen, wenn es plup macht, dient entweder ein verdicktes Fundament für das Aufhalten des Coriums oder ein Kernfänger.<br />
Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:14, 11. Mär. 2013 (CET)<br />
::Ok, dann nehm ich mal Druckkontrollverluststörfall. das böse wort kann man später immer noch ändern. Das mit der liste geht nur darum, die häufigkeit abschätzen zu können. Infos wären über ausmaß (1-be, partiell <50%, >50% heftig), art des reaktors (DWR, SWR, RBMK, PHWR, SBR, usw), verwendung (antrieb, forschung, energie), und freisetzung von radioaktivität (TBq, kaum, wenig, viel, sehr viel, etc). Das muss keine wissenschaftliche arbeit sein, nur ein überblick. Gruß vom pluppenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:16, 11. Mär. 2013 (CET) <small>Müsste der Schnelle brüter [[Liste_der_Kernkraftwerke#Erkl.C3.A4rung|hier]] nicht FBR heißen? Du hast zweimal SBR in die tabelle geschrieben.</small><br />
Neja, okay:<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! Reaktorblock<br />
! Reaktortyp<br />
! Datum<br />
! Unfallbeschreibung<br />
! Freigesetzte Aktivität<br />
|-<br />
| Belojarsk-1&2<br />
| align="center" | AMB-100/AMB-200<br />
| align="center" | 1964 bis 1974<br />
| Regeläßige Zerstörung von Brennelementen in den Überhitzerkanälen<ref name="NEI_Bd-35">''Nuclear Engineering International, Band 35,Ausgaben 426-437''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1990. Seite 50, 51.</ref><br />
| Unterhalb der genehmigten Werte<ref name="NEI_Bd-35"/><br />
|-<br />
| Enrico Fermi-1<br />
| align="center" | Brutreaktor<br />
| align="center" | 05.10.1966<br />
| Nach einem Brennstoffwechsel wurde der Block am 4.&nbsp;Oktober um 8:23&nbsp;Uhr auf eine Leistung von 1&nbsp;MW gefahren. nachdem der Block kritisch war wurde am 5.&nbsp;oktober gegen 13:45&nbsp;Uhr begonnen die Leistung zu erhöhen und der Block erreichte eine Leistung von 8&nbsp;MW um 14:20&nbsp;Uhr. Um 14:45&nbsp;Uhr stellte man eine plötzliche Zunahme der Leistung auf 13&nbsp;MW fest allerdings ohne folgende Probleme. Gegen 15:00&nbsp;Uhr erreichte der Block eine Leistung von 20&nbsp;MW und die Messwerte zeigten, dass der Neutronenfluss instabil wurde. Das war bereits öfter vorgekommen was an dem Aufbau des Kühlsystems des Blocks liegt. Nach Verschinden des problems wurde die Leistung weiter erhöht und erreichte um 15:05&nbsp;Uhr eine Leistung von 27&nbsp;MW. Plötzlich tauchte ein Warnsignal wegen Instabilität des Reaktors auf. Das Peronal bemerkte, dass die Steuerelemente weiter als geplant ausgefahren wurden. Die Folge war eine schnell steigende Reaktivität und Temperaturen beim Austritt des Kerns mit 380 bis 368&nbsp;°C abnormal hoch lag. Um 15:09&nbsp;Uhr wurden erhöhte Strahlenwerte im Abluftsystem festgestellt und das System abgeschaltet. Bei einer Reaktorleistung von rund 31&nbsp;MW nach der Leistungsexkursion wurde der Block per Schnellabschaltung abgeschaltet. Zwei Brennelemente schmolzen zusammen und wurden in der zweiten Jahreshälfte 1967 getrennt und entfernt. Einige andere Brennelemente zeigten Verformungen, waren allerdings intakt, wurden aber trotzdem getauscht, da ein Betrieb mit solchen Elementen nicht vertretbar ist. Grund für den Unfall war ein Bauteil, das sich gelöst hatte und die Strömung durch die Brennelemente blockierte. Die Leistungsexkursion wurde durch den Aufbau des Kerns begünstigt.<ref name="Fermi-1_05-10-1966">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на АЭС «Enrico Fermi» (США), связанная с плавлением топлива ''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_AJES_Enrico_Fermi_SSHA_svjaza Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4DpvAcp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| 10000&nbsp;Curie im Kühlsystem, wie viel raus unbekannt.<ref name="Fermi-1_05-10-1966"/><br />
|-<br />
| Lucens<br />
| align="center" | HWGCR mit 2 Kreisen<br />
| align="center" | 21.01.1969<br />
| ''Müsste bekannt sein?''<br />
| 4300 GBq radioaktive Edelgase<br />27,3 MBq radioaktive Spaltgase<ref>Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на АЭС «Lucens» (Швейцария), связанная с повреждением активной зоны''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_AJES_Lucens_SHvejcarija_svjaz Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4BejMKI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
|-<br />
| Saint Laurent-A1<br />
| align="center" | UNGG<br />
| align="center" | 17.10.1969<br />
| Während des Volllastbetriebs sollte ein Brennstoffkanal entladen und mit einem neuen Brennelement beladen werden. Während des Entladevorgangs stoppte die Maschine plötzlich. Der Operator deaktivierte daher das automatische System und fuhr mit dem Entladen des Brennelements auf manuellem Wege mit der Maschine fort. Allerdings zog er nicht das Brennelement heraus, sondern reduzierte den Gasdurchfluss des Kanals, woraufhin die Wärmeabfuhr für das Brennelement verschlechtert wurde. Daraufhin schmolzen rund 50&nbsp;Kilo des Brennelements durch und trat aus dem Kanal aus. Aufgrund des Lecks an dem Kanal wurde der Reaktor automatisch abgeschaltet. Die Reparatur dauerte rund ein Jahr und führte zu konstruktiven Verbesserungen an der Lademaschine.<ref name="St.-Laurent_17-10-1969">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на АЭС «St. Laurent» (Франция), связанная с плавлением топлива''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_AJES_St._Laurent_Francija_svj Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4CZ9vpd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| unbedeutend gering<ref name="St.-Laurent_17-10-1969"/> (?)<br />
|-<br />
| Leningrad-1<br />
| align="center" | RBMK-1000<br />
| align="center" | .10.1974<br />
| Mehrere Brennelemente wurden im Kern zerstört<ref name="Malko_1">Mikhail V. Malko: ''The Chernobyl Reactor: Design Features and Reasons for Accident''. Joint Institute of Power and Nuclear Research, National Academy of Sciences of Belarus. [http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/NSRG/reports/kr79/kr79pdf/Malko1.pdf Abgerufen] am 10.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DZI5WUFv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| Mindestens 1,5 Megacurie<ref name="Malko_1"/><br />
|-<br />
| Leningrad-1<br />
| align="center" | RBMK-1000<br />
| align="center" | 30.11.1975<br />
| Mehrere Brennelemente wurden beschädigt, zeigten Leckagen oder waren angeschmolzen, Brennelement im Kanal 13-33 verursachte Leckage.<ref name="Malko_1">Mikhail V. Malko: ''The Chernobyl Reactor: Design Features and Reasons for Accident''. Joint Institute of Power and Nuclear Research, National Academy of Sciences of Belarus. [http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/NSRG/reports/kr79/kr79pdf/Malko1.pdf Abgerufen] am 10.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DZI5WUFv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| Mindestens 1,5 Megacurie<ref name="Malko_1"/><br />
|-<br />
| Belojarsk-2<br />
| align="center" | AMB-200<br />
| align="center" | 1977<br />
| Zerstörung von rund 50&nbsp;% der Brennelemente im Kern,<ref name="NEI_Bd-35"/> möglicherweise aufgrund von erhöhten Temperaturparametern des Kühlmittels infolge einer Systemmodifikation mit modernerer Entgasung.<ref>''Thermal Engineering, Band 23''. Pergamon Press, 1977. Seite 54, 55, 63, 64.</ref><br />
| <br />
|-<br />
| Bohunice-A1<br />
| align="center" | KS-150<br />
| align="center" | 22.02.1977<br />
| Beim Laden eines neuen Brennelementes wird die Schutzschicht gegen Feuchtigkeit aus Kieselsäure vergessen zu entfernen und so in den Reaktor geladen. Dabei kam es zur einer schlechteren Wärmeabfuhr durch das CO<sub>2</ref>-Gas und zur Überhitzung mit Anschmelzen des Brennelements, sowie einem Leck an der Druckröhre, weshalb schweres Wasser aus dem Druckbehälter in den Gaskreislauf eindrang.<ref>Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на АЭС «Jaslovska Bonunice -1» (Чехословакия), связанные с утечкой теплоносителя и замедлителя ''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_AJES_Jaslovska_Bonunice_1_CHe Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4BF9i5L Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Block wurde danach nicht mehr repariert, vornehmlich aber weil Bohunice V1 und V2 bereits im Bau waren und die Entwicklung des KS-500 nicht fortgeführt wurde.<br />
| Keine<br />
|-<br />
| Hinkley Point-B(1?)<br />
| align="center" | AGR<br />
| align="center" | 19.11.1978<br />
| Ein Brennelement sollte aus einer der Kanäle ausgeladen werden. Nachdem es drei Meter entfernt wurde verklemmte es sich in den Kanal. Die Winde der Lademaschine stellte sich deshalb daraufhin ab. Später konnte durch Überlastung der Winde im Tipbetrieb das Brennelement ohne Probleme entnommen werden. Eine Begutachtung des Brennelement ergab, dass ich Graphitrückstände daran befanden und das dritte, vierte und fünfte Brennelementbündel stark beschädigt und angeschmolzen waren. Grund für die Schäden war ein Effekt beim Laden der Brennelemente, bei dem der Kanal normalerweise in Überlast gefahren wird und es dabei zu einem thermischen Schlag kommt, wenn das Gas über das Brennelement strömt. Als Folge durften die AGR nicht mehr unter Überlast des Kanals beladen werden und während des Betriebs keine Volllast mehr fahren.<ref>Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на АЭС «Hinkley Point B» (Великобритания), связанная с повреждением твэлов''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_AJES_Hinkley_Point_B_Velikobr Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4AT4jut Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| Keine<br />
|-<br />
| Tschernobyl-1<br />
| align="center" | RBMK-1000<br />
| align="center" | 09.09.1982<br />
| Zerstörung eines einzelnen Brennelementes in Kanal 62-44 mit Ausspülen von Brennstoffpartikeln in die hermetische Box. Grund war Materialversagen der Druckröhre.<ref name="ChAES-1_09-09-1982">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на блоке №1 Чернобыльской АЭС (СССР), связанная с разгерметизацией технологического канала''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_bloke_1_CHernobilskoj_AJES_SS Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4242cz1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| 20 bis 40&nbsp;Curie<ref name="ChAES-1_09-09-1982"/><br />
|-<br />
| Tschernobyl-1<br />
| align="center" | RBMK-1000<br />
| align="center" | 21.02.1983<br />
| Zerstörung eines einzelnen Brennelementes in Kanal 21-56 während dem Anfahren nach der Reparatur aufgrund der vorherigen Kernschmelze. Beschädigungen traten dabei auch an Kanal 46-18 und 63-54 auf. Grund war Materialversagen der Druckröhre.<ref name="ChAES-1_21-04-1983">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на блоке №1 Чернобыльской АЭС (СССР), связанная с гильотинным разрывом технологического канала''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_bloke_1_CHmernobilskoj_AJES_S Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F48mnSEx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><small>Der Unfall steht noch nicht im Artikel drinnen, den wollte ich noch nachtragen. Entdeckt hatte ich den erst beim Schreiben des Artikels zum KKW Leningrad</small><br />
| 40&nbsp;Curie aus Kanal, wie viel raus ist unbekannt<ref name="ChAES-1_21-04-1983"/><br />
|-<br />
| K-431<br />
| align="center" | 2×WM-A<br />
| align="center" | 10.08.1985<br />
| Das U-Boot wurde mit neuem Brennstoff beladen und der Reaktor wieder geschlossen, der Deckel aber nicht wichtig gesetzt. Man hob den Decken daher noch einmal an, allerdings mit ihm zusammen die Steuerstäbe. Die Steuerstäbe wurden zu schnell aus dem Reaktor gezogen und der Reaktor wurde prompt kritisch. Dies führte zu einer Dampfexplosion und zur Zerstörung der Druckhülle und des Reaktors. Die Brennelemente schmolzen, wurden zerstört und wurden beider Explosion bis im Umkreis von 50 bis 100&nbsp;Metern in das Wasser geschleudert. Das U-Boot wurde 1987 aufgegeben wegen de facto Kontamination mit Totalschaden.<br />
| 2&nbsp;Megacurie Edelgase<br />5&nbsp;Megacurie Spaltprodukte<br />
|-<br />
| Atucha-1<br />
| align="center" | KWU PHWR<br />
| align="center" | 02.08.1988<br />
| Der Block fuhr zu diesem Zeitpunkt unter Volllast, als die Reaktorleistung sankt und in der Folge der Druck abfiel. Der Reaktor schaltete sich automatisch ab und wurde in den unterkritischen Heißzustand abgefahren. Am 13.&nbsp;August sollte der Block wieder mit 70&nbsp;% Leistung ans Netz gehen, allerdings kam es beim Erreichen der Kritikalität erneut zu einem Druckabfall sowie zur einer Erhöhung der Aktivität im Primärkreislauf. Sekundär gab es Hinweise durch das Neutronenfeld darauf, dass ein bestimmter Kanal beschädigt zu sein scheint. Am 15.&nbsp;August wurde der Block zur Inspektion wieder abgeschaltet. Nach 5 Monaten konnte ein Werkzeug zur Inspektion entwickelt werden mit dem eine Leckage in dem betreffenden Kanal gefunden werden konnte. Man stellte dabei fest, dass der Kanal beschädigt wurde und der Brennstoff angeschmolzen war, sowie der angrenzende Kanal, die selbst aus Zircalloy-4 gefertigt sind, ebenfalls teilweise geschmolzen war, das Brennelement aber intakt. Brennstoffragmente, Hüllrohrfragmente und Kanalfragmente beschädigten den torusförmigen Verteiler im Reaktor, den Moderatortank und pappten sich im Reaktordruckbehälter unten festen, beschädigten ihn sogar leicht. Die Reparaturmaßnahmen waren mit den Rückholungsmaßnahmen in Three Mile Island-2 identisch und dauerten rund 16 Monate.<ref name="Atucha-1_02-08-1988">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на блоке №1 АЭС «Atucha» (Аргентина), связанная с повреждением активной зоны''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_bloke_1_AJES_Atucha_Argentina Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F48TrnHG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><small>Der Unfall steht noch nicht im Artikel drinnen, den wollte ich noch nachtragen. Entdeckt hatte ich den erst beim Schreiben des Artikels zum KKW Leningrad</small><br />
| Keine, im Kühlwasser gebunden<br />
|-<br />
| Bruce-4<br />
| align="center" | CANDU-750A<br />
| align="center" | 23.01.1990<br />
| Beim Brennstoffwechsel im Volllastbetrieb begann sich die computergesteuerte Lademaschine während sie mit einen der Kanäle verbunden war zu neigen. Insgesamt senkte sich die Lademashine um 40 Zentimeter. Im Kontrollraum des Blocks wurde registriert, dass schweres Wasser aus dem Primärkreislauf in das Reaktorgebäude austrat, was auf einen Bruch der Druckröhre hinwies, bzw. in diesem Fall verursacht durch die offenen Druckröhre wegen der verschobenen Lademaschine. Der Block wurde abgeschaltet. Infolge steigender Strahlenwerte durch radioaktives Tritium wurde die Belüftung abgeschaltet und das Ventil zum Vakuumgebäude geöffnet, um den Unfall zu lokalisieren. Durch das Abkühlen des Blocks und der Druckentlastung konnte die Menge an austretenden schweren Wasser aus der Calandria von 1400 Kilo pro Stunde auf 10 bis 18 Kilo pro Stunde gesenkt werden. Während der Störung wurden die 13 Brennelemente in dem Kanal zerstört und schmolzen an, sowie vier weitere Brennelemente in der Lademaschine. Die Druckröhre musste mit Spezialwerkzeug entfernt werden und die Brennelemente ebenfalls mit einem Spezialgerät entfernt werden. Grund für das Senken der Lademaschine war übrigens der Ausfall der Software, der durch einen Programmierungsfehler verursacht wurde, der beim Test des Programms 1986, als es in den Blöcken eingeführt wurde, nicht entdeckt wurde.<ref name="Bruce-4_23-01-1990">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на блоке №4 АЭС «Bruce» (Канада), связанная с повреждением технологического канала''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_bloke_4_AJES_Bruce_Kanada_svj Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F471iqN2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><small>Der Unfall steht noch nicht im Artikel drinnen, den wollte ich noch nachtragen. Entdeckt hatte ich den erst beim Schreiben des Artikels zum KKW Leningrad</small><br />
| Keine, konnte lokalisiert werden.<ref name="Bruce-4_23-01-1990"/><br />
|-<br />
| Leningrad-3<br />
| align="center" | RBMK-1000<br />
| align="center" | 24.03.1992<br />
| Defektes Ventil blockte Wasserzufluss zu Kanal 52-16, das Brennelement überhitzte und schmolz. Aufgrund einer Beschädigung des Filtermembrans des Kondensationsturms wurden mehr radioaktive Stoffe als vorgesehen freigesetzt.<ref name="LAES-3_24-03-1992">Радиационная Безопасность Населения Российской Федерации: ''Авария на блоке №3 Ленинградской АЭС (СССР), связанная с разгерметизацией технологического канала''. [http://www.rb.mchs.gov.ru/Avarija_na_bloke_3_Leningradskoj_AJES_SS Abgerufen] am 12.01.2013. ([http://www.webcitation.org/6DcVin5Te Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
| 0,18&nbsp;Curie <sup>131</sup>Jod<br/>4000&nbsp;Curie andere Spaltgase<ref name="LAES-3_24-03-1992"/><br />
|-<br />
|}<br />
<references /><br />
<br />
Ich habe noch andere Unfälle von der einen Seite eingetragen, die noch mit Kernschmelzen zu tun hatten, sich aber nicht auf ex-UdSSR beziehen. Es gibt noch einen Zwischenfall im Jahr 1989, der mir schleierhaft ist. Dabei scheint irgendwas radioaktives geschmolzen zu sein in einem Metallwerk in Podolsk, das zwar entfernt wurde, das Werk aber heute mit 150 bis 800 Milliröntgen pro Stunde Hintergrundstrahlung kontaminiert ist. Das ist wohl eher weniger eine Kernschmelze als vielmehr ein Strahlenunfall, der aber schon des öfteren dort vorgekommen zu sein scheint. Zu den Zwischenfällen in Belojarsk, Tschernobyl und Leningrad habe ich nur kurze Erläuterungen gemacht, da die ja im Artikel schon beschrieben sind. Zu den Unfällen in Tschernobyl-4 (1986), TMI-2 (1979), SL-1 (1961), NRX (1957) und Windscale-1 (1957) hast du was, oder? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:18, 12. Mär. 2013 (CET)<br />
:sehr schön, ein guter anfang. Für meinen geschmack sogar zu ausführlich, aber ok. Den rest werd ich schon noch reinfummeln, danke erstmal. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:19, 12. Mär. 2013 (CET)<br />
::Musst halt schauen, was du nutzt. Habe es nur mal erläutert, damit auch der Hintergrund verständlich ist. Wie du das letztlich machst weißt du am besten! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:22, 12. Mär. 2013 (CET)<br />
aloha! bin auf ein problem aufgelaufen, für dessen lösung ich deine hilfe brauche. guckst du bitte erstmal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3#Kernschmelze_als_Unm.C3.B6glichkeit hier]. Die Probleme liegen in Anhang auf Punkt 4 (Rainer Moormann...). Das Problem ist, dass Hr Moormann sehr locker bequellt, was auf eine Agenda hindeutet. Ich weiß nicht ob das so stehenlasse, weil es schon sehr komplex ist und ausartet. Besser wäre wohl, die ganze fragestellung Moormann & Co später in einen HTR/gasggekühlter Reaktor/wasweißichartikel reinzustecken, und detaillierter durchzukauen. In diesem Fall müsste man das kritikalitätsthema wechlassen.<br />
<br />
Ein weiteres problem ist die quelle 15 [http://de.wikipedia.org/wiki/HTR hier]: ''J.Szabo et al.: Reactivity effects of water ingress in HTGRs - a review. In: Technical committee on reactivity transient accidents. Proc. of the first technical committee meeting organized by the IAEA and held in Vienna, 17.-20. November 1987. Document IAEA-TC-610'' Ich hab rumgegoogelt, aber nix gefunden. Das ist besonders pekär, da anscheindend die zahlen "k_eff bis 1,04" und "2500°C" darin vorkommen. <br />
<br />
Andererseits gibt es zb [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-10-22-10-26-WS-NPTD/Day-4/17.ReitsmaSafety.pdf das hier]. Auf S.30/36 sieht man zb, wie eine anordnung k_eff bis 1,045 erreicht, wenn wasser in den kern kommt. Nun ist das kein problem, den k_eff > 1 bedeutet erstmal nur eine zunahme der Reaktivität, und nicht zwangsläufig prompt kritisch. Aucf S.32/36 wird auch gezeigt, wie man das problem hier durch SCRAM wegkriegen möchte. Interessant ist auh [http://www.nera.rst.tudelft.nl//fileadmin/Faculteit/TNW/Over_de_faculteit/Afdelingen/Radiation_Radionuclides_Reactors/Research/Research_Groups/NERA/Publications/doc/MSc_David_Rodriguez_Sanchez.pdf diese Studie] der TU Delft. Hier ist ein kugelhaufenreaktor mal ganz durchgerechnet worden. Beachte Seite 55/88: k_eff bei water ingress macht einen bogen, wie das gelaber von mir im anhang eben sagt. Sonst steht da aufschlussreich: ''From Figure 3.17 it can seen that the decrease in reactivity from 700K to 1700K, at a water ingress of 2000Kg, is not large enough to compensate for the increase in reactivity from 0Kg of water to 2000Kg. This means that this reactivity increase cannot be counterbalance by inherently means alone! and it would also depend on other active safety mechanisms like the control rods. Since for a safe HTR the reactivity effect of any water ingress must be controllable by passive means, it is obvious that the fuel pebble composition has to be changed in order to produce the required negative reactivity response. It is important to notice that the final heavy metal loading and %W of 233 U is therefore design based on its capabilities to compensate this accident scenario, which will limit the breeding capabilities of the HTR.'' (mit rechtscheibfehlern) D.h. es wäre lediglich bei einer falschen auslegung möglich, bei wassereinbruch k > 1 zu erzeugen, bzw man nimmt es in kauf, und regelt mit SCRAM gegen.<br />
<br />
Trotzdem würde ich noch gerne deine meinung hören: weglassen und später breittreten, oder im anhang erläutern? und wie siehst du das mit quelle 15? vlt findest du was, besonders die herkunft der 2500°C finde ich interessant. Gruß vom fragenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:36, 18. Mär. 2013 (CET)<br />
<br />
:Ahoi! ;) Mir stellt sich jetzt als erstes die Frage, worauf sich die 3,3&nbsp;% bzw. der daraus resultierte Kubikmeter Wasser bezieht. Anscheinend muss es sich hierbei um ein bestimmtes Reaktormodell handeln da ich mir nicht vorstellen kann, dass die gleiche Menge bei größeren Kernen den selben Effekt bewirkt. Ich denke aber eher, dass das zum Betriebsverhalten des HTR selbst zählt und weniger mit Kernschmelzen zu tun hat. Die andere Frage ist jetzt, abgesehen von der verbesserten Moderation, ob dieser Reaktivitätsschub denn auch zu einer Kernschmelze führen würde. Das Dokument kannst du [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/20/012/20012480.pdf hier] finden. Am besten ist immer nach der Dokument-Kennnummer als exakte Phrase zu suchen. In dem Dokument scheint sich Seite 144 damit zu beschäftigen. Die Zahl 2500 kann ich aber sonst nirgends sonst finden. Prinzipiell würde ich die Grundlagen in den Artikel einbetten, die Detailversion aber in einem HTR-Artikel unterbringen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:35, 18. Mär. 2013 (CET)<br />
::Hallo Meister! Die 3,3 % beziehen sich wohl auf den AVR. Graphit besitzt keinen schmelzpunkt, sondern sublimiert bei normaldruck bei 3750°C. Schmelzen kann da nicht viel. Da das in Anhang zu kompliziert wird schlage ich vor, hier nur ein paar fakten reinzuschreiben zb: ''Durch den Wassereinbruch erhöht sich die Reaktivität des Kerns. Dabei steigt die Reaktivität mit zunehmender Wassermenge in Kreislauf an, um nach einem Maximum wieder zu fallen. Durch geschicktes Kerndesign kann der überkritische Bereich so gelegt werden, dass er nur von kurzer Dauer ist, und der integrale Voideffekt, im Gegensatz zum positiven Void beim RBMK, hier negativ ist. Findet keine Optimierung des Kerndesigns gegen einen Wassereinbruch statt, so müsste eine Gleichgewichtstemperatur von etwa 4000 K mit LEU erreicht werden, damit der nukleare Dopplereffekt den Reaktivitätsanstieg kompensieren kann.'' ok so? Das ganze würde erstmal ohne quelle so dastehen, da ich texte im anhang nicht refen kann. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:35, 18. Mär. 2013 (CET) <small>stimmt, wenn man bei INIS in die suchzeile die nummer eingibt...<rolleyes></small><br />
:::Beziehen sich die 4000&nbsp;Kelvin nicht auf den Temperatur unterschied? Die Temperaturangaben werden doch normalerweise in °C angegeben, Temperaturunterschiede mit Kelvin!? Aber ansonsten wäre es okay. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:54, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
::::nö, fig 7 auf seite 144 sagt "kernel temperature (°K)". Temperaturangaben werden normalerweise in K angegeben (ohne grad), da es SI einheit ist. Mit differenzen hat das doch nüscht zu tun? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 11:47, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::Hm okay, stimmt. Mir wäre eine Konvertierung in Grad Celsius doch lieber und man diese Vorlage (siehe Quelltext) mit {{Konvert|4000|K0|C0}}&nbsp;°C verwendet, da es doch einfach übersichtlicher ist. Man kann das ganze ja auch noch auf {{Konvert|4000|K0|C0|0}}&nbsp;°C runden. Das mit dem Kelvin ist mir zu Trickreich wegen dem Nullpunkt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:06, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::tsts, was willst du später mal beruflich machen? wenn du in den ingenieurbereich gehst wie ich, setzt du in jede formel nur noch kelvin ein. Jede °C angabe gilt als ärgernis, weil erst in K umgerechnet werden muss. Das in manchen papers immer noch °C angaben sind finde ich befremdlich, aber die amis publizieren auch gerne in °F...noch schlimmer. Wäre es so {{Akronym|4000 K|3726 °C}} auch ok, für die lieben kleinen xD? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:25, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::Klar mag das im Ingenieurbereich so sein, das weiß ich, allerdings ist im konventionellen Gebrauch im deutschen Bereich die Verwendung von °C aus meiner Sicht sinnvoller, zumal es dann die Experten gibt die diese 4000 Kelvin direkt in 4000 °C konvertieren, eben weil es gebräuchlicher ist und weil man fälschlicherweise durch das 1&nbsp;K=1&nbsp;°C den Nullpunkt von Kelvin nicht beachten. Abgesehen davon verwendest du selbst im Fließtext beim [[Areva EPR]] auch vornehmlich nur °C mit Außnahme von drei Angaben beim Corium! ;P Immer schön den Spiegel vor dass eigene Gesicht halten! ;) Nein, aber im Fließtext ist es doch sinnvoller. Man kann es ja später in Kelvin spezifizieren oder man müsste gleich überall Kelvin verwenden, was aber zu anderen Mainstreammedien mit Temperaturangaben von °C zu Verwirrung führen kann. In den Formeln halte ich es dagegen für völlig korrekt Kelvin zu verwenden, du hast ja sogar °C und Kelvin dort erläutert, das ist sehr exakt! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:51, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::::seufz, gut, ich nehm die vorlage --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:36, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::::Schreib halt die 4000 K hin und klammer die °C dahinter ein. Mal so ne Frage nebenbei: Hast du Ahnung vom Frackig? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:28, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
::::::::::das mit dem öl und gas? nur so nebenbei, hauptsächlich eike. Wiso, gibts bald ne Fossilopedia? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:26, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
:::::::::::Nein, im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk Darlington, da hat man was erprobt, allerdings im Zusammenhang mit unterirdischen Kernkraftwerken in Kavernen. Fossilopedia kann ich nix mit anfangen! :D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:15, 19. Mär. 2013 (CET)<br />
sodelle, [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 die baustelle] hat sich weiterentwickelt. Nun steh' ich wie der ochs' vorm berg, denn:<br />
*die forschungsgeschichte is sehr europalastig. ich kann noch etwas aus den USA reinschreiben, soweit es nicht die {{Akronym|IVR|die kühlung der soße im RDB}} betrifft, nur in RUS und anderswo is tote hose. da wüßte ich nichmal, wo ich suchen sollte. ich weiß nur, das rus am Rasplav program beteiligt war. was in der SU lief, kein plan<br />
*bei den Versagensfällen stehen die griechischen buchstaben erstmal so da, das dürfte sich erst mit einem artikel zum [[Sicherheitsbehälter]] auflösen. ich mach hier noch bilder rein, "wo es plup macht"<br />
*vlt wäre ein abschnitt zu den auswirkungen interessant? wir hattens ja mal [[Benutzer_Diskussion:Segelboot#Brauche_deine_Hilfe|hier]]. Ist der garten verloren wenn er 5 mSv/a hat statt vorher 1 mSv/a? Oder erst bei 50 mSv/a? Ab wann wird dekontaminiert, ab wann als verlust abgeschrieben? hier lassen sich gut [http://www.kerngedanken.de/2013/03/die-welt-nach-fukushima-teil-1-gefaehrliche-orte/ breitseiten plazieren]. Die WASH-1400 hat auch ein paar abschätzungen zu toten u kosten.<br />
*die Liste werd ich auch noch ergänzen...<br />
Abentlicher Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:35, 21. Mär. 2013 (CET) Tipp: Mein kommentar [http://novo-argumente.com/magazin.php/novo_notizen/artikel/0001315#comments hier] als Bsp für punkt 3. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:39, 21. Mär. 2013 (CET)<br />
<br />
:Sieht aber doch schon sehr gut aus! Zu den einzelnen Punkten:<br />
* Ist schwer verfolgbar. ''Raspaw'' heißt übrigens ins deutsche übersetzte ''Schemlze''. In der UdSSR liegen einige Programme, da müsste ich mich aber selbst hereinlesen. Mit fällt nur auf die Schnelle die künstliche mit Plasmalasern erzeugte Kernschmelze ein, die im Mai/Juni 1986 im Kurtschatow Institut stattfand.<br />
* k<br />
* Neja, primär bei der Strahlung ist das eigentlich keine Frage, dass auch 5 mSv/a annehmbar sind. Das Problem sind nur die Isotope selbst und ihre Auswirkungen. Also hinsichtlich Anreicherung im Körper und direkte giftige Wirkung.<br />
* k<br />
Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 18:21, 22. Mär. 2013 (CET)<br />
<br />
== [[Mühleberg|Mühle muss mahlen]] ==<br />
Sehr schöner Artikel, einer der besten: nur ein paar fragen dazu:<br />
<br />
*"Allerdings sind die Kosten des Kernkraftwerks bereits im Vorfeld so gering kalkuliert gewesen, dass sich das Kernkraftwerk eher als Grundlasterzeuger eignete." - wirtschaftlich wäre es eher andersrum: ist die anlage besonders billig zu haben, kann sie auch wirtschaftlich regellast bereitstellen.<br />
*"Dabei wurden zirka als Kobalt&nbsp;60 Äquivalent 11×10<sup>11</sup> Becquerel (rund 30&nbsp;Curie) an radioaktiver Substanz entfernt." wozu kobalt-60? Bq reicht doch?<br />
*"Am 21.&nbsp;November 2007 wurde eine motion vom 1.&nbsp;Februar 2007 angenommen, die den weiteren Betrieb des Kernkraftwerks Mühleberg fordere und eine unbeschränkte Betriebsbewilligung." - wie meinen?<br />
*"Die Schweißnähte selbst können nicht reißen da eine Schweißnaht konsequent härter ist, als das Material das sie umgibt und bindet." - härte sagt noch nix über festigkeit aus. Ist vlt diese gemeint? <br />
*"Fernwärme Mühleberg – Bern (FEMBE)" - der abschnitt verwendet mal "20 % des Wärmeanteils" oder "im Schnitt etwa die Hälfte der Wärmeversorgung" oder "Rund 75 % der Wärmeenergie für das Fernwärmenetz würden aus dem Kernkraftwerk bezogen". Eine zahl, die hohe, wird für die Wärmeenergie für das Fernwärmenetz stehen. Die andere wohl für die kapazität des kkw als fernwärmeeinspeiser.<br />
<br />
sonst: ab nach [[Vorlage:Bereits gewusst]]! Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:57, 13. Mär. 2013 (CET)<br />
:Danke Dir, hat mir auch entsprechend Nerven gekostet. Aber auch über Facebook habe ich ziemlich gute Resonanz bekommen. Die Imagemap mit den Plot mache ich morgen noch vollständig. Zu deinen Fragen die passenden Antworten:<br />
:*Diese Kalkulation war logisch auf die Erzeugungskostenbezogen. Das Kernkraftwerk war preiswerter als die Wasserkraftwerke und das um Längen, sowie zuverlässiger in der Verfügbarkeit. Die Wasserkraftwerke verursachten im Winter und auch im heißen Sommer diverse Probleme.<br />
:*Das steht so [http://books.google.de/books?id=-JNUAAAAMAAJ&hl=de&pg=PA96&img=1&pgis=1&dq=%C3%84quivalent&sig=ACfU3U0zQ3yZsI3sAUhyRjMsgWRxMuQj-A&edge=0 hier] + [http://books.google.de/books?id=-JNUAAAAMAAJ&hl=de&pg=PA96&img=1&pgis=1&dq=%22Bq%2830Ci%29.+Das+in%22&sig=ACfU3U3_3baWQ4o3Kumxkz0Qz9ux4DLn6A&edge=0 hier]. Ist auf Kobalt-60 berechnet worden, weil es halt oft in Reaktoren vorkommt und die Hauptkontamination ausmacht. Ich weise dabei auf Nowoworonesch-1 hin, in dem Reaktor erhebliche Probleme mit Kobalt-60 auftraten wegen falscher Werkstoffe in den Pumpen.<br />
:*Eine Motion ist eine Art Anstoß in der Schweiz bzw. ein Vorschlag, soweit ich das verstehen konnte. Man kann es ja Eindeutschen, aber ich weiß nicht, ob es denn dann so richtig wäre, wenn ich Anstoß oder Vorschlag schreibe. Ich bin kein Schweiz-Experte. Jedenfalls gings darum, dass sich auch der Große Rat von Bern für einen weiteren Betrieb des Kernkraftwerks infolge dieses Vorstoßes, sich für das Kernkraftwerk auszusprechen, aussprach.<br />
:*Festigkeit ist richtig. Eine Schweißnaht kann nur reißen, wenn diese falsch ausgeführt wäre. Das ist aber dabei auszuschließen, da es sich nachweislich um das Material des Kernmantels selbst handelt, dass eben beim Schweißen belastet wurde und später eben Risse an dieser Stelle bildete. So gesehen handelte es sich nicht direkt um Risse in Schweißnähten, sondern um Risse an Schweißnähten bzw. daneben. Das ist ja das was die Anti-Temelíner nicht verstehen.<br />
:*Bei den 20&nbsp;% zur Verfügung stellenden Wärmeanteil ging es darum, ganz Bern mit Fernwärme zu versorgen in einem großen Netz. Der Schnitt bezieht sich auf den Bedarf pro Jahr, den hinsichtlich der GWth die aus dem Kernkraftwerk bezogen worden wären. Die 75&nbsp;% bezogen sich auf das eigentliche Projekt, West-Bern mit Fernwärme zu versorgen. Das Netz wäre also kleiner gewesen, sodass alleine 75&nbsp;% des Netzes bei voller Auslastung aus dem Kernkraftwerk gespeist hätten werden können.<br />
:Leider gab es zum Fernwärmenetz nicht viel. Ich hätte gerne die Trassenführung und detailliertere Konzepte eingearbeitet. Nagut, dann werde ich hier und da mal suchen, was denn so interessant zu wissen erscheint! ;) Setze das morgen um. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 00:40, 14. Mär. 2013 (CET)<br />
::Sehr schön. Noch was: Die Gebäudebeschreibung per Mouseover im Grundplan zeigt nur das reaktorgebäude an, den rest hast du nicht eigetragen. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:44, 14. Mär. 2013 (CET)<br />
:::Zitat meiner vorherigen Antwort: ''„Die Imagemap mit den Plot mache ich morgen noch vollständig.“'', das heißt jetzt! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:50, 14. Mär. 2013 (CET)<br />
::::ach, das war damit gemeint. Gut zu wissen xd --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:12, 14. Mär. 2013 (CET)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_M%C3%BChleberg&diff=5703Kernkraftwerk Mühleberg2013-03-13T22:56:22Z<p>10.0.1.47: /* Daten der Reaktorblöcke */ tippo</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =KernkraftwerkMühleberg.jpg<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Schweiz<br />
|REGION =Bern<br />
|ORT =Mühleberg<br />
|LAT =46.968752<br />
|LON =7.267519<br />
|EIGENTÜMER =BKW Energie AG <br />
|BETREIBER =BKW Energie AG<br />
|V-JAHR =1966<br />
|B-JAHR =1971<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BTR_AZ =1<br />
|R-BTR_MW =390<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =2012<br />
|ESPG-GW =2971<br />
|GESESPG =101550<br />
|STAND =2013<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Mühleberg Nuclear Power Plant<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Mühleberg''' (kurz ''KKM'', ehemals bis 1971 ''AKM''<ref name="Nuclear_News_Bd-14"/>) steht im Schweizer Kanton Bern nahe der Gemeinde Mühleberg. Das an der Aare gelegene Werk wurde Ende der 1960er errichtet und in den 1970ern in Betrieb genommen. Obwohl der Anfang von Schwierigkeiten geprägt war konnte der Eigentümer und Betreiber des Werkes, die Bernische Kraftwerke AG durch kontinuierliche Nachrüstungen das Werk fortwährend auf dem Stand der Technik halten. Das Werk selbst ist allerdings nicht unumstritten, insbesondere bei Organisationen, die sich gegen die Kernenergie engagieren. Nach dem Unfall im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] im Jahr 2011 war das Werk starker Kritik ausgesetzt und Nachrüstungsforderungen laut. Die Bernische Kraftwerke AG ist seither damit beschäftigt umfangreiche Nachrüstungen an dem Werk umzusetzen um den Langezeitbetrieb bis zu einer Gesamtlaufzeit von 50&nbsp;Jahren im Jahr 2022 zu ermöglichen. Ein langfristiges Problem stellt der Kernmantel des Werkes dar, der ähnlich wie bei baugleichen Anlagen aufgrund des gewählten Materials Risse aufweist. Ehemals sollte das Kernkraftwerk durch ein neues Kernkraftwerk ersetzt werden. Die Planungen wurden allerdings 2011 eingefroren.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
In der Schweiz galt die Standortsuche für die ersten [[Kernkraftwerk]]e als problematisch. Deshalb wurde in den 1960ern eine Einschränkung vorgenommen und nur wenige Standorte, unter Annahme der entsprechenden Größe des Werkes und Art der Kühlung durch Flusswasser, für Kernkraftwerke ausgewiesen. Klar war zu diesem Zeitpunkt bereits, dass größere Kernkraftwerke mit 1000&nbsp;MW Leistung nur am Unterlauf der Aare, Rhône und am Rhein entstehen können. Für effizienter wurde allerdings das Aufstellen kleinerer Kernkraftwerke hintereinander befunden, als den Bau großer Kernkraftwerke. Die damaligen Rechnungen gingen davon aus, dass die ersten drei Anlagen mit einer Leistung von je 250&nbsp;MW genügen würden, später wären ab Anfang der 1980er mindestens fünf weitere Anlagen mit 500&nbsp;MW nötig gewesen.<ref>Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, u.a.: ''Schweizerische Bauzeitung: Wochenschrift für Bau-, Verkehrs-, und Machinentechnik''. Druck von H. Zürcher, 1965. Seite 3.</ref> Direkte Planungen gab es allerdings zu diesem Zeitpunkt nicht, abgesehen von einem Werk der Nordostschweizerischen Kraftwerke AG bei [[Beznau]] im Kanton Aargau. Daneben gab es bereits bei der Bernische Kraftwerke AG Optionen für Kernkraftwerke.<ref name="Technica-Bd-13">Schweizerischer Verein für Schweisstechnik: ''Technica, Band 13,Seiten 841-1584''. Birkhäuser., 1964. Seite 1447.</ref> Grund für diese Option war, dass mehrheitlich neue Dampfkraftwerke schwer durchsetzbar erschienen, aufgrund des Widerstandes in der Bevölkerung. Eines der letzten Projekte die bereits Widerstand verursachten war das Dampfkraftwerk in Vouvry.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62">Schweizerischer Techniker-Verband: ''Schweizerische technische Zeitschrift: Revue technique suisse. Rivista tecnica svizzera, Band 62,Ausgaben 13-25''. O. Füssli., 1965. Seite 437, 438.</ref> Tatsächlich fanden sich faktisch keine Gemeinden mehr, die so genannte ''schlotende Anlagen'', gemeint sind Öl- und Kohlekraftwerke, haben wollten, weshalb die Bernische Kraftwerke AG entschied nicht schlotende Kernkraftwerke zu errichten. Auch seitens des Bundesrates wurde beschlossen, zukünftig auf neue konventionelle Kraftwerke zu verzichten und eher auf Kernkraftwerke zu setzen.<ref name="Technica-Bd-13"/><br />
<br />
Die Bernische Kraftwerke AG hatte deshalb 1964 das Ingenieursunternehmen Bechtel, San Francisco, beauftragt ein Kernkraftwerk zu planen, dass mit einem bereits erprobten amerikanischen Reaktormodell ausgestattet werden sollte. Die Wahl auf einen amerikanischen Reaktor fiel deshalb, weil das schweizerische Reaktormodell am [[Kernkraftwerk Lucens]] zumindest in den kommenden Jahren keine Entwicklung zum kommerziellen Durchbruch erwarten lies. Für das Kernkraftwerk hatte die Bernische Kraftwerke AG vorgegeben, entweder einen [[Druckwasserreaktor]] von Westinghouse oder einen [[Siedewasserreaktor]] von General Electric zu installieren, der genug Energie liefere um mit einem einzelnen Turbogenerator eine Leistung von 250&nbsp;MW zu erzeugen. Bereits das gleiche Konkurrenzverhältnis gab es bei der Ausschreibung des Kernkraftwerks Beznau. Die Bernische Kraftwerke AG gab weiter vor, dass die Arbeiten im nicht-nuklearen Teil und den konventionellen Gebäuden seitens Schweizer Unternehmen vorgenommen werden sollten.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/> Seitens der Motor-Columbus wurde 1965 trotzdem ebenfalls ein Entwurf für einen ähnlichen Reaktor wie er bereits im Kernkraftwerk Lucens im Einsatz war vorgelegt, der in eine Kaverne hätte eingebaut werden sollen. Aufgrund des Überflutungsrisikos bei einem Bruch der Staumauer am anliegenden Kraftwerk Mühleberg wurde diese Variante ausgeschlossen.<ref>Patrick Kupper: ''Atomenergie und gespaltene Gesellschaft: die Geschichte des gescheiterten Projektes Kernkraftwerk Kaiseraugst''. Chronos, 2003. ISBN 3034005954. Seite 46.</ref><br />
<br />
Hinsichtlich der benötigten Fläche des Werkes von 30000&nbsp;Quadratmetern hatte sich die Bernische Kraftwerke AG bereits als Standort ein Gelände nahe der bestehenden Talsperre Mühleberg gesichert, die bereits im Besitz der Bernischen Kraftwerke AG war. Ein entsprechendes Schreiben für die Standortbewilligung wurde 1965 an die Bewilligungsbehörde, die ''Eidgenössische Kommission für die Sicherheit von Atomanlagen'', übermittelt. Für die Baugenehmigung musste allerdings der Entwurf für die Anlage von Bechtel abgewartet werden, da nur das spezifizierte Projekt genehmigt werden konnte. Sekundär begann 1965 der Aufbau zweier Stahlgerüste von 30 und 60&nbsp;Metern Höhe, an denen Messinstrumente für die Sammlung von Wetterdaten angebracht waren. Nach Plan der Bernischen Kraftwerke AG wollte man bis 1966 die Baugenehmigung des Werkes erwirken und innerhalb von vier Jahren das Werk errichten, erproben und 1971 regulär nutzen. Die Kosten für das Projekt wurden auf 250 bis 280&nbsp;Millionen Franken geschätzt, darin bereits enthalten die Erstkernbeladung. Das installierte Kilowatt sollte nach der damaligen Schätzung rund 1000&nbsp;Franken kosten. Hinsichtlich der garantierten Verfügbarkeit von rund 6000&nbsp;Stunden jährlich erwartete man, dass die Anlage im Vergleich zu den bestehenden Dampfkraftwerken die Energie preiswerter erzeugen werde. Bei Erfolg des Projekts sollte ein zweites Kernkraftwerk im Zusammenhang mit dem Bau eines neuen Wasserkraftwerks im Berner Oberland bei Därlingen am Thunersee evaluiert werden, für das eventuell sogar ein Einbau in eine Kaverne möglich gewesen wäre.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/><br />
<br />
Als Hauptgründe für das Werk in Mühleberg wurden gesehen, dass der Energiebedarf der Schweiz um jährlich 6&nbsp;% zunahm und der Verbrauch sich in den nächsten 12 bis 13&nbsp;Jahren daher verdoppeln werde. Der Bedarf des Versorgungsgebietes der Bernischen Kraftwerke AG lag 1966 alleine bei rund 3,27&nbsp;Terrawattstunden, die nur zu 19&nbsp;% durch eigene Kraftwerke gedeckt werden konnten. Die restliche Energie kam zu 57&nbsp;% aus vertraglichen Partnerkraftwerken und zu 24&nbsp;% aus fremden Stromquellen aus dem Ausland. Bis 1966 konnte die Bernische Kraftwerke AG durch die Inbetriebnahme des Kraftwerks Aarberg diese Statistik etwas aufbessern und erwartete, dass man diese Zahlen weiter durch Beteiligungen oder Bau eigener Kraftwerke in Mattmark, Maggia-West, Electra-Masse und Engadiner, sowie dem letzten Flusskraftwerk Bannwil verbessern könnte. Die Tatsachen sprachen aber auch dafür, dass bei einem geringeren Anstieg des Verbrauchs die Lasten im Sommer, wie im Winter nicht alleine durch die Bernische Kraftwerke AG gedeckt werden konnten. Dafür gab es noch die Option ein ölgefeuertes Kraftwerk im Seeland und ein hydraulisches Speicherprojekt im Oberland zu realisieren, und danach ein Kernkraftwerk bei Mühleberg, genau in dieser Reihenfolge. Die beiden vorangegangenen Projekte scheiterten jedoch, weshalb man sich entschloss die Reihenfolge umzukehren und als erstes das Kernkraftwerk Mühleberg zu errichten, um die Winterlasten 1971 und 1972 decken zu können. Das Kernkraftwerk Mühleberg war ehemals eigentlich nur als Energielieferant bei Bedarf vorgesehen, weshalb auch die Konfiguration mit zwei Turbinen gewählt worden war. Während im Winter die gesamte Leistung benötigt werden würde, sollte über die Sommermonate die Wasserkraft den größten Versorgungsanteil des Kernkraftwerks abnehmen. Allerdings zeigten Berechnungen bereits in der Planungsphase, dass das Werk weitaus preisgünstiger Energie erzeugen würde als die Wasserkraftwerke, weshalb Mühleberg zukünftig als Grundlasterzeuger zum Einsatz kommen sollte.<ref name="CH_Bauzeitung_Bd-85">Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, u.a.: ''Schweizerische Bauzeitung, Band 85''. Druck von H. Zürcher, 1967. Seite 398.</ref><br />
<br />
Am 21.&nbsp;Januar 1966 erteilte der Große Rat des Kantons Bern die Gebrauchswasserkonzession für das Kernkraftwerk Mühleberg.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/> Ob allerdings das Werk überhaupt gebaut werden würde, musste mit den Vertreter der Aktionäre in einer Versammlungen des großen Rates der Bernischen Kraftwerke AG geklärt werden.<ref>Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, u.a.: ''Cours d'eau et énergie, Band 58''. Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, 1966. Seite 293.</ref> Am 17.&nbsp;September 1966 bestellte die Bernische Kraftwerke AG auf Basis des von Bechtel angefertigten Empfehlungsentwurfs einen Siedewasserreaktor bei der ''General Electric Technical Services Company'', kurz ''GETSCO'', einem Tochterunternehmen der General Electric und der Brown Boverie and Company Limited (kurz ''BBC'').<ref>World Power Conference, u.a.: ''ÖZE. Österreichische Zeitschrift für Elektrizitätswirtschaft, Band 19''. Springer-Verlag., 1966. Seite 552.</ref> Die Entscheidung für einen Siedewaserreaktor wurde aus technischen und wirtschaftlichen Gründen gewählt, da diese preiswerter zu betreiben und leichter regelbar sind, und nicht aus physikalischen Gründen.<ref name="ATW_Bd-43">Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''ATW: Internationale Zeitschrift für Kernenergie, Band 43,Ausgaben 1-6''. Verlagsgruppe Handelsblatt, 1998. Seite 159.</ref> Obwohl das Werk auf die schweizerischen Bedürfnisse angepasst wurde, war es bereits das zweite Kernkraftwerk mit [[BWR-4]], dass von GETSCO installiert wurde. GETSCO wurde bereits kurze Zeit zuvor für den Bau eines baugleichen Reaktors im japanischen [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] beauftragt. Der Block für Mühleberg sollte mit 306&nbsp;MW Leistung allerdings weitaus kleiner ausgelegt werden. GETSCO gab als Zeitplan vor, dass man im Sommer 1967 mit dem Bau des Werkes beginnen wollte, sodass das Kernkraftwerk 1971 an die Bernische Kraftwerke AG übergeben hätte werden können. General Eletric war für den Bau, Lieferung und die Installation des Reaktorsystems verantwortlich, die BBC für den Bau, Lieferung und Installation der Turbinen und des konventionellen Teils. Im Gegensatz zur ehemaligen Planung entschied man sich für zwei 150&nbsp;MW starke Turbogeneratoren anstatt für eine große Maschine.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 9''. American Nuclear Society. Seite 5, 10.</ref> Neben der technischen Expertise wurde das Konsortium gewählt, da es nicht nur bei Scheitern zu 50&nbsp;% die Haftung auf beide Unternehmer umgelegt wurde, sondern weil es auch einen garantierten Festpreis für das schlüsselfertig zu errichtende Werk sicherte.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/><br />
<br />
Um einen Kernkraftwerksdirektor zu finden, schaltete die Bernische Kraftwerke AG in verschiedenen Fachzeitschriften, wie die ''Schweizerische Bauzeitung'' (Hrsg. Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, Eidgenössische Technische Hochschule und Gesellschaft Ehemaliger Studierender), Inserate, in denen sie öffentlich einen ''„Chef des Betriebes“'' suchte, der eine abgeschlossene Hochschulbildung als Ingenieur habe, über gute theoretische Kenntnisse über die Funktonweise eines Kernkraftwerks verfüge und langjährige Betriebserfahrung in leitender Position eines thermischen Kraftwerks hatte. Die entsprechende Fachausbildung des Personals wurde bei Einstellung seitens der Bernischen Kraftwerke AG übernommen.<ref>Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, zu.a.: ''Schweizerische Bauzeitung''. Druck von H. Zürcher, 1966. Seite 768.</ref> Neben den Kraftwerksdirektor inserierte die Bernische Kraftwerke AG die Suche nach 106&nbsp;Reaktorphysikern, die eine abgeschlossene Hochschulbildung hatten, gute theoretische Kenntnisse über Reaktortechnik und wünschenswert bereits Praxiserfahrung im Kernkraftwerksbau hatten.<ref>Schweizerischer Elektrotechnischer Verein: ''Bulletin, Band 57,Seiten 291-558''. Fachschriften-Verlag A.-G., 1966. Seite 51.</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Die Bauleitung für das Werk übernahm in dem GETSCO-Konsortium auf Wunsch der Bernischen Kraftwerke AG die BBC. Hinsichtlich der Fachkenntnis und -gebiete der Firmen übernahm General Electric den Einbau des nuklearen Dampferzeugersystems, des Containment-Druckabbausystems und die Lieferung von Kernbrennstoff. Die BBC übernahm die Installation der beiden Turbosätze, der elektrischen Ausrüstung, sowie sämtlicher restlicher Anlagenteile, inklusive die Hoch- und Tiefbauarbeiten. Damit war BBC auch beauftragt die nuklearen Hilfssysteme, die Sicherheitseinrichungen außerhalb des Kraftwerks, das sekundäre Druckabbausystem und die gesamten Hilfsinstallationen selbst zu entwerfen, zu berechnen und zu planen mit der anschließenden Umsetzung. Hinsichtlich der Projektion dieser Systeme bekam die BBC maßgebliche Unterstützung der BBC Mannheim, die bereits solche Systeme für andere Kraftwerke umsetzte. Die Planung des Kernkraftwerkes mit den sämtlichen Hoch- und Tiefbauten wurde an das Ingenieurbüro SIA in Bern vergeben, für die Umsetzung der Hoch- und Tiefbauarbeiten wurde die Firma Emch & Berger beauftragt. Die Baukosten beliefen sich in den endgültigen Planungen auf 302,4&nbsp;Millionen Franken. Die Energie sollte abzüglich der Kapital-, Brennstoff- und Betriebskosten mit 7000&nbsp;Volllaststunden rund 2,2&nbsp;Rappen pro Kilowattstunde kosten. Bei einer minimalen Ausnutzung des Kraftwerks von nur 4000&nbsp;Volllaststunden wäre der Preis für eine Kilowattstunde auf 3,2&nbsp;Rappen gestiegen.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/><br />
<br />
Am 11.&nbsp;März 1967 kamen in einer außerordentlichen Generalversammlung Bernischen Kraftwerke AG sämtliche Aktionäre zusammen um über das Kernkraftwerk Mühleberg zu diskutieren und zu entscheiden.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/> Die Generalversammlung beschloss einstimmig<ref name="AtW_Bd-12">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 12''. Handelsblatt GmbH, 1967. Seite 220.</ref> den Bau des 306,2&nbsp;MW starken Kernkraftwerks mit dem Siedewasserreaktor der Firma General Electric.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/> Auf der gleichen Generalversammlung stimmte man zusätzlich für die Aufnahme eines Kredits in Höhe von 302,4&nbsp;Millionen Franken für das Werk.<ref name="AtW_Bd-12"/> Am 21.&nbsp;März 1967 wurde die erste Teilbaubewilligung für das Werk ausgestellt, womit der Bau offiziell begann.<ref name="Genehmigungen_KKM">Eidgenössisches Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation: ''Bewilligungen für Kernanlagen'', 23.01.2006. [http://www.bfe.admin.ch/php/modules/publikationen/stream.php?extlang=de&name=de_273599029.pdf&endung=Bewilligungen%20f%FCr%20Kernanlagen Abgerufen] am 02.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6Eq72616p Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Bezug auf den Baubeginn gibt es widersprüchliche Angaben. Die IAEA gibt den 1.&nbsp;März 1967 an<ref name="IAEA"/>, wobei die Baugenehmigung allerdings zu diesem Zeitpunkt noch nicht erteilt war, weshalb diese Angaben falsch zu sein scheint.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Andere Quellen geben April 1967 an.<ref>''Sprechsaal für Keramik, Glas, Email, Silikate, Band 101''. 1968. Seite 222.</ref> A. Schreiber, 1969 Diplomingenieur bei der Bernischen Kraftwerke AG, gibt in einem Bericht zum Kernkraftwerk Beznau den 1.&nbsp;April 1967 als Baubeginn an.<ref>Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, u.a.: ''Cours d'eau et énergie, Band 61''. Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, 1969. Seite 1.</ref> Am 7.&nbsp;März 1968 wurde die zweite Baubewilligung für das Werk genehmigt.<ref name="Genehmigungen_KKM"/><br />
<br />
[[Datei:Nuclear BWR Boiling Water Reactor Mark 1.svg|miniatur|Unspezifizierter Siedewasserreaktor in einem Mark-1-Containment mit der darunterliegenden torusförmigen Kondensationskammer]]<br />
Im Jahr 1968 wurde begonnen den Sicherheitsbehälter und die Kondensationskammer zu installieren. Federführend für das zusammensetzen der Stahlkonstruktion war die Sulzer AG, die diese Arbeiten zusammen mit der Wartmann & Cie AG aus Brugg, sowie der Giovanola Frères SA aus Monthey errichtete. Die Konstruktionszeichnungen stellte die GETSCO aus Baden zur Verfügung. Darüber hinaus wurde die Sulzer AG beauftragt den Reaktordruckbehälter anzufertigen, die wiederum den Auftrag zusammen mit der Rotterdamsche Droogdok Maatschappij bearbeitete. Das Unternehmen hatte bereits für die baugleiche Anlage am [[Kernkraftwerk Santa María de Garoña]] den Reaktordruckbehälter gefertigt.<ref name="Schweizerische_Bauzeitung_Bd-86">Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, u.a.: ''Schweizerische Bauzeitung: Wochenschrift für Bau-, Verkehrs-, und Machinentechnik, Band 86''. Druck von H. Zürcher, 1968. Seite 47.</ref><ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 13''. Handelsblatt GmbH, 1968. Seite 3.</ref> Am 17.&nbsp;Dezember 1968 wurde die Druck- und Leckageprüfung des Sicherheitsbehälters begonnen. Federführend für die Operation was die General Electric Technical Services Company unter Anwesenheit der Hersteller des Containments und der abnehmenden Behörde. Zunächst wurde der Sicherheitsbehälter einem Druck von 0,35&nbsp;atü ausgesetzt, der aus zwei Kompressoren stammte, um kleinere Leckagen an Schweißnähten und Dichtungen ausfindig zu machen. Innerhalb von vier Stunden konnten diese Leckagen geschlossen werden und die Kompressoren erhöhten den Druck für die Belastungsprüfung auf 5&nbsp;atü. Diese bestand der Sicherheitsbehälter und wurde von den Behörden abgenommen. Daraufhin wurde der Druck beibehalten und ab dem 18.&nbsp;Dezember die Leckageprüfung vorgenommen. Drei Tage lang wurden Messungen und Prüfungen an dem Sicherheitbehälter vorgenommen. Auch diese Prüfung nahmen die Behörden erfolgreich ab mit der Anmerkung, dass alle Punkte der behördlichen Anforderungen erfüllt wurden. Am 21.&nbsp;Dezember wurde die Prüfung erfolgreich beendet.<ref name="Bulletin_Bd-60"/><br />
<br />
Der Reaktordruckbehälter von Mühleberg besteht aus einzeln geschmiedeten Ringen aus Kohlenstoffstahl. Innen wurde der Reaktordruckbehälter mit einer Auftragsschweißung aus rostfreiem Strahl ausgekleidet. Aufgrund des Gewichts des Reaktordruckbehälters wurde dieser in der zweiten Septemberhälfte 1969 vom Werk der Rotterdamsche Droogdok Maatschappij in Winterthur nach Mühleberg gebracht. Die beiden Teile wogen 116 und 102&nbsp;Tonnen, weshalb unter der Leitung der Firma A. Welti-Furrer AG aus Zürich zusätzlich zwei Kräne organisiert wurden, die das Gefäß in das Reaktorgebäude an ihren endgültigen Platz heben sollten. Die beiden Kräne waren zu ihrer Zeit die größten transportablen Kräne in Europa und hatten beide eine Hebekraft von 400&nbsp;Tonnen. Der eine Kran kam aus Deutschland (Gottwald MK&nbsp;600 der Firma Toense, Langenfeld, mit 500&nbsp;Tonnen Tragkraft), der andere Kran wurde aus den Niederlanden (Gottwald MK&nbsp;500 der Firma Van Twist, Dordrecht, mit 400&nbsp;Tonnen Tragkraft) angefahren. Der Transportkonvoi eines einzelnen Krans umfasste 12&nbsp;Lastzüge. Ab der deutsch-schweizerischen Grenze benötigte der Konvoi einen Tag bis zur Baustelle in Mühleberg. Für den Aufbau wurde ein weiterer Tag benötigt. Die beiden Kräne wurden mit einer Quertraverse verbunden um mit der Hebekraft beider Kräne die beiden beiden Teile zu heben. Unter der Koordination der A. Welti-Furrer AG wurden am 4.&nbsp;November 1969 die beiden Teile in den Sicherheitsbehälter im Reaktorgebäude an ihre endgültige Stelle gehoben. Vor Jahresende wurden die beiden Teile im Reaktorgebäude miteinander verschweißt.<ref name="Schweizerische_Bauzeitung_Bd-88"/><ref name="Bulletin_Bd-60"/> Nach dem Schweißvorgang wurde die Stelle noch geglüht um eine Spannungsfreiheit zu garantieren, auf Korrektheit geröntgt und anschließend innen ausgekleidet.<ref name="Atw_Bd-15">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 15''. Handelsblatt GmbH, 1970. Seite 183.</ref> Solch eine Installation, dass der Reaktordruckbehälter in Teilen eingebaut wird und erst in der Endlage verschweißt wird, wurde vorher an keinem anderen Kernkraftwerk in Europa so durchgeführt.<ref name="Schweizerische_Bauzeitung_Bd-88">Eidgenössische Technische Hochschule, u.a.: ''Schweizerische Bauzeitung: Wochenschrift für Architektur, Ingenieurwesen, Maschinentechnik, Band 88''. 1970. Seite 236.</ref><ref name="Bulletin_Bd-60">Schweizerischer Elektrotechnischer Verein: ''Bulletin, Band 60''. Fachschriften-Verlag A.-G., 1969. Seite 4, 123.</ref><br />
<br />
Gegen Anfang des Jahres 1970 waren die Arbeiten an den Gebäuden zu rund 90&nbsp;% abgeschlossen und 60,75&nbsp;% des nuklearen Dampferzeugersystems installiert. Gleichzeitig war der erste der beiden Turbosätze zu 70&nbsp;% installiert, während am zweiten Turbosatz erst der Kondensator und die Überhitzer installiert waren. Abseits davon waren allerdings bereits beide Turbogeneratoren auf ihren Fundamenten installiert worden. Einige der Kraftwerkshilfssysteme, die Wasserentsalzung, die Zentralheizung und der Kran in der Turbinenhalle waren bereits betriebsbereit installiert worden. Ab März 1970 sollte der Einbau des Rundlaufkrans in der Reaktorhalle erfolgen, der erst zu diesem Zeitpunkt auf der Baustelle zur Verfügung stehen konnte. Im August 1970 sollte das nukleare Dampferzeugersystem sowie die Frischdampfleitungen gespült werden, sodass nach Plan im Februar 1971 der Brennstoff hätte geladen werden können und im Oktober 1971 das Werk an die Bernische Kraftwerke AG hätte übergeben werden können.<ref name="Atw_Bd-15"/> Am 10.&nbsp;Dezember 1970 kamen die ersten 232&nbsp;Brennelemente für den Reaktor am Kernkraftwerk an. Verschifft wurde der Brennstoff von den Vereinigten Staaten von Amerika aus nach Amsterdam und wurde anschließend mit zehn Lastzügen über Basel und Bern nach Mühleberg gebracht. Anfang des Jahres 1971 waren alle Bauarbeiten weitestgehend abgeschlossen und sämtliche Großkomponenten installiert. Die verschiedenen Systeme des Werkes wurden vorbetrieblich Inspiziert, gespült und auf ihre Tauglichkeit getestet. Die letzten Elektroinstallationen für die Verkabelung der Instrumentierung- und Kontrollelemente wurde im Januar 1971 installiert, was das eigentliche Ende der Bauarbeiten einläutete.<ref name="Atw_Bd-16">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 16''. Handelsblatt GmbH, 1971. Seite 3.</ref> Am 24.&nbsp;Februar 1971 wurde die erste Inbetriebnahmebewilligung erteilt,<ref name="Genehmigungen_KKM"/> womit die im Januar noch inspizierten Brennelemente ab dem 25.&nbsp;Februar 1971 in den Reaktor geladen werden konnten.<ref name="Atw_Bd-16"/><br />
<br />
Zusammen mit dem Bau des Kernkraftwerks entstanden in der Gemeinde Mühleberg mehrere neue kleine Siedlungen, die ab 1971 langsam in die Organisation der Gemeinde inkorporiert wurden. Obwohl das Wasserkraftwerk bereits ein großer Schritt für die Gemeinde Mühleberg war, so kamen mit dem Kernkraftwerk weitere infrastrukturelle Verbesserung hinzu. Im Rahmen der Eröffnung des Kernkraftwerks Mühleberg wurde ein Heimatbuch zum Ort geschrieben.<ref>Schweizerische Gesellschaft für Volkskunde: ''Schweizer Volkskunde, Bände 61-65''. s.n., 1971. Seite 3.</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Das Kernkraftwerk Mühleberg war ehemals eigentlich nur vorgesehen als Energielieferant für den Bedarf, weshalb auch die Konfiguration mit zwei Turbinen gewählt worden war. Während im Winter die gesamte Leistung benötigt werden würde, sollte über den Sommermonaten die Wasserkraft den größten Versorgungsanteil dem Kernkraftwerk abnehmen. Allerdings sind die Kosten des Kernkraftwerks bereits im Vorfeld so gering kalkuliert gewesen, dass sich das Kernkraftwerk eher als Grundlasterzeuger eignete.<ref name="CH_Bauzeitung_Bd-85"/> Nach dem Bestücken des Reaktorkerns konnte am 8.&nbsp;März 1971 der Reaktor erstmals kritisch gefahren werden.<ref name="Atw_Bd-16"/><ref name="IAEA"/><ref name="STZ_Bd-69">Schweizerischer Techniker-Verband: ''Schweizerische technische Zeitschrift: Revue technique suisse. Rivista tecnica svizzera, Band 69,Ausgaben 40-52''. O. Füssli., 1972. Seite 997.</ref> Hinsichtlich des Terminplanes plante man den Block im Herbst 1971 in den kommerziellen Betrieb zu nehmen. Allerdings begann zunächst der Probebetrieb des Blocks im niedrigen Leistungsbereich, dem ein Versuchslauf des Werkes für vier Wochen unter Volllast folgte. Die Erprobung des Reaktors war besonders für General Electric wichtig. Im Gegensatz zu bisherigen Kernkraftwerken von General Electric beschreibt der Konzern das Kernkraftwerk Mühleberg als einzigartig, da bisher weltweit kein Kern mit solch einer hohen Leistungsdichte in einem General Electric-Siedewasserreaktor zum Einsatz kam. Auch der Betrieb mit zwei Turbinen sollte genau erprobt werden, da auch diese Konstruktion für Mühleberg einzigartig ist, allerdings mehr Flexibilität im Lastfolgebetrieb und schnellen Lastwechsel bietet.<ref name="Nuclear_News_Bd-14">American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 14,Ausgabe 2''. American Nuclear Society, 1971. Seite 34.</ref> Am 13.&nbsp;Mai 1971 wurde die zweite Inbetriebnahmebewilligung ausgehändigt, die das Synchronisieren des Werkes mit dem Stromnetz umfasst, sowie die povisorische Betriebsbewilligung, die zunächst bis Ende 1971 gültig war.<ref name="Genehmigungen_KKM"/><br />
<br />
==== 1970er ====<br />
Am 1.&nbsp;Juli 1971 wurde einer der beiden Turbinen erstmals mit dem Stromnetz synchronisiert.<ref name="IAEA"/> Innerhalb des Monats wurden die Turbinen bei einer Reaktorleistung von 50&nbsp;% jeweils nacheinander mit 100&nbsp;% Leistung gefahren. Jeder der Turbosätze erreichte 164&nbsp;MW während des Versuchsbetriebs. Am 28.&nbsp;Juli 1971 wurde versucht, beide Turbinen bei 100&nbsp;% Reaktorleistung auf volle Leistung zu bringen.<ref name="STZ_Bd-69"/> Dabei kam es allerdings kurz nach 21:00&nbsp;Uhr zu einem Großbrand<ref name="Cours d'eau et énergie Bd-63"/> aufgrund von auslaufenden Öl aus einer Ölsteuerleitung für ein Dampfventil am Turbosatz&nbsp;B.<ref name="STZ_Bd-69"/> Das System des Werkes reagierte darauf und schaltete den Reaktor ab und führte anschließend die Isolierung des Reaktortrakts von der Maschinenhalle durch. Der Brand konnte durch die Werksfeuerwehr, sowie einen kleinen Löschtrupp aus Bern unter Kontrolle gebracht werden.<ref name="Cours d'eau et énergie Bd-63"/> Die Sektion für Sicherheitsfragen von Atomanlagen wurde sofort nach dem Zwischenfall informiert. Der Chef der Kommission begab sich daraufhin sofort ins Kernkraftwerk Mühleberg. Dieser stellte fest, dass die Systeme wie geplant reagiert hatten und der nukleare Anlagenteil nicht von dem Brand betroffen war.<ref name="Cours d'eau et énergie Bd-63">Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, u.a.: ''Cours d'eau et énergie, Band 63''. Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, 1971. Seite 313.</ref> Insgesamt entstand bei dem Brand ein Schaden von rund 20&nbsp;Millionen Franken und schwere Schäden in und an der Maschinenhalle. Das Kernkraftwerk Mühleberg war allerdings dagegen beim ''Schweizer Pool für die Versicherung von Atomrisiken'' versichert. Die Versicherung deckt neben Sachschäden infolge von nuklearen Ereignissen auch Feuer- und Elementarschäden ab.<ref name="STZ_Bd-69"/> Der Versuchsbetrieb des Blocks wurde daraufhin und aufgrund der Reparaturen im Jahr 1971 nicht mehr aufgenommen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 17''. Handelsblatt GmbH, 1972. Seite 254.</ref> Ende des Jahres 1971 wurde die provisorische Betriebsbewilligung auf Ende 1972 verlängert.<ref name="Genehmigungen_KKM"/><br />
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Im April 1972 wurde der Betrieb wieder aufgenommen und Turbosatz&nbsp;A auf die volle Leistung von 160&nbsp;MW gefahren. Ein Volllastbetrieb mit beiden Turbinen sollte nach Plan im Sommer erfolgen.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 15,Ausgaben 5-8''. American Nuclear Society., 1972. Seite 70, 71.</ref> Am 6.&nbsp;November 1972 wurde der Block in den kommerziellen Betrieb der Bernischen Kraftwerke AG übergeben.<ref name="Genehmigungen_KKM"/><ref name="IAEA"/> Ende 1972 wurde die Betriebsbewilligung erneut verlängert, allerdings musste diese bereits alle sechs Monate um weitere sechs Monate verlängert werden.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Im ersten Quartal 1973 erreichte der Block eine sehr zufriedenstellende Verfügbarkeit von 90&nbsp;%.<ref>''Nuclear Engineering International, Band 18''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited. Seite 452.</ref> Am 3.&nbsp;April 1973 wurde das Kernkraftwerk offiziell feierlich eingeweiht.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 18''. Handelsblatt GmbH, 1973. Seite 211.</ref> Über das Jahr hinweg ist die Verfügbarkeit allerdings auf 75&nbsp;% gefallen aufgrund von Lastabsenkungen und anderen Einwirkungen. Darin nicht berücksichtigt ist die Revision zwischen dem 9.&nbsp;August und 3.&nbsp;Oktober 1973.<ref>Schweizerischer Ingenieur- und Architekten-Verein, u.a.: ''Schweizerische Bauzeitung: Wochenschrift für Bau-, Verkehrs-, und Machinentechnik''. Druck von H. Zürcher, 1974. Seite 1006.</ref> Im Sommer 1973 und Januar 1974 wurden die vier Speisewasser-Verteilringe, ein Rohr, dass im Reaktordruckbehälter auf Höhe der Speisewasserzuläufe angeschlossen ist und etwa zu einem Viertel um den Reaktor verläuft und das Speisewasser gleichmäßig um den Reaktor verteilt, auf Risse untersucht, nachdem 1973 zuvor im baugleichen [[Kernkraftwerk Millstone]] Risse an diesen Komponenten entdeckt wurden. Auch in Mühleberg wurden solche Risse entdeckt, die allerdings nicht so stark ausgeprägt waren, weshalb man das Werk weiterhin am Netz lassen konnte und einen Austausch erst zwischen dem 21. und 29.&nbsp;Oktober 1974 vornahm.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 20''. Handelsblatt GmbH, 1975. Seite 2.</ref> Das gleiche Problem wurde gleichzeitig auch am Block [[Kernkraftwerk Gundremmingen|Gundremmingen&nbsp;A]] festgestellt, der größere Risse aufwies als Mühleberg, aber der Austausch bis zum Betriebsende durch einen Zwischenfall nie vorgenommen wurde. In den USA wurde gelobt, dass der Austausch in Mühleberg so schnell bereits kurz nach Feststellung des Problems erfolgt war.<ref>T. C. Heyward, u.a.: ''Reliable nuclear power today: proceedings of the topical meeting, 10-13 April, 1978, Charlotte, NC''. American Nuclear Society, 1978. Seite 2.</ref> Ab Ende 1974 musste die Betriebsbewilligung des Werkes nur noch einmal pro Jahr nach 12&nbsp;Monaten verlängert werden.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> <br />
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Am 23.&nbsp;Juli 1976 genehmigte die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen eine Leistungserhöhung des Kernkraftwerks um 5,3&nbsp;%.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Umgesetzt wurde die Leistungserhöhung aber erst ab dem 1.&nbsp;Januar 1977. Durch die erhöhte thermische Leistung konnte die Bruttoerzeugung von 326&nbsp;MW auf 336&nbsp;MW erhöht werden, was eine Erhöhung der Nettoerzeugung von 306&nbsp;MW auf 321&nbsp;MW entsprach.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 22''. Handelsblatt GmbH, 1977. Seite 160.</ref> Im gleichen Jahr wurden 15&nbsp;Tonnen abgebrannte Brennelemente des Werkes nach Frankreich gebracht. Die [[Wiederaufbereitungsanlage La Hague]] wurde bis 1976 umgebaut, sodass auch Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren aufbereitet werden kann. Der Brennstoff aus Mühleberg war der erste Leichtwasserreaktorbrennstoff, der in La Hague behandelt wurde.<ref>''Kerntechnik, Band 20''. K. Thiemig., 1978. Seite 230.</ref> Von dem zurückgewonnenen Plutonium wurden rund 70&nbsp;Kilogramm an Italien verkauft für den zukünftigen Prototypen [[CIRENE]], der den Grundstein für einen [[Brutreaktor]] in Italien legen sollte. Seitens der USA wurde der Handel selbst nicht kritisch gesehen, allerdings die einfache Mentalität der Schweiz solche Stoffe und Technologien an andere Länder zu verkaufen. Bereits zu diesem Zeitpunkt verhandelte die Schweiz intensiv über den Transfer von Nuklearequipment wobei man davon ausging, dass Pakistan diese für den Bau einer [[Kernwaffe]] nutzen könnte.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 24,Ausgaben 1-3''. American Nuclear Society., 1981. Seite 51.</ref><br />
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Infolge der schwankenden Meinungen über die Kernkraftwerke in der Schweiz führte das Befragungsinstitut ''Isopublic'' für die schweizerische Informationsstelle für Kernenergie eine Umfrage um das Kernkraftwerk Mühleberg durch. Von den Befragten gaben 87&nbsp;% an, dass sie keine Angst vor dem Kernkraftwerk haben. 67&nbsp;% sehen die Betriebssicherheit des Werkes gewährleistet, 12&nbsp;% nicht. 62&nbsp;% der befragten Personen gaben an, dass sie Kernkraftwerke für die Energieversorgung für wichtig halten, 28&nbsp;% hielten Kernkraftwerke für unwichtig. Hinsichtlich der Glaubwürdigkeit gaben 50&nbsp;% bekannt, dass sie eher den Statements vom Kernkraftwerk Mühleberg glauben schenken, 14&nbsp;% den Kernkraftwerksgegnern und 23&nbsp;% keinen der Seiten. Hinsichtlich der Kampagnen die in den vorherigen 12&nbsp;Monaten liefen gaben 16 &nbsp;% an, dass sie dadurch ihre Meinung zu Kernkraftwerken geändert hätten, 80&nbsp;% hatten ihre Meinung nicht geändert. Insgesamt war die Bevölkerung dem Kernkraftwerk wohlgesonnen. Ähnliche Resultate gab es auch bei einer gleichen Umfrage um das [[Kernkraftwerk Beznau]], bei der 524&nbsp;Personen teilnahmen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 24''. Handelsblatt GmbH, 1979. Seite 11.</ref><br />
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==== 1980er ====<br />
[[Datei:Kernkraftwerk Muehleberg Grundplan 1983.png|miniatur|Erweiterung des Zwischenlagers]]<br />
Im Jahr 1980 belief sich die Gesamterzeugung der Bernischen Kraftwerke AG auf rund acht Terrawattstunden, von denen alleine rund 2,5&nbsp;Terrawattstunden vom Kernkraftwerk Mühleberg stammten. Das Kernkraftwerk erzeugte damit in diesem Jahr rund 31&nbsp;% der erzeugten Energie des Konzerns.<ref>''Schweizer Monatshefte für Politik, Wirtschaft, Kultur, Band 61,Ausgabe 2;Band 61,Ausgaben 7-12''. Gesellschaft Schweizer Monatshefte., 1981. Seite 677.</ref> Ab Ende 1980 wurde die Betriebsbewilligung von Mühleberg gleich um ganze fünf Jahre verlängert bis zum 23.&nbsp;Dezember 1985.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Im Jahr 1981 erzeugten die Kraftwerke der Bernischen Kraftwerke AG 8,041&nbsp;Terrawattstunden Elektrizität, von denen 42&nbsp;% aus eigenen Kraftwerken gedeckt wurden, 38&nbsp;% aus Partnerkraftwerken und 20&nbsp;% aus fremden Anlagen (Zukauf).<ref name="Bulletin_Bd-73-74"/><ref name="Eau_énergie_air_Bd_74-75"/> Obwohl die Bernische Kraftwerke AG nur Mühleberg als einziges Kernkraftwerk besaß, dass 1981 insgesamt 2,549&nbsp;Terrawattstunden Elektrizität bereitstellen konnte,<ref>''Technica, Band 32,Ausgaben 1-13''. Birkhäuser., 1983. Seite 303.</ref> lag der Atomstromanteil bei 3,098&nbsp;Terrawarrstunden, war rund 39&nbsp;% entspricht. Diese Elektrizität kam aus dem [[Kernkraftwerk Fessenheim]], von dem die Bernische Kraftwerke AG über eine Beteiligung Strom abnahm.<ref name="Bulletin_Bd-73-74">Schweizerischer Elektrotechnischer Verein: ''Bulletin des Schweizerischen Elektrotechnischen Vereins, Bände 73-74''. 1982. Seite 49.</ref><ref name="Eau_énergie_air_Bd_74-75">Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, u.a.: ''Eau, énergie, air, Bände 74-75''. Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, 1982. Seite 242.</ref> Am 7.&nbsp;Dezember 1983 wurde dem Kernkraftwerk Mühleberg bewilligt, das Zwischenlager für radioaktive Abfälle zu erweitern. Am 13.&nbsp;November 1985 wurde die Betriebsbewilligung bis zum 31.&nbsp;Dezember 1992 verlängert.<ref name="Genehmigungen_KKM"/><br />
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Bei der Jahresrevision wurde während der regulären Prüfung der Schweißnähte festgestellt, dass die Zwangsumwälzschleifen starke korrosionsbedingte Risse aufwiesen. Die zuständige Sicherheitsbehörde und die Bernische Kraftwerke AG entschieden sich dafür die Schleifen auszutauschen. Dies sollte während der Revision 1986 geschehen.<ref name="Atw_Bd-33"/> Die Kraftwerk Union AG aus Deutschland wurde seitens der Bernischen Kraftwerke AG noch im November 1985 beauftragt, die Planungsarbeiten zum Tausch der Zwangsumwälzschleifen des Reaktors vorzunehmen. Bis Juni 1986 sollte eine entsprechende Planung vorliegen. Die Zwangsumwälzschleifen dienen dazu Wasser im oberen Bereich des Kerns abzuleiten und erneut unterhalb des Kerns einzuleiten. Durch diese Rezirkulation soll einerseits eine gleichmäßige Leistungsabfuhr sichergestellt werden, andererseits die Bildung von zu vielen und starken Dampfblasen umgangen werden.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 31''. Handelsblatt GmbH, 1986. Seite 101.</ref> Um das Personal möglichst einer geringen Strahlendosis auszusetzen wurde Framatome beauftragt die Schleifen zu dekontaminieren. Diese Operation sollte acht tage dauern, konnte aber bereits in sechs Tagen realisiert werden. Dabei wurden zirka als Kobalt&nbsp;60 Äquivalent 11×10<sup>11</sup> Becquerel (rund 30&nbsp;Curie) an radioaktiver Substanz entfernt.<ref name="Atw_Bd-33"/>Über das Jahr 1986 wurden die Schleifen getauscht und gegen Stahl des Typs 316NL getauscht, der resistenter gegen Korrosion ist als der zuvor verwendete Stahl.<ref>Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat: ''Sicherheitstechnische Stellungnahme zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Mühleberg'', 20.12.2012. Seite 10. [http://static.ensi.ch/1356025580/lto-kkm-2012-web.pdf Abgerufen] am 09.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6EzNn3Ez7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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[[Datei:Kernkraftwerk Muehleberg Grundplan 1988.png|miniatur|Erweiterung um das Notstandssystem SUSAN]]<br />
Am 5.&nbsp;November 1986<ref name="Atw_Bd-33"/> wurde mit den ersten Arbeiten zum Bau des neuen Sicherheitssystems ''SUSAN'' begonnen, die unter anderem den Bau des neuen Gebäudes enthalten. SUSAN bedeutet ''Spezielles unabhängiges System Unabhängigen System zur Abführung der Nachzerfallswärme'' und wurde bereits mehrere Jahre zuvor auf Initiative der Bernischen Kraftwerke AG mit mehreren namenhaften Reaktorherstellern entwickelt um die Anlage auf den neusten Stand der Technik zu bringen. Primär dient SUSAN der Nachwärmeabfuhr aus dem Reaktor, bietet aber daneben zusätzlichen Schutz da es vollautomatisch läuft. Nach Angabe der Bernischen Kraftwerke AG soll dadurch auch der Anlagenschutz bei schweren Erdbeben verbessert worden sein. Der 106&nbsp;Millionen Franken teure Auftrag wurde Mitte 1985 an ein Konsortium aus der BBC Aktiongesellschaft Brown, Boverie & Cie (BBC) und der Kraftwerk Union AG vergeben. Man plante das Sicherheitssystem 1990 in Betrieb zunehmen.<ref name="Schweizer_Ingenieur_und_Architekt_Bd-104"/> Das System ist gebunkert und daher sicher gegen äußere Einwirkungen.<ref>''Nuclear Engineering International, Band 31''. Heywood-Temple Industrial Publications Limited. Seite 6.</ref> Die Nachrüstung wurde nötig, nachdem das Atomgesetz entsprechend angepasst wurde und eine gesicherte Nachwärmeabfuhr verlangte. Mit dem eigentlichen Einbau konnte 1986 noch nicht begonnen werden, da die Genehmigung noch nicht erteilt wurde. Man rechnete mit der Genehmigung im Jahr 1988.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 32''. Handelsblatt GmbH, 1987. Seite 313.</ref> Am 5.&nbsp;Juli 1988 erteilte die zuständige Behörde die Genehmigung für das System.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Bis zu diesem Zeitpunkt verliefen die Arbeiten nach Plan. Die neuen Kühlwasserleitungen des Systems werden in einer Tiefe von 11&nbsp;Metern verlegt. Um das graben eines Schachtes zu umgehen wurde erstmals in der Schweiz ein neuartiges ferngesteuertes Tunnelvortriebssystem verwendet. Die Anbindung des Systems sollte in drei Schritten erfolgen, jeweils während des Stillstands des Blocks im Jahr 1988, 1989 und 1990. Damit sollte das System bis September 1990 Betriebsbereit sein.<ref name="Atw_Bd-33"/> Allerdings konnte bereits während der Revision 1989 das gesamte System vollständig angeschlossen werden. Am 4.&nbsp;September 1989 ging das Kernkraftwerk wieder ans Netz. Zu diesem Zeitpunkt war SUSAN bereits betriebsbereit.<ref name="Atw_Bd-34">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 34''. Handelsblatt GmbH, 1989. Seite 265, 503.</ref><br />
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Noch 1989 gab es die Initiative, das Kernkraftwerk in ein Erdgaskraftwerk umzubauen. Die Entscheidung über die Ausarbeitung einer Machbarkeitsstudie wurde an das Parlament des Kantons Bern übertragen. Dieses stimmte mit 76 zu 64&nbsp;Stimmen gegen eine Ausarbeitung einer Machbarkeitsstudie und damit auch gegen den Umbau des Kernkraftwerks.<ref name="Atw_Bd-34"/> Ab 1988 wurde bis 1990 eine probabilistische Sicherheitsanalyse ausgearbeitet (genannt ''MUSA'' für ''Muehleberg Sicherheitsanalyse'') in der der Beweis erbracht wurde, dass das Kernkraftwerk für Mensch und Umwelt nur eine sehr kleine Gefährdung darstelle. Diese Analyse wurde erstellt im Rahmen einer geplanten Beantragung einer unbefristeten Betriebsbewilligung.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 35''. Handelsblatt GmbH, 1990. Seite 316.</ref><br />
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==== 1990er ====<br />
Am 9.&nbsp;November 1990 stellte die Bernische Kraftwerke AG offiziell den Antrag auf eine unbefristete Betriebsbewilligung und auf eine Leistungserhöhung um 10&nbsp;%. Gegen das Gesuch reichten 28000&nbsp;Personen und Organisationen Einspruch ein. Daraufhin gab die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen im Oktober 1991 ein Gutachten in Auftrag und bat die Eidgenössische Kommission für die Sicherheit von Kernanlagen im Dezember 1991 um eine Stellungnahme. Dagegen gab es ein weiteres Einsprechverfahren. Eine Umfrage im Kanton Bern ergab, dass 51,38&nbsp;% gegen eine unberistete Betriebsbewilligung und Leistungserhöhung waren. Bis zum 12.&nbsp;März 1992 lag das Gutachten der Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen, die Stellungnahme der Eidgenössischen Kommission für die Sicherheit von Kernanlagen, eine Verfügung des Eidgenössischen Verkehrs- und Energiewirtschaftsdepartments, sowie eine Stellungnahme der Bernischen Kraftwerke AG bei der Staatskanzelei des Kantons Bern, dem Regierungsstatthalteramt Laupen, der Gemeine Mühleberg und des Bundesamts für Energiewirtschaft vor.<ref name="Atw_Bd-37"/> Die unbefristete Betriebsbewilligung wurde nicht erteilt, allerdings am 14.&nbsp;Dezember 1992 die Verlängerung des Betriebs um 10&nbsp;Jahre bis zum 31.&nbsp;Dezember 2002 und die Leistungserhöhung um 10&nbsp;%.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Dagegen klagten 10&nbsp;Kernkraftwerksgegener vor dem europäischen Gerichtshof für Menschenrechte in Straßbourg. Die Klage wurde im Jahr 1997 abgewiesen.<ref name="ATW_Bd-42"/><br />
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Im Jahr 1992 wurde während Revision ein neues Druckabbausystem installiert auf Basis des [[Multi-Venturi-Scrubber-System]] und ein zusätzliches Sprüh- und Flutsystem in das Containment installiert zur Aufrüstung der Sicherheitssysteme des Werkes.<ref name="Atw_Bd-37">Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 37''. Handelsblatt GmbH, 1992. Seite 165, 504.</ref> Für die Leistungserhöhung um 10&nbsp;% wurde während der Revision im August 1992 an einen der beiden Turbosätze der Hochdruckteil ausgetauscht, 1993 der andere verbleibende. Die Kosten für die Modernisierung der Turbinen kostete 21&nbsp;Millionen Franken. Ab dem 12.&nbsp;November 1993 wurde die Leistungserhöhung des Werkes umgesetzt und der Reaktor anstatt mit 997&nbsp;MW<sub>th</sub> nun mit 1097&nbsp;MW<sub>th</sub> gefahren. Dadurch ergab sich eine elektrische Bruttoleistung, die zwischen 378 und 364&nbsp;MW lag. Die Schwankungen sind bedingt durch die Temperatur der Aare. Umso kälter der Fluss ist, umso stärker ist der Unterdruck im Kondensator im Vergleich zum Restsystem und desto höher ist die Effizienz des Werkes. Bei hoher Wasserführung wird die Aare durch die Leistungserhöhung um 0,1&nbsp;°C stärker erwärmt, bei mittleren und minimalen Durchfluss um bis zu 0,4&nbsp;°C. In einer offiziellen Bekanntmachung am 5.&nbsp;Januar 1994 gab die Bernische Kraftwerke AG bekannt, dass das Werk mit einer Bruttoleistung von 372&nbsp;MW fahre, von denen netto 355&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden. Im April 1994 gab die Deutsche Aerospace AG bekannt, dass man im Kernkraftwerk Mühleberg erfolgreich ein Betriebsführungssystem übergeben habe. Das Betriebsführungssystem dient zur besseren Organisation und Erfassung von laufenden und abgearbeiteten Aufträgen innerhalb des Werkes. Vornehmlich kann mit solch einem System die Arbeitseffizienz und die Betriebsabläufe optimiert werden. Das System ist rechnergestützt.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 39''. Handelsblatt GmbH, 1994. Seite 23, 98, 341.</ref> Bis 1995 wurde das Kernnotkühlsystem des Reaktors sowie des Siedewasserreaktors in [[Leibstadt]] mit Saugkörben die eine größere Oberfläche aufweisen ausgestattet. Dies war eine Reaktion auf die Lehre, die man nach der Störung 1992 im schwedischen [[Kernkraftwerk Barsebäck]] zog, bei dem der Saugkorb im Kernnotkühlsystem verstopfte.<ref>United States. Dept. of Energy, u.a.: ''Energy Research Abstracts, Band 20''. Technical Information Center, U. S. Department of Energy, 1995. Seite 127.</ref><br />
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[[Datei:Kernkraftwerk Muehleberg Grundplan 1996.png|miniatur|Erweiterung und Modernisierung des Abluftsystems]]<br />
Zwischen 1996 und 1997 wurde das Lüftungssystem des Kernkraftwerks von Siemens modernisiert und die Elektro- und Leittechnik auf das modernere [[Teleperm XP]] umgerüstet. Das System läuft automatischer als das alte und kann einfach von der Schaltwarte aus bedient werden. Im alten System musste bestimmte Lüftungsklappen von Hand gestellt werden.<ref name="ATW_Bd-42">Kerntechnische Gesellschaft e.V.: ''ATW: Internationale Zeitschrift für Kernenergie, Band 42''. Verlagsgruppe Handelsblatt, 1997. Seite 81, 726.</ref> Seit dem gleichen Jahr wurde das aus den abgebrannten Brennelementen des Kernkraftwerks Mühleberg bei der Wiederaufbereitung extrahierte Plutonium in [[Mischoxid]]-Brennelementen im [[Kernkraftwerk Gösgen]] verwendet.<ref>Nuclear Energy Agency, u.a.: ''Nuclear Science Advanced Reactors with Innovative Fuels Workshop Proceedings, Villigen, Switzerland 21-23 October 1998: Workshop Proceedings, Villigen, Switzerland 21-23 October 1998''. OECD Publishing, 1999. ISBN 9264173862. Seite 29.</ref> Das Kernkraftwerk Mühleberg verbrauchte zu diesem Zeitpunkt Brennelemente mit Uran aus Namibia, obwohl die UNO gegen den Import von Uran aus Namibia erlassen hatte.<ref>Andreas Kellerhals: ''Suisse - Afrique du Sud''. Schweizerisches Bundesarchiv, 2000. ISBN 390843904. Seite 63.</ref> Am 28.&nbsp;Oktober 1998 wurde die Betriebsgenehmigung bis zum 31.&nbsp;Dezember 2012 verlängert.<ref name="Genehmigungen_KKM"/> Für die Jahresrevision von Mühleberg sollte bereits am 28.&nbsp;Juni 1999 der Turbosatz&nbsp;B abgeschaltet werden, damit die Kondensatoren neu berohrt werden können. Bereits 1998 wurde der Kondensator von Turbosatz&nbsp;A mit neuen Rohren ausgestattet.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Jahresrevisionen in den Schweizer Kernkraftwerken'', 16.03.1999. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/jahresrevisionen-den-schweizer-kernkraftwerken Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2HkQKws Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 26.&nbsp;Juli wurde mit der Revision begonnen. Neben den Rohren wurde die Steuerung des Turbosatzes erneuert und das Lüftungssystem weiter modernisiert.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Revision und Nachrüstung Mühleberg'', 29.07.1999. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/jahresrevisionen-den-schweizer-kernkraftwerken Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2HmTl0M Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Im Jahr 1999 bestellte die Bernische Kraftwerke AG bei der Kraftwerk Union AG einen H<sub>2</sub>/O<sub>2</sub>-Generator, der Wasserstoff und Sauerstoff erzeugen kann. Dieser wurde in einem der Nebenkreisläufe eingebaut und dotiert das Speisewasser kontinuierlich per Elektrolytmembran mit Wasserstoff und Sauerstoff. Der Wasserstoff wird durch den Sauerstoff wieder abgebaut. Dadurch kann Korrosion in dem Kreislauf wirksam unterdrückt werden. Dieser sollte im Jahr 2000 eingebaut werden.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 44,Ausgaben 7-12''. Verlagsgruppe Handelsblatt, 1999. Seite 545.</ref> Zwischen dem 6. und 23.&nbsp;November 2000 wurde das Werk durch das [[Operational Safety Assessment Review Team]] (kurz ''OSART'') der [[IAEA]] auf seine betriebliche Sicherheit untersucht worden. Im vorläufigen Schlussbericht wurde der technische Zustand der Anlage sehr positiv bewertet, und dass der Betrieb im Vergleich zu anderen Kernkraftwerken weltweit herausragend sei. Als einer der Probleme wurde jedoch das Personal angesprochen, dass in Ruhestand gehe und deshalb schnell Ersatz gefunden werden müsste, um die Betriebserfahrungen an die nachfolgenden Generation zu übergeben.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Positive Bilanz nach Osart-Besuch in Mühleberg'', 22.11.1999. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/positive-bilanz-nach-osart-besuch-muehleberg Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2JkBprW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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==== 2000er ====<br />
Nach der Aufhebung der befristeten Betriebsgenehmigung für Beznau-2 reichte die Bernische Kraftwerke AG im Januar 2005 zur Gleichbehandlung ein Gesuch zur Aufhebung der beschränkten Betriebsbewilligung ein und zur Ausstellung einer unbeschränkten Betriebsbewilligung ein. Bereits mit der im Dezember 2002 durchgeführten periodischen Sicherheitsüberprüfung des Werkes, die alle zehn Jahre stattfinden muss, stellte die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen fest, dass das Kernkraftwerk Mühleberg den Stand der Technik entspräche und auch von der Betriebssicherheit her alle Anforderungen entsprechen würde, die zur Ausstellung einer unbefristeten Betriebsbewilligung nötig seien.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Gleichbehandlung des Kernkraftwerkes Mühleberg'', 26.01.2005. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/gleichbehandlung-des-kernkraftwerkes-muehleberg Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2RZX7Ez Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Gesuch wurde vom Bundesrat aufgrund der Unstimmigkeit im Bezug auf rechtliche Aspekte wegen des am 1.&nbsp;Februar 2005 inkraftgetretenen neuen Atomgesetzes nicht berücksichtigt, da nach diesem nun die Entscheidung dem Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation überlassen ist.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: Uvek entscheidet über Aufhebung der Befristung'', 09.06.2005. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-uvek-entscheidet-ueber-aufhebung-der-befristung Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2S9OAQ0 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation lehnte die Ausstellung einer unbefristeten Betriebsbewilligung ab 13.&nbsp;Juni 2006 ab, woraufhin die Bernische Kraftwerke AG juristische Schritte dagegen einleitete. Als Grund nannte das Departement, dass das Gesuch noch unter dem alten Atomgesetz gestellt wurde und auch danach genehmigt hätte werden müssen. Das Departement gab allerdings zu verstehen, dass die Genehmigung bei neuem Gesuch unter dem neuen Atomgesetz auch genehmigt werden würde.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''BKW lässt Mühleberg-Entscheid gerichtlich prüfen'', 13.07.2006. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bkw-laesst-muehleberg-entscheid-gerichtlich-pruefen Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2TSCzM5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens des Großen Rats des Kantons Bern wurde am 22.&nbsp;November 2006 erklärt, dass man den Weiterbetrieb von Mühleberg unterstütze, sofern eine neue Betriebsbewilligung ausgestellt werde.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Berner Grosser Rat unterstützt Mühleberg'', 19.12.2006. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/berner-grosser-rat-unterstuetzt-muehleberg Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2ToNzto Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 14.&nbsp;März 2007 zeigte die Klage der Bernischen Kraftwerke AG Wirkung, sodass das Bundesverwaltungsgericht die Entscheidung des Eidgenössischen Departements für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation vom 13.&nbsp;Juni 2006 aufhob. Demnach musste die Bernische Kraftwerke AG keine neue Bewilligung stellen, die laut des Bundesverwaltungsgerichts nicht nötig ist und das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation den Antrag für die unbefristete Betriebsbewilligung neu prüfen. Nicht nötig ist diese Bewilligung deshalb, da keine technischen Umbauten stattfanden und die Betriebsbewilligung den Betrieb des Kernkraftwerks nicht beeinflusse.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: Gericht weist Uvek-Entscheid zurück'', 14.03.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-gericht-weist-uvek-entscheid-zurueck Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4X2uxRO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation erklärte im April 2007, dass die Betriebsbewilligung nur in einem Bewilligungsverfahren nach dem Kernenergiegesetz aufgehoben werden kann, weshalb sie eine Beschwerde vor dem Bundesgericht abgab.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Kernkraftwerk Mühleberg: formelle Verfahrensfragen sollen vom Bundesgericht geklärt werden'', 29.04.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kernkraftwerk-muehleberg-formelle-verfahrensfragen-sollen-vom-bundesgericht Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4X4ynz7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Während der Revision im August/September 2007 wurden Optimierungen an den Turbinen des Kernkraftwerks vorgenommen um die Stromerzeugung zu verbessern, was eine Leistungserhöhung durch bauliche Modernisierung bedeutet.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg nach Jahresrevision wieder am Netz'', 10.09.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-nach-jahresrevision-wieder-am-netz-0 Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4X7im37 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 21.&nbsp;November 2007 wurde eine motion vom 1.&nbsp;Februar 2007 angenommen, die den weiteren Betrieb des Kernkraftwerks Mühleberg fordere und eine unbeschränkte Betriebsbewilligung. Damit war sowohl die Regierung des Kanton Bern, sowie der Große Rat des Kantons für den Weiterbetrieb des Kernkraftwerks Mühleberg mit einer unbefristeten Betriebsbewilligung, solange die Anlage ''„betriebswirtschaftlich sinnvoll und sicherheitstechnisch verantwortbar“'' laufe.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Berner Grosser Rat fordert Weiterbetrieb von Mühleberg'', 28.11.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/berner-grosser-rat-fordert-weiterbetrieb-von-muehleberg Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XDin8K Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Lediglich die Exekutive der Stadt Bern war gegen die unbefristete Betriebsbewilligung.<ref>''Gegenwart, Bände 70-71''. Troxler (D. Munger), 2008. Seite 53.</ref> Seitens des Bundesgerichts wurde die Beschwerde des Eidgenössischen Departements für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation am 12.&nbsp;Februar 2008 abgelehnt und dem Departement aufgetragen, die unbefristete Betriebsbewilligung in einem einfachen Verfahren zu prüfen und kein Bewilligungsverfahren nach dem Kernenergiegesetz zu initiieren.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Bundesgericht weist Uvek-Beschwerde gegen KKW Mühleberg ab'', 12.02.2008. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bundesgericht-weist-uvek-beschwerde-gegen-kkw-muehleberg-ab Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XGay0U Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis zum 14.&nbsp;Juli 2008 gab es 1900&nbsp;Einsprüche gegen die Bewilligung der unbefristeten Betriebsbewilligung.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Einsprachen gegen Kernkraftwerk Mühleberg'', 27.07.2008. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/einsprachen-gegen-kernkraftwerk-muehleberg Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XJAaSB Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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[[Datei:Kernkraftwerk Muehleberg Grundplan 2009.png|miniatur|Erweiterung um das Infrastrukturgebäude]]<br />
Ab dem 1.&nbsp;Januar 2009 wurde Mühleberg nach dem Modernisierungen in den letzten Revisionen, Austausch der Niederdruckturbinen und Ertüchtigung der Hauptumwältzpumpen, mit erhöhter Leistung gefahren. Anstatt 372&nbsp;MW erreichte der Block nun 390&nbsp;MW brutto, von denen 373&nbsp;MW netto in das Elektrizitätsnetz gespeist werden, anstatt der vorherigen 355&nbsp;MW. Die Leistung konnte alleine durch die Modernisierung von Komponenten erhöht werden, während die thermische Leistung vom Reaktor unverändert bei 1097&nbsp;MW blieb.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Kernkraftwerk Mühleberg: erhöhte Nennleistungen'', 15.02.2009. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kernkraftwerk-muehleberg-erhoehte-nennleistungen Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XLJFQ1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Über das Jahr 2009 wurde für das Kernkraftwerk ein neues Infrastrukturgebäude errichtet und der Kraftwerkszaun erneuert. Bis 2011 sollten die Arbeiten abgeschlossen werden.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Kernkraftwerk Mühleberg: Revision 2009 abgeschlossen'', 09.09.2009. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kernkraftwerk-muehleberg-revision-2009-abgeschlossen Abgerufen] am 21.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XNzeG7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 21.&nbsp;Dezember 2009 genehmigte das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation die unbefristete Betriebsbewilligung für das Kernkraftwerk Mühleberg. Die Gültigkeit sollte sie erlangen mit dem Auslauf der Befristung bis zum 31.&nbsp;Dezember 2012.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Unbefristete Betriebsbewilligung für Kernkraftwerk Mühleberg'', 21.12.2009. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/unbefristete-betriebsbewilligung-fuer-kernkraftwerk-muehleberg Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XQXR56 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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==== 2010er ====<br />
Am 11.&nbsp;März 2011 kam es im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] in zwei baugleichen und einem Vorgängermodell des Kernkraftwerks Mühleberg zu [[Kernschmelze]]n infolge eines Tsunamis, der die Stromversorgung der Blöcke abschnitt und die Notstromreserven unwirksam machte. Als Reaktion gab es schnell zunehmenden Widerstand gegen Mühleberg, der bis hin zu einem Antrag vom 31.&nbsp;März 2011 führte, das Kernkraftwerk Mühleberg einstweilig vom Netz zunehmen. Dieser Antrag wurde am 6.&nbsp;April 2011 abgelehnt.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: keine vorsorgliche Abschaltung'', 12.04.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-keine-vorsorgliche-abschaltung Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XTQNHk Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine nach dem Unfall in Japan angesetzte Prüfung der Schweizer Kernkraftwerke ergab, dass für Mühleberg einige zu gering ausgelegte Sicherheitsreserven aufwies:<ref name="Nuklearforum_06-05-2011">Nuklearforum Schweiz: ''Ensi: neue Vorgaben für noch mehr Sicherheit'', 06.05.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/ensi-neue-vorgaben-fuer-noch-mehr-sicherheit Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4YLr3zK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
* Das Notstandssystem wird durch nur eine Kühlmittelversorgung aus der Aare gespeist, ein zweites alternatives redundantes Kühlmittelversorgungssystem für das Notkühlsystem fehlt.<br />
* Das Primärkühlsystem ist zu gering gegen Erdbeben und Überflutungen geschützt.<br />
* Zur Wiederherstellung der Kühlung nach einem Erdbeben oder Überflutung sind die Notfallmaßnahmen unvollständig aufgeführt worden.<br />
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Das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat stellte klar, dass diese Defizite keine unmittelbare Gefahr darstellen, allerdings sollten die Betreiber neben Maßnahmanvorschläge zur Verbesserung und Behebung der Probleme, sowie Nachweise für die Sicherheit der Brennelementelagerbecken gegen Erdbeben und Überflutung, sowie Wasserstoffexplosionen bis zum 31.&nbsp;August 2011 dem Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat übermitteln. Die Bernische Kraftwerke AG erklärte, dass man einen Maßnahmenkatalog vorlegen werde, allerdings keine Aussage über die Kosten geben könne.<ref name="Nuklearforum_06-05-2011"/> Aufgrund einer politischen Überreaktion entschied der Bundesrat am 25.&nbsp;Mai 2011, aus der Nutzung der Kernenergie für Energieerzeugungszwecke bis 2034 auszusteigen. Mühleberg sollte nach diesem Termin spätestens 2022 vom Netz gehen nach einer Laufzeit von 50&nbsp;Jahren,<ref name="WNN_25-05-2011">World Nuclear News: ''Swiss cabinet goes for nuclear phase out'', 25.05.2011. [http://world-nuclear-news.org/NP_Swiss_cabinet_goes_for_nuclear_phase_out_2505113.html Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4Z4sysF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> was ohnehin mit den ursprünglichen Zielen der Bernischen Kraftwerke AG von 1999 übereinstimmt.<ref name="Nuklearforum_20-12-1999"/> Im Juni 2011 entschied das Bundesverwaltungsgericht im Bezug auf das Gesuch vom 31.&nbsp;Mai 2011, zum Einzug der unbefristete Betriebsbewilligung des Werkes eine Sistierung des Verfahrens einzuleiten, ab. Es begründete dies damit, dass die befristete Betriebsgenehmigung bis 2012 noch gültig ist und der Entzug der Betriebsbewilligung zu diesem Zeitpunkt wirkungslos wäre.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Verfahren um Mühleberg wird nicht sistiert'', 08.06.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/verfahren-um-muehleberg-wird-nicht-sistiert Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4ZSWIVS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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[[Datei:Kkw muehleberg.jpg|miniatur|Blick über die Schaltanlage auf das Kernkraftwerk]]<br />
Am 29.&nbsp;Juni 2011 nahm die Bernische Kraftwerke AG das Kernkraftwerk Mühleberg fünf Wochen vor der eigentlichen Revision vom Netz um zusätzliche Sicherheitsmaßnahmen umzusetzen. Modellberechnungen mit der Eidgenössischen Technischen Hochschule Zürich, die seitens der Bernischen Kraftwerke AG durchgeführt wurden zeigten, dass eine Verstopfung des Kühlwasserzulaufs an der Aare bei extremen Hochwasser möglich wäre und die Funktion des Notstandssystems SUSAN beeinträchtigen könnte. Daraufhin wurde beschlossen weitere Redundanzen in die Kühlwasserversorgung zu integrieren durch die Installation zusätzlicher Pumpen. Daneben sollte eine zusätzliche konventionelle Wand den Hochwasserschutz des Einlaufbauwerks verbessern. Als langfristige Maßnahme wollte die Bernische Kraftwerke AG eine zusätzliche Kühlwasserquelle zu beschaffen, die unabhängig von der Aare Wasser bereitstellen kann. Von den drei Varianten entschied man sich für den Einbau eines Kompaktkühlers, der sein Kühlwasser durch einen Grundwasserbrunnen beziehen soll.<ref name="Nuklearforum_29-06-2011">Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: vorgezogene Abschaltung für zusätzliche Sicherheitsmassnahmen'', 29.06.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-vorgezogene-abschaltung-fuer-zusaetzliche-sicherheitsmassnahmen Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4a6xE6G Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein ähnliches System besitzt beispielsweise das Kernkraftwerk Gösgen.<ref>Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat: ''Verfügung 31.03.2012 - Erdbeben und Hochwasser'', 30.03.2012. [http://static.ensi.ch/1341581124/dokumente-kkg-geschwaerzt.pdf Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4aIzeU9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die unmittelbaren Nachrüstungen 2011 wurden mit Kosten von 10&nbsp;Millionen Franken beziffert bei wirtschaftlichen Einbußen von 20&nbsp;Millionen Franken.<ref name="Nuklearforum_29-06-2011"/><br />
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Bis September war die Bernische Kraftwerke AG damit bemüht unter anderem drei neue Ansaugstutzen für das Notstandssystem SUSAN zu installieren, die höher liegen als die bestehenden Stutzen, damit das Ansaugen von Sand, Kies und Schlamm verhindert werden kann. Zum Schutz vor auf der Aare schwimmenden Gegenständen wurden Träger an der Aare oberhalb des Kernkraftwerks installiert. Neben dieser Maßnahme wurde eine Einspeisevorrichtung am Werk installiert, die es ermöglicht mit mobilen Wasserpumpen zusätzliches Wasser in das Kernkraftwerk einzuspeisen. Für einen zusätzlichen Schutz des Pumpenhauses wurden für das Kernkraftwerk mobile Schutzwände beschafft. Langfristig plante die Bernische Kraftwerke AG die Installation eines diversitären Luftkühlers, was sie auch in ihrem Maßnahmebericht bis zum 31.&nbsp;August 2011 dem Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat mitteilte.<ref name="Nuklearforum_01-09-2011">Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: noch höhere Sicherheit dank Ansaugstutzen und Kompaktkühler'', 01.09.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-noch-hoehere-sicherheit-dank-ansaugstutzen-und-kompaktkuehler Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4awybQs Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> In der Nacht zwischen dem 24. und 25.&nbsp;September 2011 ging das Werk wieder ans Netz.<ref name="ENSI_26-09-2011"/> Hinsichtlich des Kompaktkühlturms für die Luftkühlung erklärte das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat, dass man dieses Konzept durch eine vertiefte Prüfung verschiedener Aspekte weiterverfolgen sollte.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Ensi akzeptiert Verbesserungsvorschläge im Grundsatz'', 17.11.2011. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/ensi-akzeptiert-verbesserungsvorschlaege-im-grundsatz Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4bndfGw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Am 1.&nbsp;März 2012 entschied das Bundesverwaltungsgericht die Betriebsbewilligung des Kernkraftwerks Mühleberg bis zum 28.&nbsp;Juni 2013 zu beschränken. Die Entscheidung fiel nach einer Beschwerde von einigen Anwohnern des Werkes, die sich schon 2009 über die unbefristete Betriebsbewilligung beschwert hatten. Als Gründe nannte das Gericht ''„Sicherheitsgründe“'', darunter einige Mängel wie den Kernmantel, die Beurteilung der Erdbebensicherheit und die fehlende sekundäre Kühlwasserquelle neben der Aare. Das Kernenergiegesetz erlaubt diese Befristung bei ausstehenden Mängeln oder ungeklärten Sicherheitsaspekten. Seitens der Bernischen Kraftwerke AG forderte das Bundesverwaltungsgericht das Einreichen eines Gesuchs für ein umfassendes Instandhaltungskonzepts, damit der Betrieb über dieses Datum hinaus gewährt werden würde. Die Bernischen Kraftwerke AG befanden sich zu diesem Zeitpunkt bereits in Ausarbeitung eines Instandhaltungskonzept mit dem Ziel des Langzeitbetriebs.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: Bewilligung wiederum befristet'', 07.03.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-bewilligung-wiederum-befristet Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5XSpZBF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Bernische Kraftwerke AG reagierte allerdings mit einer Gegenklage vor dem Bundesgericht, da das Urteil nicht eindeutig ausgeführt wurde und das Unternehmen Rechtssicherheit haben wollte. Unklar war, ob nur ein Konzept vorliegen müsse oder dieses Konzept bereits beurteilt sein muss.<ref name="Nuklearforum_14-03-2012">Nuklearforum Schweiz: ''BKW geht wegen Mühleberg-Urteil vor Bundesgericht'', 14.03.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bkw-geht-wegen-muehleberg-urteil-vor-bundesgericht Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5XmPVaD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 9.&nbsp;August 2012 reichte die Bernische Kraftwerke AG das Instandhaltungskonzept dem Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat zu. Die Nachrüstungen sollten nach dem Konzept rund 170&nbsp;Millionen Franken kosten.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''BKW reicht Instandhaltungskonzept und Verlängerungsgesuch für Mühleberg ein'', 16.08.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bkw-reicht-instandhaltungskonzept-und-verlaengerungsgesuch-fuer-muehleberg-ein Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5YRGwIg Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings zeigte sich im Dezember 2012, dass diese Kosten wohl überschritten werden, weshalb die Bernische Kraftwerke AG erst bis Ende 2013 evaluieren wollte, ob sich diese Nachrüstungen überhaupt wirtschaftlich lohnen würden.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Mühleberg: Nachrüstentscheid erst Ende 2013'', 19.12.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/muehleberg-nachruestentscheid-erst-ende-2013-0 Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5Yoy2Ci Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Seitens des Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat wurde bewertet, dass der Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks gewährleistet sei, auch über das Jahr 2017 hinaus bis zu einer Gesamtlaufzeit von 50&nbsp;Jahren. Allerdings müssten dafür zehn weitere Nachrüstungen erfolgen, darunter das ''Diwanas-Projekt'' zur Einrichtung einer sekundären Kühlwasserquelle neben der Aare, ein erdbebenfesten Kühlsystem für das Brennelementelagerbecken, ein neues Nachwärmeabfuhrsystem, neue Zuganker für den Kernmantel und eine Verbesserung des Containments, die bis spätestens 2017 umgesetzt werden sollten. Die entsprechenden Planungen zur Umsetzung dieser Nachrüsten müssten in einem ersten Schreiben bis zum 30.&nbsp;Juni 2013 eingereicht werden, die anderen bis zum 31.&nbsp;Dezember 2013.<ref name="Nuklearforum_27-12-2012">Nuklearforum Schweiz: ''Ensi setzt Mühleberg Nachrüsttermine für Langzeitbetrieb'', 27.12.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/ensi-setzt-muehleberg-nachruesttermine-fuer-langzeitbetrieb Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5ZHSKWZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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=== Stilllegung ===<br />
Grundsätzlich liegt die vom Hersteller angegebene Standzeit des Blocks bei 40&nbsp;Jahren. Die Bernische Kraftwerke AG hatte allerdings in den 1990ern einen weiteren Betrieb von zehn Jahren des Werks in Mühleberg in Aussicht gestellt, analog zu den nahezu ebenso alten Blöcke am [[Kernkraftwerk Beznau]]. Einen 50-jährigen Betrieb sah auch 1999 die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen als realistisch an.<ref name="Nuklearforum_20-12-1999">Nuklearforum Schweiz: ''Standpunkte der Kernkraftwerksbetreiber in der aktuellen Lage der Energiediskussion'', 20.12.1999. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/standpunkte-der-kernkraftwerksbetreiber-der-aktuellen-lage-der-energiediskussion Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2Hp75HJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach dem Ausstiegsbeschluss vom 25.&nbsp;Mai 2011 sollte Mühleberg bis 2022 stillgelegt werden.<ref name="WNN_25-05-2011"/><br />
<br />
Allerdings gab es auch von anderen Seiten Bestrebungen, eine Stilllegung zu erzwingen. So reichte der Verein ''Bern ohne Atom'' eine Verfassungsinitiative am 7.&nbsp;Juni 1999 bei der Kantonsregierung mit 15390&nbsp;Unterschriften ein von Personen, die die Stilllegung des Kernkraftwerks im Jahr 2002 forderten. Als Minimum mussten 15000&nbsp;Unterschriften gesammelt werden. Diese Initiative wurde allerdings abgelehnt, da der Kanton Bern sich auf die Betriebsverlängerung bis 2012 aus dem Jahr 1998 stützte und das Werk damit eine gültige Betriebsgenehmigung habe. Sekundär hätte eine vorzeitige Stilllegung von Mühleberg negative Auswirkungen auf die Wirtschaft des Kantons. Aus ökologischer und energiepolitischer Sicht war eine vorzeitige Stilllegung ebenfalls als nicht sinnvoll abgelehnt worden. Die Stilllegung des Werkes ist durch den Kanton Bern deshalb möglich, da er die Aktienmehrheit an der Bernischen Kraftwerke AG hält und es damit keine volle politische Entscheidung wäre, sondern eine die innerhalb des Konzerns hätte gefällt werden können, wobei man allerdings der Kantonsregierung einen Eingriff durch den Staat in das privatwirtschaftliche Aktienunternehmen hätte vorwerfen können.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Berner Regierung gegen Initiative zur Stilllegung des Kernkraftwerks Mühleberg'', 11.01.2000. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/berner-regierung-gegen-initiative-zur-stilllegung-des-kernkraftwerks-muehleberg Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2ItmH9e Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens des großen Rates des Kantons Bern wurde mit 115 zu 85&nbsp;Stimmen empfohlen, in der auf September angesetzten Volksabstimmung über die Verfassungsinitiative dagegen abzustimmen.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Berner Grosser Rat 2:1 gegen Mühleberg-Abschaltung'', 04.04.2000. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/berner-grosser-rat-21-gegen-muehleberg-abschaltung Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2J36h77 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 23.&nbsp;September 2000 lehnten 64,3&nbsp;% (186.347&nbsp;Wähler) die Initiative zur Stilllegung klar ab, nur 35,7&nbsp;% (103.502&nbsp;Wähler) stimmten für die Stilllegung.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Das Kernkraftwerk Mühleberg wird nicht vorzeitig abgeschaltet'', 23.09.2000. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/das-kernkraftwerk-muehleberg-wird-nicht-vorzeitig-abgeschaltet Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2JPjJgt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Die Kosten für die Stilllegung und den Rückbau des Werkes werden auf rund 178&nbsp;Millionen US-Dollar geschätzt.<ref>OECD Nuclear Energy Agency: ''Decommissioning Nuclear Power Plants: Policies, Strategies and Costs, Teil 296''. OECD Publishing, 2003. ISBN 9264104313. Seite 61.</ref><br />
<br />
=== Ersatz ===<br />
Nachdem die Schweizer Bevölkerung 2003 in einer Volksabstimmung gegen eine Verlängerung des Atommoratoriums (Initiative ''Moratorium Plus'') stimmte, erklärte nach der Aare-Tessin AG für Elektrizität, die ein neues Kernkraftwerk für Beznau als Option nannte, auch die Bernische Kraftwerke AG am 18.&nbsp;April 2004, dass man über einen Ersatz des Kernkraftwerks Mühleberg nachdenke. Als Optionen gab es nach Ansicht von Martin Pfisterer, Mitglied der Geschäftsleitung der Bernischen Kraftwerke AG, nur neue Gas- und Dampfkraftwerke, sowie Kernkraftwerke der [[Generation III|neuen Generation]].<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Wirbel um Schweizer Kernkraftwerkspläne'', 17.04.2004. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/wirbel-um-schweizer-kernkraftwerksplaene Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2Qi0kEO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2005 evaluierte man den Ersatz von Beznau-1, Beznau-2 und Mühleberg durch ein einziges Kernkraftwerk. Demnach sollte die drei Blöcke durch einen Reaktor des Typs [[Areva EPR]] mit 1600&nbsp;MW Leistung ersetzt werden. Nach dem Konzept wäre Mühleberg der Standort dieses Werks geworden, während in Beznau ein Ersatz für Leibstadt entstanden wäre und Gösgen durch einen Neubau direkt daneben ersetzt worden wäre. Dies war nur als Option postuliert, allerdings mit großem Interesse verfolgt worden.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''PSI: grosses Zukunftspotenzial für die Kernenergie in der Schweiz'', 27.01.2005. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/psi-grosses-zukunftspotenzial-fuer-die-kernenergie-der-schweiz Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2RpEiBM Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 1.&nbsp;November 2006 sprach sich die FDP dafür aus, dass Mühleberg neben seiner unbefristeten Betriebsbewilligung am Ende seines Betriebs durch ein neues Kernkraftwerk ersetzt werde.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''FDP Schweiz fordert neue Kernkraftwerke'', 31.10.2006. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/fdp-schweiz-fordert-neue-kernkraftwerke Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2TcWTFS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im März 2007 stimmte die Standortgemeinde Mühleberg darüber überein, dass man den Bau des als ''Kernkraftwerk Mühleberg&nbsp;II'' deklarierten Werk unterstützen werde.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Standort-Gemeinderat unterstützt Mühleberg-2'', 03.04.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/standort-gemeinderat-unterstuetzt-muehleberg-2 Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XXYEBn Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 29.&nbsp;März 2007 gab die Bernische Kraftwerke AG offiziell bekannt, dass man die Projektierung eines neuen Kernkraftwerks aufnehmen werde.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''BKW plant Mühleberg-Ersatz'', 10.04.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bkw-plant-muehleberg-ersatz Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XaJI8k Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Standortdetails ==<br />
Die Entscheidung für Mühleberg als Standort setzte sich aus den Bedingungen zusammen, dass die bereits errichtete Unterstation der Talsperre Mühleberg vorhanden war, genug Wasser zur Kühlung zur Verfügung stand, große Nähe zum Lastzentrum Bern und dem Versorgungsgebiet der Bernischen Kraftwerke AG bestand, weshalb in der Folge etwaige Verluste durch lange Hochspannungstrassen vermieden werden konnten. Als Referenzwert wurde damals ein Kühlwasserbedarf von 11&nbsp;m<sup>3</sup> pro Sekunde zugrunde gelegt, was mehrere Flüsse attraktiv machte. Im Falle der Bernischen Kraftwerke AG vornehmlich die Aare, da sie im Versorgungsgebiet des Unternehmens lag. Für eine gute Transportanbindung war klar, dass nur ein Standort am linken Aareufer infrage kommen würde. Der Fakt, dass am linken Aareufer bereits das 220 und 150&nbsp;kV-Unterwerk Mühleberg bestand führte dazu, dass man ein 1,8&nbsp;Kilometer unterhalb der Talsperre Mühleberg und 13&nbsp;Kilometer westlich der Stadt Bern gelegenes Gelände als bestmöglichen Standort für ein Kernkraftwerk auswählte. Aufgrund der für ein Kraftwerk bereits gut erschlossenen und im Schnitt gering besiedelten Umgebung war nur ein minimaler Aufwand vonnöten ein Kraftwerk an diesem Standort zu errichten.<ref name="Schweizerische_tech_Zeitschrift_Bd-62"/> Abseits davon ist die Lage auch wegen der Nähe zur zentralen Netzleitstelle der Bernischen Kraftwerke AG vorteilhaft.<ref>Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, u.a.: ''Eau, énergie, air, Bände 76-77''. Schweizerischer Wasserwirtschaftsverband, 1984. Seite 190.</ref><br />
<br />
Die oberhalb des Kernkraftwerks liegende Staumauer des Kraftwerks Mühleberg stellt keine direkte Gefahr für das Kernkraftwerk dar. Um trotzdem die Sicherheit voll zu gewährleisten plante die Bernische Kraftwerke AG nach dem Unfall im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi im Jahr 2011 ab 2012 die Staumauer mit 20&nbsp;Meter langen Pfählen zusätzlich zu stärken.<ref name="Nuklearforum_14-03-2012"/><ref>Nuklearforum Schweiz: ''Schweizer Kernkraftwerke widerstehen Erdbeben'', 10.07.2012. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/schweizer-kernkraftwerke-widerstehen-erdbeben Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5Y8IHhX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Gegen dieses Ergebnis sprachen sich Kritiker, darunter Greenpeace und einige andere Personen, am 20.&nbsp;Februar 2013 in einem Schreiben an das Bundesamt für Energie aus und wiesen darauf hin, dass der Stabilitätsnachweis der Staumauer nur lückenhaft sei und es daher Ungereimtheiten gäbe. Das Bundesamt für Energie wies diese Behauptungen am 5.&nbsp;März 2013 allerdings zurück und erklärte, dass die Staumauer den Erdbebensicherheitsanforderungen entspricht.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''BFE bestätigt Erdbebennachweis für Staumauer Wohlensee'', 11.03.2013. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/bfe-bestaetigt-erdbebennachweis-fuer-staumauer-wohlensee Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5a2SlmG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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<imagemap><br />
Datei:Kernkraftwerk Muehleberg Grundplan.png|gerahmt|zentriert|verweis=|Grundplan des Kernkraftwerks Mühleberg, Gebäudebeschreibung per Mouseover<br />
poly 166 120 181 120 188 125 193 132 193 147 188 154 181 159 166 159 159 154 154 147 154 132 159 125 [[#XXX|Reaktorgebäude (UJA)]]<br />
desc top-left<br />
</imagemap><br />
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=== Technik ===<br />
Das Kernkraftwerk Mühleberg ist ausgestattet mit einem [[Siedewasserreaktor]] vom Typ [[BWR-4]]. Bei einer thermischen Reaktorleistung von 1097&nbsp;MW erreicht der Block eine elektrische Bruttoleistung von 390&nbsp;MW, von denen 373&nbsp;MW netto in das Elektrizitätsnetz gespeist werden.<ref name="IAEA"/><br />
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Die Sicherheitshülle des Kernkraftwerks Mühleberg ist vom Typ Mark&nbsp;I, die rund 32&nbsp;Meter hoch ist und im unteren Bereich, der sphärisch aufgebaut ist, mit 18&nbsp;Metern Durchmesser. In dem Sicherheitsbehälter befindet sich der Kernreaktor und diverse Hilfssysteme für den regulären Betrieb. Der Sicherheitsbehälter ist oberhalb der torusförmigen Kondensationskammer gelegen, mit der der Sicherheitsbehälter verbunden ist. Die Kondensationskammer zusammen mit dem Sicherheitsbehälter, die zusammen ein System bilden, wiegen rund 1100&nbsp;Tonnen, weshalb diese Konstruktion nur vor Ort zusammengebaut werden konnte.<ref name="Schweizerische_Bauzeitung_Bd-86"/> Der Reaktordruckbehälter besteht aus Kohlenstoffstahl. Gebildet wird er aus einzeln geschmiedeten Ringen. Innen wurde der Reaktordruckbehälter mit einer Auftragsschweißung aus rostfreiem Strahl ausgekleidet. Der Reaktordruckbehälter hat eine Höhe von 16&nbsp;Meter und einen Innendurchmesser von 4&nbsp;Meter. Die Wandstärke beträgt 10&nbsp;Zentimeter.<ref name="Schweizerische_Bauzeitung_Bd-88"/><ref name="Bulletin_Bd-60"/> Im Gegensatz zur Standardversion wurden einige Modifikationen an dem Sicherheitsbehälter vorgenommen, die so in dieser Art weltweit bei Siedewasserreaktoren nur beim Kernkraftwerk Mühleberg realisiert wurden. Diese Besonderheit betrifft die torusförmige Kondensationskammer, die bei einem Versagen der Dampfleitung den Druck und die Energie abbauen, sowie radioaktive Stoffe absorbieren soll. Abseits davon wurde das System so modifiziert, dass bei einem [[Auslegungsunfall|auslegungsüberschreitenden Unfall]] das in einer zweiten Kondensationskammer enthaltene Wasser zur Umsetzung des Multi-Venturi-Scrubber-Systems (kurz ''MVSS'') beim der gefilterten Druckentlastung (engl. Venting) verwendet werden kann. Das Druckentlastungssystem ist direkt mit dem Kondensationstorus und der Druckkammer des Sicherheitsbehälters verbunden. Die Leitungen aus der Kondensationskammer und der Druckkammer laufen innerhalb der Reaktorhalle zusammen und sind direkt mit dem MVSS-Filter verbunden. Durch dieses System mit der Kondensationskammer, die die Feuchtigkeit aus dem System bereits aufnimmt, kann man in Mühleberg auf einen Feuchtigkeitsabscheider im MVSS-System verzichten. Der Effekt dabei ist, dass das MVSS eine höhere Kapazität aufweisen kann und gleichzeitig kostengünstiger realisiert werden konnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 36''. Handelsblatt GmbH, 1991. Seite 392.</ref> Diese Konstruktion mit einer zweiten Kondensationskammer wurde ehemals für das Kernkraftwerk Ravenswood in den 1960ern entworfen, das mitten in der Stadt New York im Stadtteil Queens errichtet werden sollte, allerdings nie realisiert wurde. Das Kernkraftwerk Mühleberg ist das einzige von General Electric stammende Kernkraftwerk, dass diese Konstruktion verwendet.<ref>Salomon Levy: ''50 years in nuclear power: a retrospective''. American Nuclear Society, 2007. ISBN 0894485733. Seite 24.</ref><br />
<br />
Der Sicherheitsbehälter des Kernkraftwerks befindet sich im Reaktorgebäude, das als sekundäre Sicherheitsbarriere gegen Einwirkungen von außen dienen soll. Die Wandstärke liegt bei 60&nbsp;Zentimetern und ist damit die dünnste Wand der schweizerischen Kernkraftwerke im Vergleich zu Beznau (0,9&nbsp;Meter), Leibstadt (1,2&nbsp;Meter) und Gösgen (1,2 bis 1,6&nbsp;Meter). In einer Studie der Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen, die nach den Anschlägen auf das World Trade Center in New York in Auftrag gegeben wurde, hatte man ermittelt, dass 0,6&nbsp;Meter ausreichen um das Eindringen von Triebwerken und einzelnen Teilen von Flugzeugen vorzubeugen. Gegen einen Aufprall eines ganzen Flugzeugs wurde das Reaktorgebäude nie ausgelegt und ist es auch nicht. Die Studie der Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen geht allerdings davon aus, dass Flugzeuge bei einem direkten senkrechten Auftreffen abprallen können und nicht ganz in das Gebäude eindringen können. Rechnerisch liegt beispielsweise bei einem Großraumflugzeug vom Typ Boeing&nbsp;747 die Masse mit 400&nbsp;Tonnen (vollständig beladen) noch niedriger, als beim Reaktorgebäude mit rund 60000&nbsp;Tonnen, weshalb die Standsicherheit des Reaktorgebäudes nicht beeinflusst werden kann.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Zwischenbericht der Schweizer Kernkraftwerke zum Schutzkonzept gegen Flugzeugangriff'', 21.04.2002. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/zwischenbericht-der-schweizer-kernkraftwerke-zum-schutzkonzept-gegen Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2NgnRks Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Nuklearforum Schweiz: ''Die Sicherheit der schweizerischen Kernkraftwerke gegen einen vorsätzlichen Flugzeugabsturz ist hoch'', 02.04.2003. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/die-sicherheit-der-schweizerischen-kernkraftwerke-gegen-einen-vorsaetzlichen Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2PaxNmc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Als letzte Notstromreserve ist die Lage des Kernkraftwerks Mühleberg vorteilhaft. Bei einem Ausfall aller anderen Systeme ist es möglich das Kernkraftwerk mit Elektrizität aus dem anliegenden Wasserkraftwerk über einen Spannungsregler zu versorgen.<ref>Versuchsanstalt für Wasserbau, u.a.: ''Mitteilungen, Ausgaben 33-34''. Eidgenössische Technische Hochschule., 1979. Seite 104.</ref> Neben diesem System dient das nachgerüstete Sicherheitssystem SUSAN für eine gesicherte Nachwärmeabfuhr, sowie Schutz von außen. In der Zeitschrift ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 33'' von 1988 wird darauf hingewiesen, dass das System durch seine Funktionsart einen zusätzlichen Schutz gegen Überflutung, Erdbeben, Flugzeugabstürze, Blitzeinschläge, sowie Einwirkungen von Dritten biete.<ref name="Atw_Bd-33">Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 33''. Handelsblatt GmbH, 1988. Seite 4, 96.</ref><br />
<br />
Die Hauptumwälzpumpen haben eine Leistung von je 3,3&nbsp;MW. Zur Regelung kommen untersynchrone Stromrichterkaskaden zum Einsatz, die seitens der BBC eingebaut wurde. Daher haben die Pumpen nur einen engen Regelbreich von rund 20 bis 30&nbsp;% der synchronen Drehzahl.<ref>Kurt Jäger: ''Alles bewegt sich: Beiträge zur Geschichte elektrischer Antriebe''. In: Band 16 von Geschichte der Elektrotechnik. VDE-Verlag, 1998. ISBN 3800722879. Seite 105.</ref><br />
<br />
==== Kernmantel ====<br />
Der Kernmantel dient zur Ummantelung des Reaktorkerns und zur Unterteilung zwischen dem herabströmenden kalten Speisewassers um ihn herum und des heraufströmenden heißen Wassers im Reaktorkern. Für den normalen Reaktorbetrieb ist der Kernmantel unerlässlich. In Mühleberg besteht der Kernmantel aus nichtstabilisiertem austenitischem Stahl, der in Form von mehreren Zylindern den Mantel bildet. Im Vergleich zum Stand der Technik war sich die internationalen Fachwelt zu diesem Zeitpunkt bereits einig, dass stabilisierter austenitischer Stahl besser geeignet und korrosionsbeständiger ist, weshalb die deutschen Reaktoren, die zur gleichen Zeit gefertigt wurden, bis auf das [[Kernkraftwerk Würgassen]], dass aufgrund des Einflusses von General Electric einen Kernmantel aus dem gleichen Material bekam, keine ähnlichen Probleme aufwiesen.<ref name="Stenobericht_Bd-523">Germany (West). Bundestag: ''Verhandlungen: Stenographische Berichte. Anlagen zu den stenographischen Berichten. Drucksachen, Band 523''. 1995. Seite 70.</ref> Die Probleme um die es sich handelt sind Risse am Kernmantel, die im Jahr 1990 bei einer routinemäßigen Revision entdeckt wurden. Neben Mühleberg gibt es weitere 36&nbsp;Reaktoren in den USA, die ähnliche Probleme mit dem Kernmantel haben.<ref name="ENSI_26-09-2011">Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat: ''Kernmantelrisse KKM: Bisherige Bewertung des ENSI bestätigt'', 26.09.2011. [http://www.ensi.ch/de/2011/09/26/kernmantelrisse-kkm-bisherige-bewertung-des-ensi-bestaetigt/ Abgerufen] am 09.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6Ezo7ZTgn Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Diese Risse traten nahe der Schweißnähte auf. Die Schweißnähte selbst können nicht reißen da eine Schweißnaht konsequent härter ist, als das Material das sie umgibt und bindet. Aufgrund der Nähe zur Schweißnaht ist das Material aber anfälliger. Aufgrund des geringen Ausmaßes der Schäden entschied die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen keine weiteren Maßnahmen vorzunehmen, jedoch die Nähte kontinuierlich bei jeder Revision zu überwachen.<ref name="Stenobericht_Bd-523"/><br />
<br />
Trotz der weiterhin erfüllenden Sicherheitsauflagen entschied sich die Bernische Kraftwerke AG 1996 vier Zuganker an dem Kernmantel zu befestigen, um seine vertikale Stabilität beizubehalten. Dieser Schritt war eine weitsichtige Vorsorgemaßnahme der Bernischen Kraftwerke AG. Als Vorbild dienten baugleiche Anlagen in den USA und das [[Kernkraftwerk Santa María de Garoña]] in Spanien, die ebenfalls bereits mit solchen Zugankern ausgestattet waren. Im Jahr 1997 wurden der Kernmantel auch vom deutschen TÜV Nord begutachtet um eine Zweitmeinung einzuholen. Dieser bewertete die vollständige Funktionsfähigkeit des Kernmantels und sieht keine Schwächung des Sicherheitskonzepts des Kernkraftwerks Mühleberg. In den folgenden Jahren vergrößerten sich die die Risse kontinuierlich.<ref name="ENSI_04-08-2011">Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat: ''Risse im Kernmantel Mühleberg'', 04.08.2011. [http://www.ensi.ch/de/2011/08/04/risse-im-kernmantel-muehleberg/ Abgerufen] am 09.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6EzpoSuIY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Während der Revision im Jahr 1998 wurde erstmals die Umgebung der vertikalen Schweißnähte auf Risse untersucht. Man fand an diesen Nähten keine Befunde. Demnach sind nur horizontale Schweißnähte betroffen, die sich gleichmäßig ausweiteten. Die Zuganker wurde bei dieser Revision auch auf etwaige Schäden begutachtet, wovon aber keine festgestellt wurden.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''ATW: Internationale Zeitschrift für Kernenergie, Band 43,Ausgaben 7-12''. Verlagsgruppe Handelsblatt, 1998. Seite 717.</ref> Seit dem Jahr 2000 wurden dem Speisewasser zusätzlich Edelmetalle beigemischt um Spannungsrisskorrosion im Reaktor vorzubeugen.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Sicherer Betrieb der schweizerischen Kernanlagen im Jahr 2000'', 08.01.2001. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/sicherer-betrieb-der-schweizerischen-kernanlagen-im-jahr-2000 Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2Ke65CB Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bei der jährlichen Revision im Jahr 2001 zeigten Untersuchungen, dass diese Umstellung der Wasserchemie dazu geführt hatte, dass sich die Rissbildung an der mittleren Schweißnaht verlangsamt hatte.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Kernkraftwerk Mühleberg: Abschluss der Jahresrevision'', 03.09.2001. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kernkraftwerk-muehleberg-abschluss-der-jahresrevision Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2Kp1afR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Diese Entwicklung konnte auch im August 2002 noch einmal bestätigt werden, wonach sich zwei zunächst nicht erfasste Risse nach dem Einbau des Systems langsamer als zuvor vergrößerten.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Kernkraftwerk Mühleberg wieder am Netz'', 29.08.2002. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kernkraftwerk-muehleberg-wieder-am-netz Abgerufen] am 11.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F2OIrAVX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Durch die stetige Analyse war es möglich geworden die weitere Entwicklung der Risse gut vorherzusagen. Die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen hielt dies in ihrem Bericht zur periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Mühleberg im Jahr 2007 fest.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''HSK: Voraussetzungen für sicheren Weiterbetrieb von Mühleberg erfüllt'', 12.12.2007. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/hsk-voraussetzungen-fuer-sicheren-weiterbetrieb-von-muehleberg-erfuellt Abgerufen] am 12.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F4XdLs3F Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Während der Revision kam erstmals ein spezieller Ultraschallroboter zum Einsatz, der detailvollere Analysen der Schweißnähte vornehmen konnte. Dabei wurde festgestellt, dass die Risse nur oberflächlich sind und sich nicht durch den Kernmantel ziehen, sowie nicht um die gesamten Nähte reichen, allerdings nach bestimmten Abständen sich teilweise verlängern. Die Risse treten demnach stellenweise auf ohne einen direkten Zusammenhang. Für einen kurz- und mittelfristigen Zeitraum ist die Sicherheit gewährleistet, allerdings entschied das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat 2011, dass die Lösung mit den Zugankern als langfristige Lösung nicht akzeptiert werde, obwohl es in anderen Ländern wie in den USA akzeptiert wird.<ref name="Nuklearforum_01-09-2011"/><ref name="ENSI_26-09-2011"/> Der TÜV Nord bewertete nach einer Untersuchung im Jahr 2006 die Zuganker auf Anfrage des Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat nach einer Zweitmeinung in einem Bericht aus dem Jahr 2007 ähnlich, sodass zwar kurz- und mittelfristig die Konstruktion ihren Dienst leist, aber keine Langzeitlösung darstellt.<ref name="ENSI_04-08-2011"/> Bis 2017 sollte nach Planungen aus dem Jahr 2012 ein neues Zugankersystem installiert werden, für den Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks.<ref name="Nuklearforum_27-12-2012"/><br />
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=== Fernwärme Mühleberg – Bern (FEMBE) ===<br />
Im Jahr 1982 wurde das erste Mal evaluiert die Stadt Bern mit Fernwärme aus dem Kernkraftwerk Mühleberg zu versorgen. Das Kernkraftwerk selbst hätte rund 20&nbsp;% des Wärmeanteils bereitstellen können und insgesamt im Schnitt etwa die Hälfte der Wärmeversorgung decken können.<ref>Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: ''Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 25''. Akademie-Verlag., 1982. Seite 21.</ref> Als Vorläufer- und Referenzprojekt sollte die Nutzung von Fernwärme in der Schweiz erstmals am [[Kernkraftwerk Gösgen]] erprobt werden, wonach das Projekt für die Stadt Bern als Folgeprojekt in Aussicht gestellt wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 31''. Handelsblatt GmbH, 1986. Seite 164.</ref> Für Bern konzentrierte man sich vornehmlich auf den westlichen Teil der Stadt und arbeitete eine entsprechende Projektstudie aus, die auch den Anschluss von Mühleberg und an der Fernwärmetrasse gelegene Orte beinhaltete. Zusammen mit der Kehrichtdeponie Teuftal hätte die Fernwärmeversorgung des westlichen Stadtteils für 20&nbsp;Jahre sichergestellt werden können. Die Kosten sollten sich auf rund 20&nbsp;Millionen Schweizer Franken belaufen. Abhängig von der Außentemperatur wäre im Vorlauf eine Temperatur zwischen 80 und 130&nbsp;°C ausgespeist worden. Die Regelung sollte gleitend erfolgen. Bei Ausfall einer der Erzeuger oder Lastspitzen sollten ölgefeuerte Reservekessel bereitstehen. Rund 75&nbsp;% der Wärmeenergie für das Fernwärmenetz würden aus dem Kernkraftwerk bezogen werden, 20&nbsp;% aus dem Werk in Teuftal und die restlichen 5&nbsp;% während der Spitzen aus dem Reservekessel. Durch die Kraft-Wärme-Kopplung wäre der Wirkungsgrad des Kernkraftwerks Mühleberg von 33&nbsp;% auf 38&nbsp;% angehoben worden. Zum Betrieb des Fernwärmenetzes wäre eine eigene Aktiongesellschaft gegründet worden, an der die Bernische Kraftwerke AG als Mehrheitseigentümer beteiligt gewesen wäre mit der Stadt Bern. Rund 1000&nbsp;Haushalte mit einer Last von 100&nbsp;MW<sub>th</sub> und 178&nbsp;Gigawattstunden Wärmebedarf wurden als potenzielle Abnehmer evaluiert.<ref>Schweizerischer Techniker-Verband: ''Schweizerische technische Zeitschrift: Revue technique suisse. Rivista tecnica svizzera''. O. Füssli., 1986. Seite 10, 11, 12, 15.</ref> Allerdings wurde das Projekt am 30.&nbsp;Januar 1986 seitens der Legislative der Stadt Bern abgelehnt. Seitens der Bevölkerung gab es laut Meinungsumfragen zur gleichen Zeit allerdings zu zwei Dritteln Zuspruch für das Projekt. Infolge dessen gründeten sich Initiativen um das Projekt umzusetzen. Geplant war das Erwirken einer Volksabstimmung.<ref name="Schweizer_Ingenieur_und_Architekt_Bd-104">Eidgenössische Technische Hochschule, u.a.: ''Schweizer Ingenieur und Architekt, Band 104,Ausgaben 14-26''. Braendle., 1986. Seite 390, 1299.</ref><br />
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Als einer der Folgeprojekte wurde nur ein kleiner Teil des Fernwärmesystems realisiert. Das Kernkraftwerk Mühleberg bespeist von einem sehr kleinen Teil seiner Restwärme, allerdings nicht primär sondern nur nebenbei, ein Fernwärmenetz, dass zu einer kleinen Wohnsiedlung in der Umgebung gehört.<ref name="ISBN_3926956062">Heinz Riesenhuber: ''Kernenergie: die europäische Dimension''. INFORUM, 1989. ISBN 3926956062. Seite 21, 23.</ref><ref name="KKM_Fernwärme">Roland Schmidiger, u.a.: ''Strom und Wärme ab Kernkraftwerken – eine Standortbestimmung'', 21.01.2010. Seite 10, 18. [http://www.fernwaerme-schweiz.ch/fernwaerme-deutsch/Fachtagungen/Dokumente/Fachtagung-9/Praesentation_Roland_Schmidiger_d.pdf Abgerufen] am 09.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6EzRcNQgx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die ''Fernwärme-Pilotanlage Steinriesel'' nahm 1988 den Betrieb auf. Um die Wohnsiedlung handelt es sich um eine zwei Kilometer vom Kernkraftwerk entfernte Wohnstätte für die Arbeiter des Kernkraftwerks. Das Netz dient symbolisch als Modellprojekt für das FEMBE-Projekt. Baulich gesehen stellt die Leitung eine Herausforderung dar, da über die zwei Kilometer bis zur Siedlung Steinriesel ein Höhenunterschied von 200&nbsp;Meter überwunden werden muss. Die stärkste Steigung auf der Strecke liegt bei 40&nbsp;°. Jährlich werden 400&nbsp;Tonnen Heizöl durch die Abnahme der Wärme aus dem Kernkraftwerk Mühleberg gespart.<ref name="ISBN_3926956062"/> Im Vorlauf hat die Leitung eine Temperatur von 125&nbsp;°C und im Rücklauf von 75&nbsp;°C. Bei Ausfall von Mühleberg steht eine Zentralheizung zur Verfügung, die die gleiche Temperatur im Vorlauf erreicht, in Rücklauf aber nur eine Resttemperatur vom 65&nbsp;°C aufweist. Pro Sekunde werden rund 4,4&nbsp;Liter durch die Fernwärmeleitung vom Kernkraftwerk aus durch die Leitung geleitet. Ausgekoppelt wird der Dampf an beiden Turbinen zwischen dem Hoch-. und Niederdruckteil. Neben der Siedlung Steinriesel entnimmt auch das Kernkraftwerk selbst seinen Wärmebedarf zum Beheizen der eigenen Gebäude aus dem System. Aufgrund des kleinen Wärmebedarfs von jährlich rund 1700&nbsp;MWh<ref name="KKM_Fernwärme"/> kann man nicht von direkt Fernwärmeauskopplung sprechen, da der Effekt nur nebensächlich für das Kernkraftwerk Mühleberg ist. Da facto speist das Kernkraftwerk keine Fernwärme im eigentlichen Sinne aus.<br />
<br />
Das Projekt zur Versorgung von Bern-West wurde nicht endgültig aufgegeben sondern im Rahmen der Planung eines Ersatzkernkraftwerks beibehalten, dass das Potenzial haben soll, bis zu 4000&nbsp;Haushalte zu versorgen zu wirtschaftlicheren Bedingungen als das Kernkraftwerk Mühleberg.<ref>Resun AG: ''Bericht über die Abstimmung mit der Raumplanung: Ersatz Kernkraftwerk Mühleberg'', Dezember 2008. Seite 95 bis 98. [http://www.bfe.admin.ch/php/modules/publikationen/stream.php?extlang=de&name=de_286706599.pdf Abgerufen] am 09.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6EzRTTBJh Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Wissenswertes ==<br />
* Direkt neben dem Kernkraftwerk aber außerhalb des Kernkraftwerksgeländes hat die Bernische Kraftwerke AG Anfang der 1980er einen Schießplatz für Pistolen für Ausbildungszwecke errichten lassen, mit einer Schussdistanz von 50&nbsp;Metern.<ref>Spiegel: ''HOHLSPIEGEL'', 20.04.1981. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14329793.html Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5aQ13y2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
* Das Kernkraftwerk Mühleberg war mit dem Preis ''In Anerkennung der hervorragenden SWR-Anlagenleistung'' mehrfach in Folge seit 1978 seitens General Electric ausgezeichnet worden. Das Kernkraftwerk Mühleberg war das einzige von diesem Unternehmen gelieferte Kernkraftwerk mit GE-Siedewasserreaktor weltweit, dass die Verfügbarkeitsanforderungen vom Lieferanten General Electric erfüllte.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Auszeichnung für Kernkraftwerk Mühleberg'', 26.03.2000. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/auszeichnung-fuer-kernkraftwerk-muehleberg Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5agypbl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Nuklearforum Schweiz: ''Gute Noten und Auszeichnung für Mühleberg'', 26.07.2001. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/gute-noten-und-auszeichnung-fuer-muehleberg Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5angsZJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Nuklearforum Schweiz: ''30 Jahre Kernkraftwerk Mühleberg'', 29.11.2002. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/30-jahre-kernkraftwerk-muehleberg Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5argqgs Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
* Am 5.&nbsp;Dezember 2000 beging ein Mitglied von Greenpeace im Rahmen einer Protestaktion Hausfriedensbruch, nachdem sie mit einem motorisierten Gleitschirm auf das Kraftwerksgelände eindrang und auf dem Reaktorgebäude landete. Das Personal des Kernkraftwerks Mühleberg nahm die Person fest und übergab sie der Polizei des Kantons Bern. Der Mann wurde wegen Hausfriedensbruch, Störung des Betriebs von öffentlichen Anlagen und Verwendung eines in der Schweiz nicht zugelassenen Fluggerätes angezeigt. Das Fluggerät war unter anderem aus Umweltschutzgründen nicht zugelassen gewesen, was im Widerspruch zum Sinnbild der Organisation (dem Umweltschutz) steht. Die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen schätzte die Dosis, die der Mann bei seinem halbstündigen Aufenthalt auf dem Reaktorgebäude abbekommen hatte, auf rund 0,001&nbsp;Millisievert, war unter dem amtlichen Grenzwert von 1&nbsp;Millisievert im Jahr liegt.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''KKM: Greenpeace begeht Hausfriedensbruch mit Motorgleitschirm'', 04.09.2000. [http://www.nuklearforum.ch/de/aktuell/e-bulletin/kkm-greenpeace-begeht-hausfriedensbruch-mit-motorgleitschirm Abgerufen] am 13.03.2013. ([http://www.webcitation.org/6F5f4niZ2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
* Wie auch die anderen schweizerischen Kernkraftwerke wird das Kernkraftwerk Mühleberg seitens der Aufsichtsbehörde durch die Software ETH-NUKERISK überwacht, die auf dem ETH-RISKMONITOR besteht, die dynamisch über ein onlinebasiertes Datensystem den aktuellen Status des Werkes übermittelt. Mit dem Programm werden neben den einzelnen Kraftwerksparametern auch die Daten des Reaktors übertragen wie Druck, Temperatur, Dosisleistungen und andere Parameter. Neben dem Kernkraftwerk wird die Umgebung stetig überwacht sowie das Wetter, Wind, Temperatur und andere Parameter aufgezeichnet. Sollte es eine Abweichung im System geben wird über diese Software direkt die Aufsichtsbehörde verständigt. Das System dient eher weniger zur Überwachung des Normalbetriebs, sondern vornehmlich zur Überwachung des Werkes bei einem Unfall um etwaige Maßnahmen anhand der Echtzeitdaten vorzunehmen.<ref>OECD Nuclear Energy Agency, u.a.: ''Nuclear Emergency Data Management: Proceedings of an International Workshop, Zurich, Switzerland, 13-14 September, 1995''. OECD Publishing, 1998. ISBN 926416037X. Seite 256, 257.</ref><br />
<br />
== Daten des Reaktorblocks ==<br />
Das Kernkraftwerk Mühleberg besteht aus einem Block, der sich in Betrieb befindet.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=CH „Switzerland“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Mühleberg<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 373 MW<br />
| align="right" | 390 MW<br />
| align="right" | 01.03.1967<br />
| align="right" | 01.07.1971<br />
| align="right" | 06.11.1972<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in der Schweiz}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in der Schweiz|Mühleberg]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1960er Jahren|Mühleberg]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk an der Aare|Mühleberg]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Vaalputs&diff=5645Vaalputs2013-03-08T18:11:36Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung auf Endlager Vaalputs erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Endlager Vaalputs]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&diff=5467Benutzer Diskussion:TZV2013-02-15T22:52:14Z<p>10.0.1.47: /* Kernkraftwerk Leningrad */ aw</p>
<hr />
<div><div style="background-color:#F3F3FF; padding: 1em 7em 1em; box-shadow: 0.3em 0.1em 0.2em rgb(25,25,112); background:-moz-linear-gradient(left, #FFFFFF, #F3F3FF 5%);"><br />
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|-<br />
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<br />
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__TOC__<br />
|-<br />
|}<br />
</div><br />
== Glückwunsch... ==<br />
...zur ersten, (praktisch) vollumfänglichen mülldatenbank der welt! Noch was: Bei einzelnachweise schriebst du: ''Alle Einzelnachweise die ihre Daten von der Net-Enabled Radioactive Waste Management Database der IAEA beziehen, haben vor der Einzelnachweisnummer den Buchstaben W stehen (Beispiel: [W 1]).'' Im Text oben is aber kein [W X]. Vergessen oder erledigt? Sonst in ANR schieben... --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:29, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:Muss man anders sehen, ohne dich wäre das wohl irgendwann in der Versenkung verschwunden! ;) Aber ich denke auf jeden Fall, dass das ganz gut gelaufen ist, könnte mir mehr solche Projekte mit Dir vorstellen. Bezüglich der Einzelnachweise habe ich das anders aufgeteilt, ich ändere das noch ab, dann schaffe ich den in den ANR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:34, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::jutt ;) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:38, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Ist drinnen ;) --[[Benutzer:TZV|TZV]] 20:40, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::::...und schon gut besucht. Ich hab noch eine bkl bei [[Endlager]] angelegt. Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:26, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Hätte ich nicht gedacht, leider nimmt die Zahl unten nicht alle Besuche auf, das ärgert mich immer wieder. Dass die so gut besucht ist liegt wohl auch daran, dass ich die Liste gleich nach dem Einstellen hab von Google crawlen lassen und an den Index weitergeleitet, sprich der Link ist zeitnah mit dem Artikel in der Suche aufgetaucht. Die bkl ist gut! ;) Mal so nebenbei, wie wäre es noch im Bezug auf die Meeresendlagerung nen Artikel mit den einzelnen Lagerstätten zu erstellen? Gerade die Endlagerung ist interessant, weil sie nun verboten ist und damit ein Anfang und ein Ende hat. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
du meinst einen artikel [[Verklappung radioaktiver Abfälle]] oderso? Wäre interessant, aber da hab ich keinen plan von. Der vollständigkeit halber wäre er aber wichtig, weil zu diesem thema viel ökopropaganda verbreitet wird. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:26, 7. Feb. 2013 (CET) <small>stimmt, hab grad danach gegoogelt, position 4. Auf pos 9 hab ich was zum lachen gefunden [http://www.anti-atom-aktuell.de/archiv/163/163weltweit.html]. Menschen sind also "Raubaffen", soso...</small><br />
:Da habe ich prinzipiell auch keinen Plan voll, aber aufgrund der [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1105_prn.pdf Vollständigekit der Informationen] ist das schon ein Thema, dass sich anscheinend relativ einfach angehen lässt. Man muss halt recherchieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:49, 7. Feb. 2013 (CET) <small>Vielleicht hätten wir den Satz auch in die Einleitung übernehmen sollen! ;D Schlimm genug, zumal die Informationen zu den Endlagern selber teilweise nicht bis gar nicht stimmen...</small><br />
::relativ einfach is leicht gesagt. Die liste ist relativ vollständig, allerdings gibt es zb zu mehreren koordinaten nur eine müllmenge, oder der müll wird mal in tonnen, mal in m³ oder in TBq angegeben. Zu SU/RUS werden auch leichter, tanker etc angegeben, teilweise ist jede schwule pumpe und ihre koordinaten einzeln verzeichnet. entweder man übernimmt das 1:1, oder mann fasst dinge zusammen. das ist eben immer die frage, mister bohrloch xd. Du kannst die [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3]] ja wieder reaktivieren. Und wenn du mal zeit u lust hast, etwas aufsetzen. Gaaanz langsam. Dann können wir das wieder durchkauen. Gaanz langsam ;). Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:21, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Na okay. Also prinzipiell würde ich das von Land zu Land grob umreißen worum es geht, was die gemacht haben, gerade die Schweiz hatte dazu eingehende gesellschaftliche Diskussionen (wundert mich dort obwohl es die deutschen auch getan haben) und eben die Listen mit den Koordinaten dazu. Da würde ich aber wirklich langsam machen und immer nur zwischendurch was machen. Ich habe zudem noch nen Artikel zum Kernkraftwerk Leningrad seit rund einem Monat fast vollendet bereit den ich noch fertigstellen muss und will noch etwas ausarbeiten zu dem Kernkraftwerk und zum Kernheizwerk Zanghzhou, aufgrund einer Anfrage an die WNA, um denen ihre Missstände mal auf den Grund zu gehen, deren Fehlinformationen haben mich Wochen an Recherche gekostet... Aufgrund des stressigen Wochenendes das bei mir ansteht denke ich, dass ich erst nächste Woche dazu einen ersten Entwurf aufsetzen werde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:33, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
noch was: im artikel [[Kernkraftwerk Kosloduj]] steht: ''Direkt neben dem Werk befindet sich das Endlager Kosloduj im Bau.'' Leider taucht das ding nicht in der [[Liste_von_Endlagern#Bulgarien|liste auf]]? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
:Anscheinend ist es doch nur in Planung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao?set_language=en]. Müsstest höchstens recherchieren was dran ist, ich weiß auch nicht mehr, woher ich die Info mit dem Bau hatte. Jedenfalls kannst mal nebenbei schon mal schauen, habe mit den Seedumping begonnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:17, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
::fleißig, fleißig...Also: In Novi Han ist ein EL [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/phrao]. In Kozloduy ist die Specialized Division for Radioactive Waste (SDRAW), welche "Processing, conditioning and repositioning of the generated from NPP Kozloduy RAW." vornimmt, also etwa verarbeitung, konditionierung und umfüllung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao]. Anscheinend wird zz noch ein National Repository for Disposal of Radioactive Waste gesucht[http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/nhrao]: ''State enterprise “RAW” fulfils the third stage of the siting process – “characterization of the site” during which detailed researches of number of designated sites are performed. Those sites are site “Marichin valog”, site “NPP Kozloduy”, site “Varbitsa”, site “NPP Belene” and site “Brestova padina”.'' Kozloduy is demnach nur in der engeren auswahl. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:23, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Der Vertrag scheint aber schon [http://www.world-nuclear-news.org/WR-Contract_for_Bulgarian_repository_design-2610114.html unter Dach und Fach] zu sein. Neben den Storages kannst du die Planungen zum Endlager [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/csp_006c/PDF-Files/paper-08.pdf Hier] begutachten. Soweit ich das aus anderen Dokumenten verstehe ist der Bau aber noch nicht begonnen worden wegen Verzögerungen von mehreren Monaten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:40, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
ok...tragen wir dann nach wenn der erste beton feierlich gegossen wird xd --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:38, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:tipp: die [[Vorlage:Infobox Endlager]] muss noch abgeändert werden: Planungsbeginn - > Baubeginn; planungsanzahl- und volumen -> einschlussanzahl- und volumen; ggf noch rückholungsanzahl- und volumen einfügen; und die propellerfarben abändern. Hab mal den modifizierten quelltext gepostet, P-JAHR würde so zu baubeginn (nur im quelltext sichbar):<br />
<br />
-----<br />
|mark={{#If: {{{F-BTR_AZ|}}}|Radioactive Green.svg|{{#If: {{{F-BAU_AZ|}}}|Radioactive Yellow.svg|{{#If: {{{F-STG_AZ|}}}|Radioactive Blue.svg|{{#If: {{{F-ESL_AZ|}}}|Radioactive Red.svg|{{#If: {{{F-RKH_AZ|}}}|Radioactive Black.svg}} }} }} }} }} <br />
----<br />
<br />
{{#if: {{{P-JAHR|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Baubeginn'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{P-JAHR|}}}<br />
<br />
----<br />
{{#if: {{{F-BAU_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Im Bau'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BAU_AZ|}}}{{#if: {{{F-BAU_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BAU_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-BTR_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''In Betrieb'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BTR_AZ|}}}{{#if: {{{F-BTR_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BTR_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-STG_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Stillgelegt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-STG_AZ|}}}{{#if: {{{F-STG_M3|}}}|&nbsp;({{{F-STG_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-ESL_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Einschluss'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-ESL_AZ|}}}{{#if: {{{F-ESL_M3|}}}|&nbsp;({{{F-ESL_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-RKH_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Rückgeholt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-RKH_AZ|}}}{{#if: {{{F-RKH_M3|}}}|&nbsp;({{{F-RKH_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
----<br />
Da meine hackerfähigkeiten beschränkt sind solltest du das im detail machen, nich das ich noch was kaputtmache....sie wird ja bereits verwendet. Vlt sollte man den parameter P-JAHR noch in BB-JAHR abändern? Ich werd in den nächsten wochen gaanz langsam - neben einem auge auf [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3|seadumb]] - mal das [[Endlager Vaalputs]] beartikeln, deshalb fiel mir das ein. Eine [[Endlager_Tammiku#Daten_der_Anlage|standardisierte box am ende des artikels]] wäre auch wünschenswert. Sollen wir es wie in der [[Liste von Endlagern]] machen? Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:14, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
:Ich schaue da morgen mal drüber. Das P können wir ja durch ein B ersetzen. Mal sehen, solange die Infobox nur relativ rar in Verwendung ist, ist das kein Problem. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:25, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
== [[Kernkraftwerk Leningrad]] ==<br />
Moin! Prima artikel, nur zwei sachen:<br />
* „''Am 30. August 2009 wurde im dritten Block an einen der Sammler hinter den Pumpen zu den Headern.''“ Der Satz steht alleine. Vlt kannst du ihn mit den anderen verknüpfen? xD<br />
* „''Der erste Block hat allerdings im Gegensatz zu den anderen Reaktoren den Vorteil, dass die Auslegung des Kerns und der Neutronenphysik dazu geeignet ist Isotope zu bestrahlen,[88] so unter anderen durch Strahlung dotiertes Silizium, dass in Elektronikgeräten seinen Einsatz findet.''“ so gemeint?<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:25, 14. Feb. 2013 (CET) <small>PS: [[Vorlage:Bereits gewusst]] ruft schon: „Gib's mir! Gib's mir!“ - wer kann da wiederstehen? xD</small><br />
:Danke dir, den ersten Satz habe ich ausgebessert. Der zweite Satz müsste so passen. Das Kernkraftwerk Leningrad bietet noch eine ganze Seite zur Isotopenerzeugung und Bestrahlung an. Das werde ich wohl noch einarbeiten, auch Details zu den Modernisierungen und die Verwendung von Systemen des MKER-1000. Was sollen wir denn der Vorlage geben um sie zu bändigen? :D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:30, 14. Feb. 2013 (CET)<br />
::hmm...die Größe (größtes der welt, erster 1000 MW, usw), oder die bedeutung für die RBMK-1000 baulinie, zb durch das computergestützte Kontrollsystem? irgendwas in der art. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:34, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Das kann man ja alles etwas integrieren, ich fertige da mal was an. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:27, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::::umgotteswillen! Der ganze artikel, zusammengestaucht auf einen Teaser xD! Spaß. Übrigens: [[Kernkraftwerk#Planung|Anti-Nuklear]] schreibt sich als adjektiv klein. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:51, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Neja, soll ja anregen, im Artikel sind ja noch mehr Fakten, Insbesondere die Störung von 1975 ist wichtig, da es ein Vorläufer des Unfalls in Tschernobyl war. Apropos: um das zu vereinheitlichen, Fukushima und Tschernobyl lieber als ''Katastrophe'', ''Nuklearkatastrophe'' (was ich am wenigsten bevorzuge) oder einfach ''Reaktorunfall'' oder eher ''Reaktorunglück''? Danke für den Hinweis, habe es verbessert. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
Reaktorunfall natürlich, denn "Major accident" läßt sich wie [http://www.kernenergie.ch/de/ines-skala.html hier] als "schwerwiegender unfall" übersetzen, wörtlich eigentlich als "bedeutender unfall". accident ist aber immer unfall, eine atom"katastrophe" gibt es nicht. Reaktorunglück wäre etwas unpassend, da betriebssicherheit kein glücksfall ist. Ich bin für polemik aber immer offen. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:20, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:Ne, ich dachte erst an Reaktorunglück, aber du hast mich überzeugt, das mit dem Glücksfall hatte ich nicht beachtet. Nehmen wir Reaktorunfall, dann würde ich die Verlinkungen anpassen und die Redlinks nacheinander abändern in [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] und [[Reaktorunfall von Fukushima-Daiichi]](evtl. Mehrzahl?). Ich wollte nämlich in naher Zukunft mir meiner nächsten [[Benutzer:TZV/ChAES|Einmottung]] weitermachen, durch den Liningrad-Artikel kam ich an noch interessante Details zum Unfall, aber erst nachdem ich die Verklappung durch habe. Wenn du Lust hast, kannst du dich ja auch an dem eingemotteten Artikel beteiligen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:29, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::Mehrzahl ist denke ich besser, also [[Reaktorunfälle von Fukushima-Daiichi]], es war ja nicht nur ein reaktor der zart wurde. Zum Reaktorunfall von Tschernobyl kann ich eigentlich kaum was beitragen: ich hab nur was vom Physik Journal 5 (2006) Nr. 4 zu hause. Du hast hier ja schon gut vorgelegt. Zu "Langzeitfolgen" und "Krankheiten und Missbildungen" ist ja schon was im artikel [[Strahlenrisiko]] gesagt, ggf alles auslagern, oder nur kurz abreißen. Zu den "Langfristige(n) Maßnahmen" dachte ich allerdings mal einen sehr guten artikel (von der GRS?) gelesen zu haben, wo alle errichteten bauwerke, maßnahmen usw detailliert und chronologisch bis heute (NSC) genannt wurden. <br />
<br />
::Das Thema is allerdings hochpolitisch; wenn zb fremdenführer in der zone den touris erzählen, dass das gelände für jahrhunderte unbewohnbar sei, oder ähnliche dinge, die auf willkürlichen maßnahmen und grenzwerten der politik beruhen. Auch die liebe presse hat sich ja nicht mit ruhm bekleckert (oder vlt doch, wenn man sich das vorherrschende weltbild dort ansieht?). Die jagd auf tippos wird deshalb wohl meine hauptaufgabe sein. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:31, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Okay, werde ich morgen Abend umsetzen. Das meißte dazu stammte aus den öffentlichen Berichten, die KGB-Dokumente sagen aber noch mehr dazu. Werde das alles noch straffen. Zum Sarkophag habe ich noch einen eigenen Artikel begonnen, der mal unter [[Überdeckung (Tschernobyl)]] zu finden sein soll. Der Name deshalb, weil das die korrekte Übersetzung vom russischen Укритъ ist. Werde das deshalb nur anschneiden, allerdings gab es im Bezug auf die Maßnahmen noch Aktionen wie die Bergung von Brennstoff, etc. Monolith und das NSC behandle ich im Artikel zum Sarkophag mit. Zu den Langzeitfolgen gehe ich vornehmlich auf Einflüsse auf die Umgebung ein, da alle Folgen der Radioaktivität.meist nur im Einzelfall ein Problem darstellen. Wegen der Zone wird ab nächsten Jahr sowieso alles einfacher, da es dann nur noch die 10 kilometer zone gibt, die hinter Tschernobyl erst beginnt. So sehr politisieren wollte ich eigentlich nicht, auch wenns nicht ohne geht! ;) Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 23:52, 15. Feb. 2013 (CET)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&diff=5462Benutzer Diskussion:TZV2013-02-15T18:45:36Z<p>10.0.1.47: Bereinigt und Box am Seitenanfang eingefügt</p>
<hr />
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<span class="plainlinks" style="font-size: 120%;">[[Datei:Creator balloon.svg|25px|verweis=http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&action=edit&section=new]] [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&action=edit&section=new Abschnitt hinzufügen]</span><br />
__TOC__<br />
|-<br />
|}<br />
</div><br />
== Glückwunsch... ==<br />
...zur ersten, (praktisch) vollumfänglichen mülldatenbank der welt! Noch was: Bei einzelnachweise schriebst du: ''Alle Einzelnachweise die ihre Daten von der Net-Enabled Radioactive Waste Management Database der IAEA beziehen, haben vor der Einzelnachweisnummer den Buchstaben W stehen (Beispiel: [W 1]).'' Im Text oben is aber kein [W X]. Vergessen oder erledigt? Sonst in ANR schieben... --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:29, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:Muss man anders sehen, ohne dich wäre das wohl irgendwann in der Versenkung verschwunden! ;) Aber ich denke auf jeden Fall, dass das ganz gut gelaufen ist, könnte mir mehr solche Projekte mit Dir vorstellen. Bezüglich der Einzelnachweise habe ich das anders aufgeteilt, ich ändere das noch ab, dann schaffe ich den in den ANR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:34, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::jutt ;) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:38, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Ist drinnen ;) --[[Benutzer:TZV|TZV]] 20:40, 6. Feb. 2013 (CET)<br />
::::...und schon gut besucht. Ich hab noch eine bkl bei [[Endlager]] angelegt. Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:26, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Hätte ich nicht gedacht, leider nimmt die Zahl unten nicht alle Besuche auf, das ärgert mich immer wieder. Dass die so gut besucht ist liegt wohl auch daran, dass ich die Liste gleich nach dem Einstellen hab von Google crawlen lassen und an den Index weitergeleitet, sprich der Link ist zeitnah mit dem Artikel in der Suche aufgetaucht. Die bkl ist gut! ;) Mal so nebenbei, wie wäre es noch im Bezug auf die Meeresendlagerung nen Artikel mit den einzelnen Lagerstätten zu erstellen? Gerade die Endlagerung ist interessant, weil sie nun verboten ist und damit ein Anfang und ein Ende hat. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
du meinst einen artikel [[Verklappung radioaktiver Abfälle]] oderso? Wäre interessant, aber da hab ich keinen plan von. Der vollständigkeit halber wäre er aber wichtig, weil zu diesem thema viel ökopropaganda verbreitet wird. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:26, 7. Feb. 2013 (CET) <small>stimmt, hab grad danach gegoogelt, position 4. Auf pos 9 hab ich was zum lachen gefunden [http://www.anti-atom-aktuell.de/archiv/163/163weltweit.html]. Menschen sind also "Raubaffen", soso...</small><br />
:Da habe ich prinzipiell auch keinen Plan voll, aber aufgrund der [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1105_prn.pdf Vollständigekit der Informationen] ist das schon ein Thema, dass sich anscheinend relativ einfach angehen lässt. Man muss halt recherchieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:49, 7. Feb. 2013 (CET) <small>Vielleicht hätten wir den Satz auch in die Einleitung übernehmen sollen! ;D Schlimm genug, zumal die Informationen zu den Endlagern selber teilweise nicht bis gar nicht stimmen...</small><br />
::relativ einfach is leicht gesagt. Die liste ist relativ vollständig, allerdings gibt es zb zu mehreren koordinaten nur eine müllmenge, oder der müll wird mal in tonnen, mal in m³ oder in TBq angegeben. Zu SU/RUS werden auch leichter, tanker etc angegeben, teilweise ist jede schwule pumpe und ihre koordinaten einzeln verzeichnet. entweder man übernimmt das 1:1, oder mann fasst dinge zusammen. das ist eben immer die frage, mister bohrloch xd. Du kannst die [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3]] ja wieder reaktivieren. Und wenn du mal zeit u lust hast, etwas aufsetzen. Gaaanz langsam. Dann können wir das wieder durchkauen. Gaanz langsam ;). Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:21, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Na okay. Also prinzipiell würde ich das von Land zu Land grob umreißen worum es geht, was die gemacht haben, gerade die Schweiz hatte dazu eingehende gesellschaftliche Diskussionen (wundert mich dort obwohl es die deutschen auch getan haben) und eben die Listen mit den Koordinaten dazu. Da würde ich aber wirklich langsam machen und immer nur zwischendurch was machen. Ich habe zudem noch nen Artikel zum Kernkraftwerk Leningrad seit rund einem Monat fast vollendet bereit den ich noch fertigstellen muss und will noch etwas ausarbeiten zu dem Kernkraftwerk und zum Kernheizwerk Zanghzhou, aufgrund einer Anfrage an die WNA, um denen ihre Missstände mal auf den Grund zu gehen, deren Fehlinformationen haben mich Wochen an Recherche gekostet... Aufgrund des stressigen Wochenendes das bei mir ansteht denke ich, dass ich erst nächste Woche dazu einen ersten Entwurf aufsetzen werde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:33, 7. Feb. 2013 (CET)<br />
noch was: im artikel [[Kernkraftwerk Kosloduj]] steht: ''Direkt neben dem Werk befindet sich das Endlager Kosloduj im Bau.'' Leider taucht das ding nicht in der [[Liste_von_Endlagern#Bulgarien|liste auf]]? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
:Anscheinend ist es doch nur in Planung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao?set_language=en]. Müsstest höchstens recherchieren was dran ist, ich weiß auch nicht mehr, woher ich die Info mit dem Bau hatte. Jedenfalls kannst mal nebenbei schon mal schauen, habe mit den Seedumping begonnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:17, 8. Feb. 2013 (CET)<br />
::fleißig, fleißig...Also: In Novi Han ist ein EL [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/phrao]. In Kozloduy ist die Specialized Division for Radioactive Waste (SDRAW), welche "Processing, conditioning and repositioning of the generated from NPP Kozloduy RAW." vornimmt, also etwa verarbeitung, konditionierung und umfüllung [http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/sprao]. Anscheinend wird zz noch ein National Repository for Disposal of Radioactive Waste gesucht[http://www.bnsa.bas.bg/en/nuclear-facilitie/seraw/nhrao]: ''State enterprise “RAW” fulfils the third stage of the siting process – “characterization of the site” during which detailed researches of number of designated sites are performed. Those sites are site “Marichin valog”, site “NPP Kozloduy”, site “Varbitsa”, site “NPP Belene” and site “Brestova padina”.'' Kozloduy is demnach nur in der engeren auswahl. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:23, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Der Vertrag scheint aber schon [http://www.world-nuclear-news.org/WR-Contract_for_Bulgarian_repository_design-2610114.html unter Dach und Fach] zu sein. Neben den Storages kannst du die Planungen zum Endlager [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/csp_006c/PDF-Files/paper-08.pdf Hier] begutachten. Soweit ich das aus anderen Dokumenten verstehe ist der Bau aber noch nicht begonnen worden wegen Verzögerungen von mehreren Monaten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:40, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
ok...tragen wir dann nach wenn der erste beton feierlich gegossen wird xd --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:38, 9. Feb. 2013 (CET)<br />
:tipp: die [[Vorlage:Infobox Endlager]] muss noch abgeändert werden: Planungsbeginn - > Baubeginn; planungsanzahl- und volumen -> einschlussanzahl- und volumen; ggf noch rückholungsanzahl- und volumen einfügen; und die propellerfarben abändern. Hab mal den modifizierten quelltext gepostet, P-JAHR würde so zu baubeginn (nur im quelltext sichbar):<br />
<br />
-----<br />
|mark={{#If: {{{F-BTR_AZ|}}}|Radioactive Green.svg|{{#If: {{{F-BAU_AZ|}}}|Radioactive Yellow.svg|{{#If: {{{F-STG_AZ|}}}|Radioactive Blue.svg|{{#If: {{{F-ESL_AZ|}}}|Radioactive Red.svg|{{#If: {{{F-RKH_AZ|}}}|Radioactive Black.svg}} }} }} }} }} <br />
----<br />
<br />
{{#if: {{{P-JAHR|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Baubeginn'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{P-JAHR|}}}<br />
<br />
----<br />
{{#if: {{{F-BAU_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Im Bau'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BAU_AZ|}}}{{#if: {{{F-BAU_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BAU_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-BTR_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''In Betrieb'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-BTR_AZ|}}}{{#if: {{{F-BTR_M3|}}}|&nbsp;({{{F-BTR_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-STG_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Stillgelegt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-STG_AZ|}}}{{#if: {{{F-STG_M3|}}}|&nbsp;({{{F-STG_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-ESL_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Einschluss'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-ESL_AZ|}}}{{#if: {{{F-ESL_M3|}}}|&nbsp;({{{F-ESL_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{F-RKH_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Rückgeholt'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{F-RKH_AZ|}}}{{#if: {{{F-RKH_M3|}}}|&nbsp;({{{F-RKH_M3|}}}&nbsp;m<sup>3</sup>)}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
----<br />
Da meine hackerfähigkeiten beschränkt sind solltest du das im detail machen, nich das ich noch was kaputtmache....sie wird ja bereits verwendet. Vlt sollte man den parameter P-JAHR noch in BB-JAHR abändern? Ich werd in den nächsten wochen gaanz langsam - neben einem auge auf [[Benutzer:TZV/Spielwiese 3|seadumb]] - mal das [[Endlager Vaalputs]] beartikeln, deshalb fiel mir das ein. Eine [[Endlager_Tammiku#Daten_der_Anlage|standardisierte box am ende des artikels]] wäre auch wünschenswert. Sollen wir es wie in der [[Liste von Endlagern]] machen? Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:14, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
:Ich schaue da morgen mal drüber. Das P können wir ja durch ein B ersetzen. Mal sehen, solange die Infobox nur relativ rar in Verwendung ist, ist das kein Problem. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:25, 11. Feb. 2013 (CET)<br />
<br />
== [[Kernkraftwerk Leningrad]] ==<br />
Moin! Prima artikel, nur zwei sachen:<br />
* „''Am 30. August 2009 wurde im dritten Block an einen der Sammler hinter den Pumpen zu den Headern.''“ Der Satz steht alleine. Vlt kannst du ihn mit den anderen verknüpfen? xD<br />
* „''Der erste Block hat allerdings im Gegensatz zu den anderen Reaktoren den Vorteil, dass die Auslegung des Kerns und der Neutronenphysik dazu geeignet ist Isotope zu bestrahlen,[88] so unter anderen durch Strahlung dotiertes Silizium, dass in Elektronikgeräten seinen Einsatz findet.''“ so gemeint?<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:25, 14. Feb. 2013 (CET) <small>PS: [[Vorlage:Bereits gewusst]] ruft schon: „Gib's mir! Gib's mir!“ - wer kann da wiederstehen? xD</small><br />
:Danke dir, den ersten Satz habe ich ausgebessert. Der zweite Satz müsste so passen. Das Kernkraftwerk Leningrad bietet noch eine ganze Seite zur Isotopenerzeugung und Bestrahlung an. Das werde ich wohl noch einarbeiten, auch Details zu den Modernisierungen und die Verwendung von Systemen des MKER-1000. Was sollen wir denn der Vorlage geben um sie zu bändigen? :D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:30, 14. Feb. 2013 (CET)<br />
::hmm...die Größe (größtes der welt, erster 1000 MW, usw), oder die bedeutung für die RBMK-1000 baulinie, zb durch das computergestützte Kontrollsystem? irgendwas in der art. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:34, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::Das kann man ja alles etwas integrieren, ich fertige da mal was an. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:27, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
::::umgotteswillen! Der ganze artikel, zusammengestaucht auf einen Teaser xD! Spaß. Übrigens: [[Kernkraftwerk#Planung|Anti-Nuklear]] schreibt sich als adjektiv klein. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:51, 15. Feb. 2013 (CET)<br />
:::::Neja, soll ja anregen, im Artikel sind ja noch mehr Fakten, Insbesondere die Störung von 1975 ist wichtig, da es ein Vorläufer des Unfalls in Tschernobyl war. Apropos: um das zu vereinheitlichen, Fukushima und Tschernobyl lieber als ''Katastrophe'', ''Nuklearkatastrophe'' (was ich am wenigsten bevorzuge) oder einfach ''Reaktorunfall'' oder eher ''Reaktorunglück''? Danke für den Hinweis, habe es verbessert. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 15. Feb. 2013 (CET)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Baschkirien&diff=5396Kernkraftwerk Baschkirien2013-02-11T07:56:34Z<p>10.0.1.47: /* Geschichte */ Anm.</p>
<hr />
<div>{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Russland<br />
|REGION =Baschkortostan<br />
|ORT =Agidel<br />
|LAT =55.884129<br />
|LON =53.991702<br />
|EIGENTÜMER =OJSC Rosenergoatom Konzern<br />
|BETREIBER =OJSC Rosenergoatom Konzern<br />
|V-JAHR =<br />
|PS-JAHR =<br />
|PC-JAHR =<br />
|BS-JAHR =<br />
|BC-JAHR =1993<br />
|R-PST_AZ =<br />
|R-PST_MW =<br />
|R-PCC_AZ =2<br />
|R-PCC_MW =2000<br />
|R-BST_AZ =<br />
|R-BST_MW =<br />
|R-BCC_AZ =2<br />
|R-BCC_MW =2000<br />
|DUALNUTZEN =FW<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Baschkirien''' (russisch Башкирская АЭС {{Audio|Ru-Башкирская АЭС.ogg}}, kurz БашАЭС, deutsch ''BaschAES'') sollte nahe der Stadt Agidel entstehen in der autonomen Republik Baschkortostan. Der Bau der Anlage wurde nach einem Referendum storniert.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Mit dem Bau des ersten Reaktors wurde am ersten Januar 1983 begonnen.<ref name="Baschkir-1"/> Ein weiterer Block folgte am ersten Dezember 1983.<ref name="Baschkir-2"/> Seit 1988 gab es erste Proteste durch die Bevölkerung gegen die Anlage. Am 1990 verstärkte sich der Widerstand aus der Bevölkerung massiv. Auch seitens angesehener Ökonomen wurde vorgeführt, dass Alternativprojekte zum Kernkraftwerk Baschkirien weitaus wirtschaftlicher wären. Aufgrund der sich weiter anspannenden Proteste wurde am ersten März 1990 in der Großstadt Neftekamsk, die unweit des Kernkraftwerk liegt, ein Referendum abgehalten, bei dem sich 99&nbsp;% aller Stimmen gegen den weiteren Bau der Anlage aussprachen. Die Spitze erreichten die Proteste als es aufgrund des Kernkraftwerks am 30.&nbsp;August 1990 zu einer Baustellenblockade kam und am 10.&nbsp;September 1990 einen Generalstreik in Neftekamsk. nach einer lange andauernden Debatte verabschiedete die Regierung der autonomen Republik Baschkortostan im Dezember 1992 eine Resolution, die einen Stopp für das Projekt festlegt.<ref name="ISBN_0847678474">Charles K. Dodd: ''Industrial decision-making and high-risk technology: siting nuclear power facilities in the USSR''. In: Rowman & Littlefield, 1994 ISBN 0847678474</ref> Die endgültige Stornierung des Projekts fand am ersten Dezember 1993 statt, ebenso für zwei weitere angedachte Reaktoren.<ref name="Baschkir-1"/><ref name="Baschkir-2"/><ref name="Baschkir-3"/><ref name="Baschkir-4"/> Bis zu diesem Baustadium wurden bereits 800&nbsp;Millionen US-Dollar in das Projekt investiert, von denen alleine 550&nbsp;Millionen US-Dollar zur Errichtung der Stadt Agidel verwendet wurden.<ref name="NTI"/><br />
<br />
Im Frühjahr 2002 haben das russische Ministerium für Kernenergie und die Regierung der autonomen Republik übereingestimmt, den Bau des Kernkraftwerks Baschkiriern bis 2020 wieder aufzunehmen. Man erwartete, dass die Anlage das größte Kernkraftwerk in Russland sein werde. Zum Einsatz kommen sollen für die ersten beiden Blöcke wie im alten Projekt zwei [[WWER|WWER-1000/320]].<ref name="NTI">Nuclear Threat Initiative: ''Russia: Nuclear Power Developments''. ([http://www.nti.org/db/nisprofs/russia/reactor/power/gendevs.htm Online-Version])</ref> Für die Blöcke drei und vier sollten WWER-1500 zum Einsatz kommen, beide Reaktoren als Pilotanlagen.<ref name="TH-eng">Heating and Ventilating Research Association, Great Britain. Dept. of Scientific and Industrial Research: ''Thermal engineering, Band 50,Ausgaben 1-6''. Pergamon Press, 2003.</ref> Der schnellste Zeitplan sah eine Inbetriebnahme bis zum Jahr 2010 vor bei Kosten in Höhe von 750&nbsp;Millionen US-Dollar. Es sei insgesamt preiswerter den alten Reaktor zu errichten als einen neuen Block zu errichten, da die Kosten hier bei rund einer Milliarde US-Dollar liegen würden. Das Geld hierfür soll hauptsächlich aus dem Föderalen Haushalt kommen, weitere 500&nbsp;Millionen US-Dollar kommen von der Regierung Baschkortostans selber für die Inbetriebnahme des Reaktors. Die Regierung hatte bereits 500&nbsp;Millionen US-Dollar für das Gießen der Fundamente des ersten und dritten Blocks bereitgestellt. Während der Errichtung sollten 14.000&nbsp;Bauarbeiter am Kernkraftwerk beschäftigt sein, der erste Reaktor alleine sollte im Betrieb 5000&nbsp;Arbeitsplätze bieten.<ref name="NTI"/> Erwartungen aus dem Jahre 2005 rechneten mit einer Inbetriebnahme des ersten Reaktors nicht vor 2012 und des zweiten nicht vor 2014. Bis zu diesem Zeitpunkt wurde der Bau nicht einmal reaktiviert.<ref>OECD Nuclear Energy Agency, International Atomic Energy Agency: ''Uranium 2005: resources, production, and demand : a joint report''. OECD Publishing, 2006. ISBN 9264024263.</ref><br />
<br />
Im Oktober 2006 kündigte Rosatom ein Föderales Zielprogramm zur Entwicklung der Kernenergie von 2010 bis 2015 und 2020 an,<ref>World Nuclear Assocaiton: ''Nuclear Power in Russia''. (Abgerufen am 16. Februar 2011) ([http://world-nuclear.org/info/inf45.html Online-Version])</ref> in dem das Kernkraftwerk in den aktuellen Planungen bis 2020 nicht mehr auftaucht.<ref>AtomInfo: ''Russian government approved a General plan of power industry objects placement till 2020''. ([http://www.atominfo.ru/en/news/e0243.htm Online-Version])</ref> Im Bauprogramm bis 2030 wird allerdings der Bau von zwei Reaktoren in Aussicht gestellt.<br />
<br />
== Technische Details ==<br />
Das Kernkraftwerk Baschkirien sollte vier Reaktoren vom Typ WWER-1000/320 bekommen.<ref>Organisation for Economic Co-operation and Development, International Energy Agency: ''Energy policies of the Russian Federation: 1995 survey, Seite 75''. OECD, 1995.</ref> Kurze Zeit wurde für die Reaktoren 3 und 4 [[WWER-1500]] angedacht, die jedoch nur in der Planungsphase blieben.<ref name="TH-eng"/> Die Leistung jedes Reaktors sollte 1000&nbsp;MW brutto und 950&nbsp;MW netto betragen.<ref name="Baschkir-1"/><ref name="Baschkir-2"/><ref name="Baschkir-3"/><ref name="Baschkir-4"/> Neben Elektrizität sollte die Anlage auch [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] für die Stadt Neftekamsk ausspeisen.<ref>V.L. Losev, M.V. Sigal, G.E. Soldatov: ''Nuclear district heating in CMEA countries''. IAEA Bulletin, 3/1989. ([http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull313/31304794649.pdf Online-Version])</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Baschkirien sollte aus vier Reaktoren bestehen, von denen bei zwei Reaktoren der Bau storniert wurde. Für zwei weitere Reaktoren wurden die Pläne storniert.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Baschkir-1<ref name="Baschkir-1">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=60 „Nuclear Power Reactor Details - BASHKIR-1“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | [[WWER|WWER-1000/320]]<br />
| align="right" | 950&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1000&nbsp;MW<br />
| align="right" | 01.01.1983<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 01.12.1993 storniert<br />
|-<br />
| Baschkir-2<ref name="Baschkir-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=85 „Nuclear Power Reactor Details - BASHKIR-2“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/320<br />
| align="right" | 950&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1000&nbsp;MW<br />
| align="right" | 01.12.1983<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 01.12.1993 storniert<br />
|-<br />
| Baschkir-3<ref name="Baschkir-3">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=86 „Nuclear Power Reactor Details - BASHKIR-3“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/320<br />
| align="right" | 950&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1000&nbsp;MW<br />
| align="center" colspan="4" | Planungen am 01.12.1993 storniert<br />
|-<br />
| Baschkir-4<ref name="Baschkir-4">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=87 „Nuclear Power Reactor Details - BASHKIR-4“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/320<br />
| align="right" | 950&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1000&nbsp;MW<br />
| align="center" colspan="4" | Planungen storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Russland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Russland|Baschkirien]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Baschkirien]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1980er Jahren|Baschkirien]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk an der Wolga|Baschkirien]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Yangjiang&diff=5206Yangjiang2013-01-31T17:29:05Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung auf Kernkraftwerk Yangjiang erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Kernkraftwerk Yangjiang]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Phuoc_Dinh&diff=5114Phuoc Dinh2013-01-29T13:09:11Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung auf Kernkraftwerk Phước Dinh erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Kernkraftwerk Phước Dinh]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Bellefonte&diff=4642Bellefonte2012-12-29T14:29:55Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung auf Kernkraftwerk Bellefonte erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Kernkraftwerk Bellefonte]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:Segelboot&diff=4038Benutzer Diskussion:Segelboot2012-10-12T12:48:40Z<p>10.0.1.47: /* Der Kernreaktor und seine Freunde */ aw</p>
<hr />
<div>== SCWR ==<br />
<br />
Hey, habe noch etwas gefunden, was eventuell unter die vierte Generation fallen könnte. Und zwar gab es 1972 einmal das Konzept des RBMK-SKD, der ebenfalls ein überkritischer Leichtwasserreaktor war. Das fortgeschrittene Projekt heute ist der RBMK-PU, der allerdings waffenfähiges Plutonium für den Betrieb verwendet. Mehr oder weniger ist das die aktuellste Weiterentwicklung des RBMK und RBMKP. Vielleicht sollte man den noch erwähnen? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:11, 9. Mai 2012 (CEST)<br />
:interessant. vermutlich war das konzept dem CANDU-SCWR ähnlich, dh druckröhrenreaktor mit überkritischen wasser? das problem bei dem gen iv gelaber ist, das es quasi ex officio definiert wurde. ein rbmk-skd ist zwar superkritisch, aber damals gab es die gen iv idee noch nicht. das war auch bei dem THTR-300 so. Niemand würde die anlage als gen iv bezeichen, nur weil sie einen kugelhaufen und TRISO-brennstoff verwendete. Für die russische SCWR entwicklung (zb WWER-1700/393) ist der gedankenschritt sicher interessant, ich würde aber das gen 4 kriterium nur auf anlagen begrenzen, welche >2030 erscheinen bzw in der fachliteratur als gen iv bezeichnet werden. Solange nicht sicher ist, das der RBMK-PU gebaut wird würde ich mich hier zurückhalten, sonst hat man nur eine konzeptliste. Die gedankenspiele sollten wir aber bei Generation III erwähnen, dafür brauch ich sowiso noch deine hilfe. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:56, 10. Mai 2012 (CEST)<br />
:: Nagut, der RBMK-PU ist ein Projekt, dessen Realisierung tatsächlich fraglich ist, während für den WWER-1700/393 aufgrund der Forschung eine Anlage sicher sein wird. Zumindest habe ich schon so halb die Vorgeschichte recherchiert, denn tatsächlich hat man sich mit der Entwicklung solcher Reaktoren in der UdSSR seit 1984 beschäftigt im Rahmen des BPWER-Programms (nicht zu verwechseln mit dem sowjetischen WPBER-Programm für sicherheitstechnisch fortschrittliche Wasserreaktoren) für hocheffiziente Reaktoren mit überkritischen Eigenschaften, die ebenfalls als Siedewasserreaktoren unter der WWER-Linie entwickelt wurden, so unter anderem der WWER-1500/358, der beispielsweise bereits Eigenschaften aufwies die einem Brutreaktor nahe kamen. Im Bezug zu Generation III oder III+ oder auch III++ ist das alles so eine Sache und schwer Einschätzbar. Auch im Bezug auf Generation IV übernimmt die IAEA nicht mal in die Beschreibung der fortschrittlichen Reaktordesigns im [http://aris.iaea.org/ARIS/reactors.cgi ARIS] die genaue Generation. Das liegt wohl daran, dass die Hersteller auf Einschätzungen des Reaktordesigns eine Generation festlegen. Bestes Beispiel ist der EPR, der 1998 als Generation III-Modell auf dem Markt kam, jedoch nach der Überarbeitung der Leistungsmerkmale 2001 bis 2003 ohne direkte Designverbesserungen als Generation III+ geführt wird, wohl durch die dadurch verbesserten Betriebswirtschaft, da im Basismodell mit 1450&nbsp;MW die Anlage genauso wirtschaftlich gewesen wäre wie ein Reaktor der zweiten Generation bei höheren Baukosten. Ich bin nur wenigstens froh, dass das mit den Evolutionär, Fortgeschritten oder Innovativ [http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_936_web.pdf eindeutig festgelegt] ist. Mal sehen, es gab bei der IAEA mal ein Dokument, das ich leider nicht wieder finde, über die Anforderungen der verschiedenen Generationen. Dadurch würde zumindest die Einordnung leichter fallen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:15, 11. Mai 2012 (CEST)<br />
::: sowas: [http://www.iaea.org/INPRO/1st_Dialogue_Forum/22-Misak.pdf das] und [http://www.pnra.org/NSAP%20Seminar/Presentations/Session-5/Bajs_BE%20Tools%20for%20NewReactorDesigns.pdf das]? Der gravierendste unterschied ist sicher "Safety systems designed to cope with a set of DBAs" vs "Systems for mitigation of severe accidents". ich hatte schonmal irschendwo jelesen, dass das prinzip des auslegungsstörfalles in die tonne getreten wurde. Deshalb ist zb ein LOCA bei EPR auch wurst (kein funktionsunterschied in der wärmeabfuhr), sowie eine verlust der hauptwärmesenke (HWS) beim ESBWR oder AP1000 ziemlich egal ist. Interessant auch [http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/RadioPDF/Generation-IV-RDDD-GVG-June08.pdf hier]: ''It is worth recalling the role of the “European Utility Requirement” 11/EUR/ association (created in 1991) in this potential re-deployment. The EUR association includes 12 utilities, namely: British Energy (UK), Suez – Tractebel (BE), Electricité de France (FR), NRG (NL), IBERDROLA (ES), VGB PowerTech (DE), SOGIN (IT), Vattenfall (SE), TVO and FORTUM (FI), Swissnuclear (CH) and Rosenergoatom (RF). They bring together the major electricity producers in Europe with the aim to harmonise design targets and to fix the technical specifications for evolutionary LWRs, that is: Generation III.'' Soweit ich mich entsinnen kann (ohne quelle zur hand) wurden auch die karenzzeiten festgelegt: 30 min ohne operatoreingriff, 12 h ohne venting, 72 h ohne HWS. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:15, 12. Mai 2012 (CEST)<br />
::::Nein, so etwas nicht, ich suche genauer ein Textdokument der IAEA selbst, das was du verlinkt hast sind Präsentationen, die sind mir persönlich für die Nutzung als Quellenangaben nur bedingt geeignet, da diese Dokumente oftmals von Länderverwaltungen ausgegeben werden oder gar von externen Personen. Dass der Auslegungsunfall in der Auslegungsbasis mehr oder weniger weggelassen wird finde ich schade. Die European Utility Requirements sind hinsichtlich der EU-Zulassung durchaus hilfreich, die Vorgaben werden aber immer noch von den Unternehmen vorgenommen. So erfüllen Werke die aufgrund ihrer Eignung für die Unternehmen die EUR-Vorgaben, allerdings oftmals nicht den sicherheitstechnischen Stand der einzelnen Länder. Beispielhaft ist der MIR.1200 oder das Basis-Modell AES-2006 mit WWER-1200/491, dass zwar die EUR-Bestimmungen erfüllt, auch hinsichtlich einer Selbstregelung des Systems von 24 Stunden, passive Kühlung über 72 Stunden ohne Eingriff des Operators und erst nach 72 Stunden nach heißlaufen des passiven Kühlsystems ein Venting nötig ist, jedoch technische Modifikationen verlangt hat, sodass der Reaktor als MIR.1200 auch in Tschechien Genehmigungsfähig ist, neben Systemmodifikationen besitzt der Reaktor auch dickere Containments, etc. Die EUR-Anforderungen mögen zwar Leitlinien sein, aber mehr nicht. So zumindest meine Meinung! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:28, 12. Mai 2012 (CEST)<br />
::::: stimmt, als leitlinien sind sie gut geeignet. mehr wird auch schwer sein, da die anlagen sehr verschieden sind. passive systeme und vorkehrungen bei kernschmelzunfällen haben aber alle....wenn auch bei manchen sehr rudimentär, zb APR-1400 und APWR, wo nur die reaktorgrube geflutet wird. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:58, 12. Mai 2012 (CEST)<br />
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== Kernkraftwerke Haftung ==<br />
<br />
Da ich mich wegen Buschehr mal wieder in einer Diskussion etwas im rechtlichen Wesen eingearbeitet hatte bzgl. Genfer Konvention und Angriffe auf nukleare Anlagen fiel mir auf, was ich damals auch verschwitzt hatte, die Haftungen einzuarbeiten bei einem etwaigen Unfall, dazu gehörend das [http://www.parlament.gv.at/PAKT/VHG/XXIII/III/III_00156/fnameorig_112824.html Pariser Protokoll] von 1960 und das [http://untreaty.un.org/ilc/texts/instruments/english/conventions/9_2_1963.pdf Wiener Übereinkommen] von 1963. Was dagegen wenn ich einen Entwurf unter [[Benutzer:TZV/Schreibtafel]] als Entwurf aufsetze, auch im Bezug auf Haftungssummen eine Tabelle anlege? Wenn du noch Infos zu hast, dann liste sie auf damit ich es mal durcharbeiten kann. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:57, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
:als ergänzung zum artikel KKW? nur zu. Sonst fällt mir nur ein, das es noch [http://www.world-nuclear.org/info/inf67.html den] artikel gibt. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:10, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
::Okay. Ich setze mal den Entwurf im Laufe des Wochenendes auf. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:13, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
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== Der Kernreaktor und seine Freunde ==<br />
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hehe, die lust weniger. Wir sollten vorher sowiso noch abklären, was in welchen artikel kommt<br />
*[[Kernschmelze]] für<br />
** die details wenns chremig wird, dh chronologischer ablauf bei LWR<br />
** das problem der nachzerfallswärme, darauf aufbauend<br />
***kernschmelze als Ziel, dh T_schmelz niedrig und gut isoliert: flüssigkernreaktoren und das problem das ein fester kern hier die anlage schrotten kann<br />
***Kernschmelze als Unfall, T_schmelz moderat und irrelevante isolation u leistundsdichte, festkernreaktor als unfallbeispiel<br />
***Kernschmelze als Unmöglichkeit, T_schmelz sehr hoch und schlechte isolation (gute wärmeabfohr durch die wände) u geringe leistungsdichte, Kugelhaufen als beispiel<br />
**liste mit kernschmelzen u häufigkeit<br />
*[[Nachzerfallswärme]] für<br />
**warumdas<br />
**beschreibung durch formeln und grafiken<br />
**erklärung des zusammenhanges nachkühlung-abklingbecken-trockenlagerung-endlagerung als prozess sich ständig verschlechternder wärmeabfuhr, in korrelation zur nachlassenden nachzerfallswärme. Hier rechnungen aufzusetzen wird mies, obwohl ich die vorlesung Wärmeübertragungsintensivierung an der uni belegt hab xD<br />
*[[Kernspaltung]] für alle auftretenden physikalischen prozesse. Denkbar wäre hier auch der titel [[Reaktorphysik]], wobei ich den eher für die BKL auf K-spaltung und K-fusion freihalten würde. Dh wirkungsquerschnitt, kritikalität, physikbuch, formeln. Herleitung und rechenbeispiele<br />
Dieser sinnlose Kommentar wurde als Beispiel hineingequetscht --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:34, 2. Okt. 2012 (CEST) <br />
* [[Spaltprodukt]] für den fission yield der entsprechenden Atome. Die IAEA hat dafür glaub ich datenbanken. Th, U sollten auf jeden fall mit ihrem yield in tabellenform rein, sowohl als schnelle direktspaltung und als thermische brutspaltung U, Pu. Vlt auch was zu Minore Aktinide wie Cu, Am, usw. Es wäre geil, wenn man die nachzerfallswärme auf basis des fission yield im artikel herbeirechen oder zumindest abschätzen könnte, dürfte aber mies werden.<br />
*[[Kernreaktor]] für den grundsätzlichen aufbau, statt physik wie oben eher ingenieurskunst. Alternativ auch BKL auf Kernfissionsreaktor und Kernfusionsreaktor. <br />
**hier sollten die roten stellen des [[Portal:Reaktortechnik]] aufgefüllt werden. Das dumme ist das manche anlagen wie flüssigsalzdingsbums nicht alle systeme haben. Trotzdem sollte hier kerngerüst, biologischer schild, Reaktordruckbehälter, brennstäbe usw rein. könnte eher ein übersichtsartikel werden, mit optimierungspotential und grenzen für einzelne designs, grafiken für leistungddichte etc <br />
*[[Kernbrennstoff]] wie bereits oben auf deiner disk-seite erwähnt ähnlich [http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_fuel Nuclear_fuel], also eher chemisch und geometrisch betrachtet, ohne rtg usw<br />
*[[Uran]] als BKL zwischen [[Uranförderung]] und [[Kernbrennstoff]]. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten<br />
*[[Plutonium]] als BKL zwischen [[WAA]] und [[Kernbrennstoff]]. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten<br />
*[[Thorium]] als BKL zwischen [[Thoriumförderung]] und [[Kernbrennstoff]]. Es sei denn du hast lust, auch einzelne elemente näher zu beleuchten<br />
*Eine [[Liste der Reaktorbauarten]] oder -Reaktortypen oder wieauchimmer, mit allen denkbaren bauweisen. Zb Organisch gekühlt, gaskern usw ein endloses spiel. Quasi die XXL-version von dem, was du mit abkürzungen schon [[Liste_der_kernkraftwerke#Erkl.C3.A4rung|hier]] angeschnitten hast<br />
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Prinzipiell bin ich ein freund des aufteilens zwischen physikalischen dingen (zb spaltquerschnitt) und ingenieurslösungen (zb der RDB mit internals). Deshlab denke ich an eine BKL von Reaktorphysik auf K-spaltung und K-fusion, und von Kernreaktor auf Kernfissionsreaktor und Kernfusionsreaktor.<br />
<br />
Wenn du kommentare zu dem obigen gelaber hast oder ergänzugen, quetsch es einfach dazwischen, sodass jeder fall separat diskutiert werden kann. Sonst geht wohl die übersicht verloren, wenn man später auf 75 cm text die themen zusammensuchen muss. Gruß vom auch im RL gut ausgelasteten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:34, 2. Okt. 2012 (CEST)<br />
:Also soweit bin ich da mit dir voll überein. Die Elemente wollte ich teilweise schon näher beleuchten, da kenne ich aber jemanden, der sich damit sehr gut auskennt, vielleicht hat er ja Lust, ich frage ihn mal. Die Bezeichnung ''Kernfissionreaktor'' würde ich außen vorlassen, denn das ist Denglisch und so in keiner deutschen Fachliteratur gängig. Der Begriff entstammte gegen Ende der 1970er Anfang der 1980er vornehmlich aus dem Grünenjargon aus schlechten Übersetzungen aus dem Englischen. Solange das [http://www.duden.de/suchen/dudenonline/kernfission nicht im Duden vorkommt], sehe ich keinerlei Handlungsbedarf diesen Begriff auch nur irgendwo einzuführen. Vielleicht bin ich hier auch ein Verfechter der deutschen Grammatik (wenn man von meinen Rechtschreibfehler absieht...*lalalal*) aber hier sollte man von den Begriffen doch korrekt bleiben. :) Liste der Reaktorbaurten ist zu ungenau. Die Bauart gibt ja an ob ein Reaktor als Druckbehälter, mit Druckröhren oder sonst wie ausgelegt ist. Du meinst den Reaktortyp, sprich ob es ein Leichtwasserreaktor, Schwerwasserreaktor, usw. ist. Vielleicht könnte man da eine Zusammenfassung im Artikel [[Kernreaktor]] vornehmen hinsichtlich der Bauarten und Typen. Es gibt zwar einige, aber so viele Typen gibt es gar nicht, die Liste würde sehr Überschaubar bleiben - zumindest wenn man von den Leistungsreaktoren ausgeht. Die Forschungsreaktoren und andere Reaktoren für andere Zwecke darf man nicht vergessen. Beispielhaft der [http://www.sueddeutsche.de/wirtschaft/jahrzehntelang-geheim-kodak-versteckte-atomreaktor-im-keller-1.1356796 Reaktor von Kodak], um mal was außergewöhnliches zu nennen! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:20, 2. Okt. 2012 (CEST)<br />
::schön. Ich würde trotzdem eine aufteilung zwischen physik und konstruktion vornehmen. Ich weiß, es heißt korrekt [http://wiki.grs.de/index.php/Kernreaktor Kernspaltungsreaktor]. Dann eben von Kernreaktor auf Kernspaltungsreaktor und Kernfusionsreaktor eine BKL machen. Bei der Liste der Reaktortypen würde ich grundsätzlich alles reinpacken was möglich ist, und schon man angedacht oder verwirklicht wurde. Allein bei den flüssigkernanlagen gibt es mit den AHR, MSR und LMFR schon drei wesentliche bauarten, welche sich auch in den sekundärkreisläufen und der kühlung unterscheiden können. Und ein sieder kann auch mit natrium, quecksilber oder wasser arbeiten. Da wäre eine liste mit kurzbeschreibung sicher nich verkehrt. Gruß --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:14, 2. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::Neja, ich schreibe jetzt schnell noch [[Kernkraftwerk Ōma|die alte Oma]] fertig, wo legen wir dann los? ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:13, 3. Okt. 2012 (CEST)<br />
::::Mann bist du motiviert, und das an einem feiertag...ich schlage vor das du hier auf einer konzeptseite mal mit [[Kernspaltungsreaktor]] anfängst. Da kann ich am wenigsten zu beitragen, außer mit meinen deutschkennTnißßeN xD. Als nächstes stand auf meinen Ein-Jahres-Plan eigentlich die [[Konversion]] Yellowcake -> Hex bzw HEX -> Yellowcake (UO2). Mein ursprünglicher plan dat janze in [[Anreicherung]] zu packen (oder U-Anreicherung, was aber etw kurzsichtig wäre, da auch kernfusion Lithium-Anreicherung benötigt und die nuklearmedizin isotope anreichert) habe ich aus gründen der zweckmäßigkeit fallen gelassen. Kernschmelze, Nachzerfallswärme, Spaltprodukt und Kernbrennstoff trau ich mir noch zu, spätestens bei [[Kernspaltung]] ist aber eine "Fusion der Fähigkeiten" nötig, und bei dingen wie [[Containment]] weißt du sicher mehr als ich. Geschickt wäre wie gesagt eine art schmierblatt in der nucleopedia wo wir beide editieren können und uns auf der disk-seite absprechen, da du nicht in der ökopedia auf meiner seite editieren kannst. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:54, 3. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::::Neja, Motiviert... das sind Arbeiten die ich nebenbei erledige. Wenn ich wirklich keine Motivation habe, dann kommen solche Artikel raus wie [[Kernkraftwerk Fangchenggang]]! :D Okay, ich Arbeite da was bei mir auf der [[Benutzer:TZV/Spielwiese 1|Spielwiese&nbsp;1]] aus, den DE-Artikel werde ich solange auf meinem PC archivieren. Containment habe ich mich einige Zeit sehr intensiv herein gearbeitet, reizt mich auch aktuell, da die ja in Crystal River durch ihre geniale Idee, ein Loch in das Gebäude zu scheniden um die Dampferzeuger zu tauschen. Jetzt steht das Teil kurz vor dem Kolapps weil die Spannseile des Spannbetons nachgeben. Kosten liegen jetzt schon bei Reparatur bei geschätzten 1,5&nbsp;Milliarden US-Dollar, jetzt ist die Frage: Stilllegen oder doch Reparieren? ;) Rechnerisch können die die Kosten keinesfalls amortisieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:23, 3. Okt. 2012 (CEST)<br />
::::::lol lege doch ne Spielwiese X an. Dann musst du den artikel nich aufn PC setzen. Crystal River hab ich mitgekriegt. Mein erster gedanke war: Schrottpresse + neubauen. Dann hat man 60 jahre was davon, statt 1,5-3,5 Mrd für maximal noch 20 jahre betrieb auszugeben. So hätte man bei 20 jahren abschreibung ca $ 1,7 ct/kWh zusatzkosten, bei 3,5 Mrd wären es sogar $ 4 ct/kWh. Wenn die anlage vorher brav für 5 ct/kWh 20 jahre lang eingespeist hat und ab 1997 mit 2 ct/kWh liegt sie heute bei ca. 3,7 ct/kWh LCOE. Das war ein griff ins klo, ein kohlekraftwerk wäre wirtschaftlicher gewesen. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:47, 3. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::::::Ja schon, aber ich denke das ist die einfachste Lösung, wenn ich jetzt mal über die Artikelruinen auf den anderen Spielwiesen, inklusive [[Benutzer:TZV/ChAES]] nachdenke, ohne am Schluss noch mehr Seiten zum Abstellen in Anspruch zunehmen. So gesehen bleibt die Version eh erhalten! ;) Ein Kohlekraftwerk steht ja neben Crystal River. Übrigens ist direkt nördlich der Anlage das [[Kernkraftwerk Levy]] geplant - aber aktuell vor dem Planungsstopp. :/ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:54, 3. Okt. 2012 (CEST)<br />
[[Benutzer:TZV/Spielwiese 1|Die Basis]] sollte doch so okay sein, oder wie siehst du das? Hast du noch mehr Punkte zum Einfügen? - wenn ja dann füge sie ein. Wenn man schon fachlich sein will, dann bleibt es trotzdem bei Kernreaktor für die Spaltung und Thermonuklearer Reaktor für die Fusion! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:07, 4. Okt. 2012 (CEST)<br />
:Ich halte die GRS durchaus für fachlich kompetent. Da es in der vergangenheit nur spaltungsreaktoren gab liegt die versuchung nahe, kernreaktor pauschal mit spaltung zu assoziieren. Ich würde mich deshalb freuen, wenn du die oben genannte aufteilung beibehalten würdest. Der begriff ''Thermonuklearer Reaktor'' stammt wohl vom ITER, auch thermonukleare waffen beziehen einen teil ihrer energie aus kernfusionsprozessen. Es handelt ich aber um ein leerwort, da therme (=lat. warm) und nucleus (=lat. kern). Die Aufteilung in Kernspaltungsreaktor und Kernfusionsreaktor ist da wesentlich griffiger und naheliegender und wird, wie bereits gesagt, auch vom GRS verwendet. Und wer nach kernfusion sucht wird mit sicherheit nicht "Thermonuklearer Reaktor" in die tastatur hacken.<br />
<br />
:Beim Artikel verstehe ich net ganz was du mit der aufteilung zwischen "offen" und "geschlossen" meinst. Prinzipiell sollte der artikel "Kernspaltungsreaktor" (hähä) grundlagen vermittel, sowohl physikalisch, als auch ingenieurstechnisch. Man(n) sollte sich deshalb auf den kleinsten gemeinsamen <s>spalter</s> nenner verständigen, ohne dem artikel KKW oder [[Forschungsreaktor]] die popel aus der nase zu ziehen. Zb durch:<br />
<br />
*Geschischte vileischt was zu?<br />
*Aufbau<br />
**Kern <br />
***Kernspaltung, aufbau und moderation, sp-produkte<br />
***Steuerung, anfahren, abfahren (stäbchen, moderator, thermische expansion d B-stoffs)<br />
**Wärmeabfuhr/kühlung <br />
***leistungsreaktor, kreisläufe, notkühlung (rankine, brayton)<br />
***nulleistungreaktor, naturreaktor (dissipation von wärme durch die struktur)<br />
**Abschirmung<br />
*Nutzen<br />
**Energiegewinnung (Strom, wärme, Antrieb)<br />
**Forschungsreaktor (Wissen, medizin)<br />
*Klassifizierung von Kernreaktoren (blabla, vlt zur liste verlinken, so wie [http://wiki.grs.de/index.php/Kernreaktor#Klassifizierung_von_Kernreaktoren hier], oben als Liste der Reaktortypen) <br />
<br />
ich weiß, ein artikel zum kernspaltungsreaktor (hahha) ist pekär, man kann alles oder nichts sagen. Vlt wäre es hilfreich einen MSR, LWR oder NatReaktor als blauen faden durch den text zu legen, um daran beispielhaft die einzelnen komponenten zu erläutern (brennstäbe, wasser bzw die zusammensetzung des salzes, der grafitkern etc [http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor_core]). Details wie [http://en.wikipedia.org/wiki/Neutron_moderator hier] mit rechnung u zahlen sollten sowiso in den artikel Kernspaltung. Die tabelle [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt#nuc hier] darf sich dann auch nützlich machen. Gruß vom übermäßig kreaktiven [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:45, 4. Okt. 2012 (CEST)<br />
::Klar ist die GRS fachlich kompetent, das Wort kommt aber ebenso wenig im [http://www.duden.de/suchen/dudenonline/Kernspaltungsreaktor Duden] vor wie Kernfissionreaktor. Der Begriff thermonuklearer Reaktor stammte vom [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/12/12059.html Thesaurus der IAEA] der ich hinsichtlich so etwas noch mehr Kompetenz zuweise. Hierzu vielleicht noch die [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/8/8374.html Definition von Reaktoren]. Von Kernfusionsreaktor (hähä, haha? :D) würde ich eher eine Weiterleitung anlegen. Der Unterschied zwischen offen und geschlossen ist einfach: Ist es ein geschlossenes System oder arbeitet der Reaktor in einem offenen Becken ohne Abschluss. Ob wich ein Artikel Forschungsreaktor wirklich lohnt ist schwierig, denn dann müsste man noch einen Artikel für Produktionsreaktor oder Isotopenreaktor anlegen. Diese Anlagen dienen nicht zur Forschung aber zu anderen Zwecken. Gerade hier kann man gut den Unterschied zwischen Reaktoren, die wegen ihrer Strahlung in Betrieb sind von Leistungsreaktoren, die dazu optimiert sind möglichst viel thermische Leistung auszuspeisen, zu differenzieren. Auch wenn ich mit dem PRIS-Admin diverse Unterhaltungen habe differenziert er zwischen Leistungsreaktoren, Produktuionsreaktoren usw. Eigentlich müsste man in dem Artikel wirklich die einzelnen Reaktorbauarten behandeln, sprich Druckbehälter, Wasserbecken, Druckröhren, Pool... und deren Zweck bzw. Aufbau. Gerade die Brutreaktoren sind da inhaltlich interessant, vielleicht könnte man da noch den Artikel [[Kernfänger]] die RDB-Kernfänger der Brutreaktoren besser erläutern, kann kann man sich bei den Reaktoren sonst gänzlich auf den Aufbau verlassen. Gerade bei der Erklärung eines Reaktors kann man schwer einen Nenner überein bringen. Alternativ könnte man auch nur eine Übersichtsseite anlegen und LWR, HWR, etc. einzeln behandeln, was wohl im Endeffekt einfacher ist da sie sich baulich eher gleichen als wenn man alle Reaktoren einzeln erläutern müsste. Dann könnte man einfachster weise nur eine Übersicht schaffen was bei einen Isotopenreaktor, Leistungsreaktor, Produktionsreaktor oder Forschungsreaktor der Unterschied ist, was da am ehesten verbreitet ist und dann hat man das gröbste.!? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:27, 4. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::hmm das wort "Nutzen" könnte man durch "verwendung" ersetzen, und die unterkategorien "leistungsreaktor / Forschungsreaktor / Produktionsreaktor / Isotopenreaktor / Schulungs- bzw Unterrichtsreaktor / Naturreaktor" einsetzen, wenn sich eine unterscheidung lohnt. Und zu jedem ein paar warme sätze, und weiterleitungen. Die differenzierung zwischen offen und geschlossen halte ich für nicht hilfreich, da der FRM-II einen H2O kühlkreislauf verwendet, aber ein offenes D2O-moderatorbecken. Auch das D2O-Becken eines candu könnte theoretisch offen sein. <br />
<br />
:::ich würde bei dem artikel nicht zu sehr ins detail gehen, weil wie du schon gemerkt hast sind die dinger zu unterschiedlich. Der artikel sollte meiner meinung nach nur grundsätzliches beantworten, zb: Was ist ein kernreaktor? Wie funktioniert er? wie ist er aufgebaut? (grob nur, dh spaltmaterial, mglw moderator, regelung, wärmeabfuhr). Für was wird er verwendet? Die Details, zb wie der brennstoff aufgebaut ist muss dann eben in unterartikel. Zur besseren verständlichmachung würde sich eben ein beispielsystem anbieten, das sich als blauer faden durch den artikel zieht. Ob das ein naturreaktor ist oder ein salzschmelzesystem wäre dabei egal. So könnte man erst allgemein was zu dem thema sagen, dann die konkrete umsetzung im beispielsystem aufzeigen und noch ein paar warme worte fallen lassen, wie das woanders aussieht...ohne sich zu verkünsteln. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:02, 4. Okt. 2012 (CEST) <small>PS: Später werden sowiso unterartikel wie "Salzschmelzereaktor" oder "leichtwassereaktor" oder "Gasgekühlter Reaktor" nötig sein, um mehr in die details zu gehen</small><br />
::::Neja, ich setze das morgen so um. Im Bezug auf Thermonuklerar Reaktor/Fusionsreaktor lasse ich später wenn der Artikel zur Debatte steht noch mal mit mir reden, aber vorerst lege ich diesen Artikel als Kernreaktor an, später kann man ihn immer noch rücken. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:43, 4. Okt. 2012 (CEST)<br />
ok xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:46, 4. Okt. 2012 (CEST)<br />
:Sei gegrüßt, du, ich schiebe den Artikel noch mal, ich muss mich erst wieder in das Thema richtig einarbeiten und setzte erst mal um wieder etwas mehr in die Technik/Physik herein zukommen nen anderen Artikel auf. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:53, 8. Okt. 2012 (CEST)<br />
::kein problem, es gibt hier kein produktions-soll xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:21, 8. Okt. 2012 (CEST) PS: Um welchen artikel handelt es sich? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:21, 8. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::Neja schon, aber wenn man sich damit länger nicht mehr beschäftigt hatte... ;) Ich dachte da an die AP-Reihe mit den CAP. Sind so gesehen mehrere Artikel, sind sich aber faktisch gesehen alle ähnlich, wenn auch abweichend. Danke da komme ich in Technik und Physik wieder ganz gut rein. Abgesehen davon finde ich es interessant, dass China mittlerweile sogar nan CAP2100 plant mit tatsächlich 2100&nbsp;MW Leistung! :D Ich bin mir nur nicht sicher ob ich alle AP und CAP jeweils in einen Artikel packen soll oder alle Designs einzeln behandeln soll, zumal es da schon größere Unterschiede gibt. Alternativ habe ich auch überlegt den RBMK-Artikel zu vollenden. Was meinst du? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:25, 8. Okt. 2012 (CEST)<br />
::::hmm. Die reaktorserien abwr und ap600/1000/usw hatte ich mir eigentlich auf die lange bank gelegt, mit dem abwr irgendwann nächstes jahr. Die AP-serie hätte ich in AP1000 reingepackt, mit einem abschnitt "Versionen" analog zum epr. Die M310-serie kann man ja auch in cp0, cp1, und cp2, CPR-1000, usw unterteilen. Bei den russendesigns wirds schwerer, da hier leistung, baureihe und gebäude variieren. Wenn aber das standartdesign steht, zb aes-2006, sollte hier auch ein fetter artikel her um karenzzeiten, sicherheitstechnik, kreislaufsysteme usw näher zu beleuchten. Da gibt es eine schöne goldgrube [http://www.stuk.fi/ydinturvallisuus/ydinvoimalaitokset/uudet_laitosyksikot/en_GB/uudet_laitosyksikot/_files/83141798951583905/default/STUK_Fortum_PreliminarySafetyAssessment_plant_alternatives_appendix1.pdf]. Ich würde dir deshalb raten den RBMK-Artikel zu vollenden – schon aus eigeninteresse xD. Da der RBMK auch bei "Bereits gewusst" auftaucht, ergäbe sich hier eine zusätzliche motivation ;-). Ich kann auch mal zum spaltungsreakor was sehr grobes aufsetzten, vlt inspiriert es dich. Gruß vom die [[Kernschmelze]] begutachtenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:04, 8. Okt. 2012 (CEST)<br />
:::::Na okay, dann mache ich mich an den RBMK, der wird ja eh nochmal unterteilt in zwei Artikel, RBMK-1000 und RBMK-1500, denn die unterscheiden sich auch beträchtlich, sowohl konstruktiv, als auch von der Auslegung. AES-2006 kann man nicht so einfach einen Artikel drüber schreiben, da es mehrere Variationen gibt. AES-2006/91 (das im PDF behandelt wird), AES-2006/92 und AES-2006M. Letztlich ist das AES an sich nur die Hülle, sprich das Gebäude, das allerdings nur mit bestimmten Reaktorsystemen ausgestattet werden kann. Der Begriff ist aber sehr verallgemeinert. Deshalb sollten die Reaktorsysteme schon einzeln behandelt werden außerhalb des Gebäudes. Mehr oder weniger ist das AES-2006 nichts weiter als eine Ausstattung des entsprechenden Reaktorsystems als der Reaktor selber. Neja wenn du meinst, dass mich das grobe inspirieren könnte... ;) Versuchs doch ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:10, 8. Okt. 2012 (CEST)<br />
Soderle, der [[RBMK-1000]] ist soweit fertig, wie du gemerkt hast. Da ist zwar noch Potenzial nach oben hin, aber das gröbste mit einigen Details ist drinnen. Im Bezug auf die WWER, weil du ja wegen dem AES-2006 gesagt hast, habe ich dir mal eine Aufschlüsselung mit den Standard-Gebäuden zusammengestellt, zumindest hinsichtlich alle ab dem AST-500. Diese Aufschlüsselung ist auch auf ältere KKW's anwendbar, diese Gebäude haben aber keine direkte Bezeichnung. Schau dir es mal an und vergleiche mal, wie viele unterschiedliche Leistungen und Modelle unter AES-2006 fallen, wenn du das mal mit der [[Vorlage:Navigationsleiste WWER]] vergleichst. ;)<br />
{| class="prettytable"<br />
|-<br />
! AST-500<br />
! AES-U87<br />
! AES-88<br />
! AES-91<br />
! AES-92<br />
! AES-2006/91<br />
! AES-2006/92<br />
! AES-2006M<br />
! AES-2010<br />
|-<br />
| valign="top" | V2X1<br />
| valign="top" | V3X0<br />
| valign="top" | V3X2<br />
| valign="top" | V3X1<br/>V4X6<br/>V4X8<br />
| valign="top" | V3X2<br/>V4X0<br/>V4X2<br />(V3X2B)<br />
| valign="top" | V4X1<br />
| valign="top" | V3X2M<br />V4X8<br />
| valign="top" | V5X1<br />
| valign="top" | V5X0<br />
|-<br />
|}<br />
Übrigens ziehe ich kurz den Artikel über die Akadamik Lomonossow noch vor, da ich ansonsten nicht mehr in die Geschichte rein komme. Durch Insolvenz und Verkauf der baltischen Werke in Sankt Petersburg ist das ziemlich kompliziert geworden, zumal jetzt Spekulationen bestehen das Teil doch nicht in Wiljutschinsk sondern in Pewek anzulegen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 09:40, 12. Okt. 2012 (CEST)<br />
:lol ok. Ich meinte das standartmodell. Auch in Russland wird man wohl einen bestimmten typ x-mal bauen, analog zum abwr in jap, und nicht jedes modell als unikat. Mein gedanke war dieses standartmodell näher zu beleuchten. Wenn das ein WWER-1200/392M in AES-2006 ist, dann das. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:30, 12. Okt. 2012 (CEST)<br />
::Standardmodell gibt es so gesehen vom AES-2006 keines. Zumal das AES-2006-Standardmodell offiziell die V392M ist und die bereits von der V510, sprich dem AES-2010 ersetzt wurde. Die Sache ist eben, dass auch der WWER-1500 dem AES-2006 entspricht, der WWER-600 und der WWER-300. Man kann Ansicht in diesem Artikel nur das Gebäude und den Kraftwerksaufbau, sprich das Schema beleuchten, alles andere hat wenig mit Standard zu tun. Und dabei ist noch nicht mal die V491 beleuchtet, die faktisch auch im MIR.1200 zum Einsatz kommt. Das Gebäude selbst ist vom Aufbau her identisch, weshalb sich auch die Nummern gleichen, allerdings die Wandstärken anders ausgelegt sind und auch das Fundament umfangreicher ist um auch strengeren Vorschriften zu entsprechen. Mit dem ABWR oder dem EPR sind WWER hinsichtlich des Standardaufbaus nicht zu vergleichen. Zwar sind die Reaktorsysteme meisten ähnlich oder gar gleich (die zweite Ziffer der Versionsnummer), der rest unterscheidet sich aber schon. Die einzigen ABWR die bisher übrigens Baugleich sind, sind Kashiwazaki-Karwa 6 und 7. Alle anderen unterscheiden sich stark. Lediglich Visaginas wird vom Gebäude her genauso aussehen wie Ohma, allerdings mit weniger Systeme da die verbesserten Eigenschaften für MOX-Betrieb fehlen. Soviel zu baugleich, der Teufel liegt immer im Detail! ;) Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 14:48, 12. Okt. 2012 (CEST)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&diff=3842Benutzer Diskussion:TZV2012-09-30T13:49:39Z<p>10.0.1.47: /* Gedöns */ aw</p>
<hr />
<div>== Servus ==<br />
Weihen wir hier das ganze ein! ;D Und immer schön kompleks sein. Beste Grüße, [[Spezial:Beiträge/93.134.12.191|93.134.12.191]] 20:29, 15. Dez. 2011 (CET)<br />
: Natürlich ;D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:34, 15. Dez. 2011 (CET)<br />
<br />
== Mail Server ==<br />
<br />
Hallo,<br />
der Mailserver scheint noch nicht richtig eingerichtet zu sein, denn statt versandten E-Mails gibt es nach der Anmeldung nur eine Fehlermeldung:<br />
<pre>Nucleopedia konnte die Bestätigungs-E-Mail nicht an dich versenden. Bitte prüfe die E-Mail-Adresse auf ungültige Zeichen.<br />
<br />
Rückmeldung des Mailservers: Failed to connect to mailserver at "nucleopedia.org" port 25, verify your "SMTP" and "smtp_port" setting in php.ini or use ini_set() </pre><br />
Ansonsten noch viel Spaß,<br />
--[[Benutzer:Theaitetos|Theaitetos]] 00:54, 6. Feb. 2012 (CET)<br />
:Hallo Theaitetos, erst einmal will ich dich herzlich Willkommen in der Nucleopedia heißen! Ja, das Problem mit dem Mailserver war schon einmal einige Zeit lang, dachte aber das wäre gelöst. Jedenfalls danke ich dir für den Hinweis, ich werde mich darum kümmern. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:06, 6. Feb. 2012 (CET)<br />
<br />
== Frage ==<br />
danke für die ergänzung zum cepr. Ich bastel [http://de.wikipedia.org/w/index.php?title=Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier] grad einen artikel über das strahlenrisiko, was aber noch ne weile dauern wird. ich setz ihn dann hier rein wenn er fertig wird. ich hab dazu allerdings noch de frage an dich. wie sachlich hättest du es gerne? die piraten haben [http://wiki.piratenpartei.de/AG_Ausstiegskritische_Nuklearia hier] zb eine schöne seite, wo technik und anti-EEG so etwa 50-50 ausmachen. Horst Trummler - du kennst ihn vielleicht da er auf die KE-wiki verlinkte, als er seine homepage dichtmachte (so kam ich überhaupt auf die ke-wiki) - hatte zum beispiel wesentlich mehr polemik gegen das öko-zeug und grüne ängste auf seiner seite. die frage stellt sich, weil ich wissen muss, ob ich die ökologisierte Kinderkrebsstudie vom BfS reinpacken soll, die sich nur mit polemik ertragen lässt. Im prinzip is das auch nich notwendig, weil die RERF-daten [http://www.rerf.jp/radefx/late_e/leukemia.html bis 200 mGy durch alle altersgruppen] keinen anstieg zeigen. <br />
<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:56, 15. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
PS: Das zahlenspiel funzzt net, um links reinzusetzen<br />
<br />
: Hallo Segelboot, die Ergänzung zum CEPR ist leider sehr kurz, habe woanders noch gelesen, dass das Modell noch auch 1800 MW vergrößert werden soll, habe aber den Link verlegt. Wie du letztlich den Artikel auslegen möchtest ist dir weitestgehend frei gestellt. Solange entsprechende Fakten enthalten sind ist das denke ich relativ gut untermauert. Das was bisher drinnen steht sieht zumindest schon sehr gut aus! :) Die Seite der Piraten kenne ich, die ist ganz gut gestellt aber noch zu leicht angreifbar durch zweitklassige Argumente, beispielhaft auf der Diskussionsseite zu sehen. Die Seite von Horst Trummler kenne ich, ja, ihn persönlich zwar nicht fand aber die Beiträge super da sie sich zumindest weitestgehend objektiv mit solchen Öko-Thematiken. Finde es schade, dass die Seite dicht ist, habe aber gar nicht bemerkt, dass die Seite weiterleitet. Das mit der Studie vom BfS ist denke ich mal pauschal gesagt nicht notwendig. Das mit den Links habe ich nicht ganz verstanden, habe diese aber mal funktionsfähig gemacht. Vielleicht liegt ein Rechtefehler vor, da ich im Zusammenhang mit Spamtexten in der Nucleopedia vor kurzem wieder zu kämpfen hatte, aber anscheinend haben die Schritte Wirkung gezeigt. Ich schau mal was ich machen kann. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:40, 16. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::danke für deine prompte antwort. trummler leitete noch auf die ke-wiki weiter, die seite (bzw der querlink) existiert aber nichtmehr. Ein nebeneffekt ist aber noch zu sehen: wenn du bei google das wort "oekoreligion" oder "ökoreligion" eingibst, landet die nucleopedia an 2. stelle [https://www.google.de/search?q=%C3%B6koreligion&ie=utf-8&oe=utf-8&aq=t&rls=org.mozilla:de:official&client=firefox-a]<br />
<br />
::Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:00, 16. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::PS: leider wieder: ''„Deine Bearbeitung enthält neue externe Links. Zum Schutz vor automatisiertem Spam gib bitte die beiden folgenden Wörter in das folgende Feld ein: Input error: k: Format of site key was invalid “''<br />
<br />
:::Ist nur positiv, habe auch mittlerweile herausgefunden, dass einige Artikel auch vor der Wikipedia landen, meist sind diese aber auch wesentlich länger. Meistens sind die Suchbegriffe auch wesentlich komplexer. Im Vorteil sind wir aber heute, da im Kernkraftwerk Süd-Ukraine ein Transformator gebrannt hatte, aber alle Medien nur den begriff Juschnoukrainsk erwähnen, der im Wikipedia-Artikel nicht genannt wird. Habe jedenfalls das Linkproblem hoffentlich gelöst. Anscheinend hatte ich einen Schreibfehler drinnen, normalerweise sollte das Captcha nicht mehr bei automatisch bestätigten Benutzern kommen. Hoffe dass das jetzt so passt, sollten noch Probleme vorliegen, dann melde dich. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:40, 17. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
So, das wärs erstmal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Lies es dir bitte durch. Wenn du verbesserungsvorschläge hast immer her damit, auch unklarheiten u mögliche fehler geraderaus ansagen. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:54, 28. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Das sieht doch schon super aus, Fehler konnte ich auf den ersten Blick nicht finden, werde den Artikel aber noch einmal Lesen. Ich weiß nicht ob es in den Artikel gehört, aber aktuell gibt es Spekulationen, dass weniger Mädchen um Gorleben infolge der niedrigen ionisierenden Strahlung geboren werden. Vielleicht wäre in diesem Zusammenhang eine Studie die im Falle des [[Kernkraftwerk Hamaoka|Kernkraftwerks Hamaoka]] im Bezug auf Niedrigstrahlung während des Normalbetriebs vorgenommen wurde. Genauer meine ich ein Versuch mit Blumen, genaueres steht im Artikel. Ich habe mich damit nicht weiter großartig befasst, auch weil ich im Bezug auf Strahlung Wissenslücken habe und einiges nur flüchtig kenne. Schau dir mal das an was drinnen steht, vielleicht lohnt es sich ja hinsichtlich dieser Informationen weitere Ergebnisse hiervon in der Literatur zu suchen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:28, 28. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:: das einzig seriöse was ich dazu gefunden habe ist [http://www.journalarchive.jst.go.jp/english/jnlabstract_en.php?cdjournal=ggs1921&cdvol=47&noissue=6&startpage=411 das]. Die blümlein wurden hier mit 12mR/h bis 510mR/h bestrahlt. 1 R(öntgen) ist dabei etwa 0,01 Gy. Also 0,12 mGy/h bis 5,1 mGy/h, macht 1 Gy/a bis 44,6 Gy/a, eine sehr hohe dosis. Wenn ich nach "Dreimasterblumen Atomkraftwerk" bzw "- kernkraftwerk" google, kommt die nukleopedia und ein paar private wortspenden auf anderen internetseiten. Is wenig.<br />
<br />
:: Im übrigen gibt es keine wissenschaftliche erkentnis, das ionisierende strahlung das geschlechterverhältnis ändert. das war ganz am anfang mal in diskussion [http://www.rerf.jp/radefx/genetics_e/sexratio.html hier], spielt aber heute keine rolle mehr. Die kunst der linkspresse besteht nun darin irgendwelchen nonsens zu verbreiten, selbst wenn er erwiesenermaßen nichts mit atomstrahlung zu tun hat. hauptsache die leute glauben es, irgendwas bleibt immer hängen. zum beispiel: <br />
<br />
"Waldsterben und Atomkraftwerke: Der Geldregen aus Bonn für die Wissenschaft hatte seltsame Wirkungen. Einem Forscher gelang zum Beispiel 1984 das Kunststück, zwei der beliebtesten Presse-Horrorthemen zu verknüpfen: Dieser Professor Reichelt verortete das KKW Würgassen als Quelle der Waldvernichtung - das Medienecho war enorm. Als ihm der Forschungsbeirat Waldschäden bereits ein Jahr darauf Fehler über Fehler nachwies und seine These verwarf, nahm die Presse dies nicht zur Kenntnis."<br />
<br />
:: das ist in D normalzustand, ich ignoriere ihn für gewöhnlich. Aus solchen meldungen wächst der glaube, die wirkung niedriger dosen seit viel gefährlicher als bisher angeommen. Im nächsten schritt wird dann alles, von kopfschmerzen bis zur arthrose radioaktiver strahlung angelastet. Da sich kein seriöser forscher mit diesem nonsense beschäftigt, wird eine verharmlosung behauptet, und verschwörungstheorien konstruiert. Bist du sicher, dass die Quelle Nr 5 (No nukes: everyone's guide to nuclear power) seriös ist und erwähnt werden muss!? Das Buch ist kernenergiefeindlich, wie man aus einer kurzen lektüre von google books ersehen kann. Die Frau arbeitet wie [http://www.commondreams.org/author/anna-gyorgy hier] zu lesen auch [http://www.wloe.org/Deutsch.de.0.html hier], was mich grausen lässt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:40, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::: Ob es nun Seriös ist oder nicht, mal abgesehen dass ich die Seriösität eines Buches nicht an der allgemeinen Tendenz für oder gegen Kernenergie festmache, die gleichen Informationen könnte man auch mit anderen Werken untermauern. Beispielsweise gibt es vergleichbare Artikel über die Dreimasterblume (auch ''Spiderworth'' oder ''Tradescantia'' genannt) auch bei der IAEA, dort hauptsächlich unter den Fachnamen Tradescantia. Bezüglich geringer radioaktiver Dosen gibt es tatsächlich zeitnahe neue Erkenntnisse der Universität Berkeley, oder man ist ihnen zumindest auf der Spur. Ich habe mich damit nicht sehr beschäftigt, kam nur durch [http://www.world-nuclear-news.org/RS_New_data_on_low_dose_radiation_2112111.html Diesen Artikel] drauf und durch einen Kollegen der sich damit auch beschäftigt. Hier geht es darum, dass geringe ionisierende Strahlung sogar die Reparatur der DNA verbessert. Ich habe mich damit wie gesagt wenig beschäftigt, ich denke du kannst damit mehr anfangen als ich. :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:11, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:::: hmm. man könnte im abschnitt "hormesis" noch einen hinweis auf die versuche mit driemasterblumen einbauen, und das Berkeley National Laboratory im unteren abschnitt erwähnen. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:41, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::::: Neja gut, das mit der Dreimasterblume ist nicht so wichtig, aber anscheinend wird diese bevorzugt für solche Experimente genutzt. ich denke mal wichtig wäre für den Artikel nur das mit der Niedrigstrahlung und der verbesserten Neuerung der DNA. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:13, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
ich habe den abschnitt mit der hormesis bewußt etwas unklar gehalten, do ich so etwas wie konsens nicht finden konnte. Die großen gruppen wie das BEIR Committee haben die LNT-Hypothese zum dogma erhoben (so scheint es mir). Als biologisch wenig bewannter laie bin ich eben darauf angewiesen, sachliche übereinstimmungen zu sammeln und zu vergleichen. Und da sieht es bei der hormesis etwas dünn aus, jeder sagt hier was anderes (so scheint es mir). Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:16, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Da blicke ich auch nicht wirklich durch obwohl ich es besser wissen sollte, da ich in einem Radonheilbad wohne. ;) Interessant finde ich, dass du Bad Gastein erwähnst, wenn in der Projektion sollte das [[Kernkraftwerk Isar]] dem gleichen Zweck dienen, eine komische Idee aus den 1970ern eben! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:46, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:: Lol. Ok, habs [[Strahlenrisiko|gesetzt]]. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:27, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::: Super, viel Lob von mir für deine Recherchearbeit! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:16, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::::nix zu danken. xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
== Lust auf lesen? ==<br />
<br />
Moin. Wenn du Zeit u Lust hast lies bitte mal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Du musst dir auch noch überlegen wie das Lemma heißen soll. Denkbar wären:<br />
<br />
* Generation IV (mein Favorit)<br />
* Generation-IV-Reaktor<br />
* Generation-IV-Kernkraftwerk<br />
* Kernkraftwerk der 4. Generation<br />
<br />
Bedenke das es irgendwann noch weitere Artikel zur Generation III usw geben wird.<br />
<br />
Mir ist beim Surfen mit der Nucleopedia auch aufgefallen, das man häufig etwas wühlen muss. Das "[[Kernkraftwerk Olkiluoto]]" findet man nur wenn man das lemma vollständig eingibt. Es wäre nett wenn du zu jeden KKW immer noch ein paar redirects setzen würdest, zb "[[kkw olkiluoto]]" und "[[olkiluoto]]". [[TMI]] ist in dieser hinsicht ein lichtblick, bei "[[olkiluoto]]" wäre eine BKL zwischen KKw und Endlager notwendig. Wenn du nämlich bei goooooooooooooooogle [https://www.google.de/search?q=hanhikivi&ie=utf-8&oe=utf-8&aq=t&rls=org.mozilla:de:official hanhikivi] eingibst landet der nucleopedia-artikel zwar sehr weit oben, aber verlinkt auf zufällige seite. Wenn ein benutzer nun verzweifelt "hanhikivi" in die suchzeile hackt, sieht er nur rot. Das muss nicht sein.<br />
<br />
Das problem bei der Nucleopedia ist im moment noch die geringe zahl an interlinks: google setzt die ergebnisse um so höher an, je mehr text ein artikel hat, je häufiger das suchwort in ihm vorkommt, je häufer die seite bereits in der vergangenheit angeklickt wurde, und je stärker der artikel mit anderen verlinkt ist. Ich werde deshalb im aktuellen artikel später noch nucleolinks zu TMI, Fukushima-Daiichi, Strahlenrisiko, Kernfänger usw. sowie weiterleitungen auf den artikel setzen.<br />
<br />
Gruß vom fleißigen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:48, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
:Also der Artikel ist auf den ersten Blick gut. Was aber noch beispielsweise beim SCWR fehlt ist welches Land sich um welche Entwicklung kümmert, denn bei den Modell handelt es sich überraschender Weise um den [[WWER|WWER-1700/393]], der als Super-WWER bereits seit Sowjetzeit entwickelt wird unter dem Kürzel SKD. Das ist hinsichtlich des Faktes interessant, da es sich bei allen vorherigen WWER um Druckwasserreaktoren handelte, bei diesem Modell aber um einen Siedewasserreaktor. Ich wollte zu dem Reaktor bereits selbst mal einen Artikel schreiben, komme aber leider der Arbeit nicht hinterher. Vielleicht wenn ich meinen Artikel zum Kernkraftwerk San Onofre fertig habe. Dadurch die Nucleopedia eh spezialisiert ist würde der Titel [[Generation IV]] wohl vollständig ausreichen, es sei denn die fällt ein besserer ein, habe ich auch nichts dagegen! ;) Zu den Suchergebnissen: Ja, das stimmt. Ich habe aber allgemein generell keine wirkliche Vorstellung wie man das übersichtlicher gestalten könnte. Eigentlich wollte ich das über Portale machen wie beispielsweise das [[Portal:Kernkraftwerk]] sowie über die Kategorien. Aber leider ist die Organisation mit gleichzeitigen Aufbau alleine ziemlich schwer, weshalb dann entweder das eine oder das andere schleift. Mehr Begriffsklärungen durchaus, praktiziere ich auch teilweise sofern die Artikel da sind. Wenn sie nicht vorhanden sind eignen sich diese oftmals nicht. Zum Endlager Olkiluoto hätte sich ein Artikel parallel zum Artikel des Kernkraftwerks Olkiluoto geeignet, da es massig Quellen aus dem Zeitraum gab und besonders die ersten Jahre, jetzt das nachzuarbeiten dauert eine weile. Vielleicht mache ich das mal in der näheren Zukunft, dann würde sich denke ich eine Begriffsklärungsseite anbieten. Solange wäre wohl eine Weiterleitung genug. Die KKW-Kürzel nutze ich eigentlich nicht, lege aber jeweils eine Weiterleitung von ''Atomkraftwerk XXXXX'' an. Das mit der zufälligen Seite überrascht, da es in robots.txt eigentlich verboten ist zu listen. Ich werde das über die Google Webmastertools deaktivieren. Das mit den Wikilinks ist schon mal gut, werde das auch zukünftig mehr ins Auge fassen, vielleicht hilft es ja. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:46, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::jutt. Weißt du ob sich der WWER-1700/393 am referenzdesign orientiert? russland ist nicht in der projektgruppe, und kocht sein eigenes süppchen. Die kanadier wollen auch lieber ihren ollen candu superkritisch machen. Ich hab zum wwer-skd, super-wwer und wwer-1700/393 auf die schnelle nix gefunden, außer das es sie in planung/konzept gibt. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:12, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
:::Das weiß ich nicht direkt, muss aber anscheinend irgendwie sich teilweise daran orientieren. Russland geht ja noch weiter und hat den Reaktorkern selbst innoviert hinsichtlich des double-flow-inlet, gemeint ist die Positionierung von Brennelementen bereits im Zulauf außerhalb des eigentlichen Kerns. Dadurch bekommen die auch die hohe Effizienz hin. Das Design scheint mehr oder weniger die eigene Suppe zu sein, die sich noch im [http://www.gidropress.podolsk.ru/en/projects/SCWR.php Entwurfsstadium] befindet und im Prototypcharakter im WWER-1700/393 verwirklicht werden soll. Der Nummer 393 ist das Projekt selbst wirklich älter und schätze es in die 1980er, Anfang der 1990er da er noch zur dritten WWER-Generation gehört, der 9 zurfolge ist die Konfiguration die ähnliche wie sie jetzt für das Kernkraftwerk Chmelnytzkyj in Block 3 und 4 im WWER-1000/392B zum Einsatz kommt auch mit passiven Systemen, das Gebäude ist allerdings bisher nicht realisiert worden. Soviel zur Version 393. Die Entwicklungen wurden erst 2007 wieder aufgenommen im Rahmen des Entwicklungsprogramm für die Kernenergie bis zum Jahr 2020 und 2030. Die allgemeine Frage ist jetzt erst mal wie es weiter geht, da der Federführende bei diesen Projekten im Juni 2011 bei dem Flugzeugabsturtz in Petrosawodsk ums Lebem kam, weshalb sich einige Reaktorprojekte verzögerten, so auch die Inbetriebnahme von Buschehr um mehr als einen Monat. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:35, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
:::Nachtrag: Hab noch was, da bin ich mir aber nicht sicher. Ist der KWU-HCR nicht eigentlich auch ein Modell, dass der vierten Genration zumindest ziemlich entsprechen würde? Das Projekt stammte zwar aus den 1970ern/1980ern und entsprach im weitesten Sinne den Konvoianlagen aber als Hochkonverter mit höheren Wirkungsgrad? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:43, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
::::der KWU-HCR war soweit ich weiß ein PWR, und die fähigkeit zum hochkonvertieren macht noch kein gen iv system aus. Ich werd im text dann den WWER-SCWR erwähnen, um den ballast der vergangenheit mal außen vor zu lassen. gidropress selbst nennt das ding ja auch so. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:15, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::Der WWER-1700/393 ist der WWER-SCWR, im Russischen wird er ja als WWER-SKD geführt. Da alle anderen Reaktoren der WWER-Linie unter der Nummer geführt werden sollte man es denke ich auch hier machen, da es sonst zu Irritationen führen kann, mal abgesehen, dass der Trend aktuell sowieso zu den bewährten Reaktormodellen geht. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::korrigiert. danke --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Luft auf lesen vol.2 ? ==<br />
<br />
Moin. Wenn du Zeit u Lust hast lies bitte mal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Da ich nicht direkt auf die EUR zugreifen kann musste ich pdfs von EUR-missionen u hersteller verwenden, hoffe das bessert sich langfristig. Wenn du was besseres hast, her damit! xD. <br />
<br />
Die sache mit den mini-reaktoren hab ich erstmal weggelassen. das schwimmende ungetüm in russland sieht finanziell nicht so toll aus (Kernkraftwerk Akademik Lomonossow für 267 mio eur @ 70 MWe, dh € 3814/kw), und die reaktormodule westlicher hersteller sind noch in der entwicklungsphase ohne baustelle oder kunden. Den abschnitt [[EPR#Karenzzeit|karenzzeit beim epr]] werd ich mir dann nochmal zur brust nehmen, um die sache mit den venting (sheltering) einzuarbeiten sowie den bezug zu den EUR herzustellen. <br />
<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:17, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:Hey Segelboot, das liest sich bisher schon super! Habe aber da noch einige Punkte bei denen eventuell Verbesserungsbedarf besteht. Einmal schreibst du im Absatz ''Reaktormodelle'' ganz oben, dass gasgekühlte Reaktoren nicht mehr zu dieser Generation zählen. Möglicherweise könnte es so sein, aber mit Blick in Richtung Russland (Gasturbinen-Hochtemperaturreaktor, GT-HTR) und die VR China (Hochtemperaturreaktor mit Kugelbett, modulares System mit zwei Reaktoren die in einem Kreis eine Turbine speisen, HTR-PM) könnte es sich schon als Modelle der dritten Generation handeln, werden zumindest so angeboten. Das Prinzip ist mehr oder weniger vom THTR abgekupfert bzw. das Wissen dorthin verkauft worden. Ob es nun dritte Generation ist weiß ich leider nicht, auf den ersten Googlesucher kamen zumindest entsprechende Ergebnisse, nicht zu vergessen der Eskom-PBMR, der aber leider nicht mehr fortentwickelt wird. Die ersten beiden Reaktoren sind bereits entwickelt, für den chinesischen Reaktor liegt sogar schon die Armierung, der könnte allerdings schon Generation IV sein. Der nächste Punkt ist die Leistung der Dampferzeuger im Abschnitt ''Druckwasserreaktor'', wäre doch besser, wenn man die thermische Leistung angibt. Was mir noch auffällt ist das mit dem AES-2006. Hier ist das Problem, dass es zwei Versionen gib, die Version 491 und 392M. Das ist noch ein Problem das ich bisher direkt nicht behandelt habe, denn tatsächlich ist das Reaktordesign der Version 392M zum Standarddesign erhoben worden das mehr passive Systeme aufweist als die Version 491, die eher aktive Systeme aufweist und nur noch abgesehen vom Kernkraftwerk Kaliningrad nur noch international vermarktet wird. Ich würde bei der Beispielnennung anstatt AES-2006 eher den MIR-1200 nennen. AES-2006 ist da leider schwammig. Zumal die passive Version 392M zur Version 510 weiterentwickelt wurde im AES-2010, dass ein Modell der Generation III+ darstellt, aber nicht international angeboten wird. Neja soviel dazu. ;) Vielleicht was noch etwas zu entschärfen wäre ist die Ausgangslage, der zweite und dritte Abschnitt ist schon etwas sehr polemisiert. Vielleicht könnte man die Aussagen etwas glätten und weniger Schlagwörter verwenden wie ''Propaganda'' und ''Weltuntergangsszenario''. Ich weiß zwar auch, dass es so ist, aber vielleicht ist das etwas zu überstürzt gedacht. Aber ansonsten Faktenreich und um nichts grobes zu bemängeln! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:10, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:Nachtrag: Noch kurz zum schwimmenden Ungetüm: Ist denke ich hier sowieso nicht angebracht, da das Modell selbst Generation II ist und dem in den 1980ern belebten Sowjet-Projekt 1:1 entspricht. [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:12, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::also: das die gasgekühlten reaktoren nicht dabei sind habe ich bewußt hingeschrieben, da sie von keinem hersteller als serie angeboten werden. der HTR-PM in china hat zb [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-March-TWG-GCR/Day1/HTR-PM-Status-SYL-20110328.pdf hier] ein schönes pdf. aufgrund des aufbaus (ähnelt antares) und der aussage "is inherently safe" (S.54) für das nachfolgeprojekt (und damit auch für das im bau befindliche modell) vermute ich, dass es das chinesische gegenstück zur NGNP-Allianz ist, also gen IV.<br />
<br />
::mir-1200 und dampferzeuger korrigiert<br />
<br />
::polemik so okay? ich hab etw gekürzt und weniger oft die wörter "Propaganda", "Weltuntergangsszenario" und "katastrophe" verwendet.<br />
<br />
:: Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:11, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
::: Sieht schon weitaus besser aus! ;) Vielleicht könnte man noch die wichtigsten Serienmodelle der dritten Generation listen beispielsweise so:<br />
{| class="prettytable sortable"<br />
|-<br />
! width="25%" | Reaktorbaulinie<br />
! width="10%" | Reaktortyp<br />
! width="10%" | Thermische Leistung<br />
! width="10%" | Bruttoleistung<br />
! width="10%" | Entwicklungsstand<br />
! width="20%" | Mehrzweck<br />
! width="20%" | Entwickler<br />
|-<br />
| [[CANDU-Reaktor|ACR-1000]]<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1165 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung, Wasserstofferzeugung<br />
| Atomic Energy of Canada Limited<br />
|-<br />
| [[Advanced Boiling Water Reactor]] (ABWR)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3926 MW<sub>th</sub><br />
| 1420 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Advanced Boiling Water Reactor II]] (ABWR-II)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 4960 MW<sub>th</sub><br />
| 1717 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Advanced Heavy Water Reactor]] (AHWR)<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| {{0}}920 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}304 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung<br />
| Bhabha Atomic Research Center<br />
|-<br />
| [[Advanced Passiv]] 600 MWe (AP600)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 1940 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}600 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Westinghouse<br />
|-<br />
| [[Advanced Passiv]] 1000 MWe (AP1000)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3400 MW<sub>th</sub><br />
| 1200 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Westinghouse<br />
|-<br />
| [[Advanced Power Reactor]] 1000 MWe (APR-1000)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 2815 MW<sub>th</sub><br />
| 1050 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| KEPCO, KHNP<br />
|-<br />
| [[Advanced Power Reactor]] 1400 MWe (APR-1400)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3983 MW<sub>th</sub><br />
| 1455 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| KEPCO, KHNP<br />
|-<br />
| [[Advanced Pressurized Water Reactor]] (APWR)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4450 MW<sub>th</sub><br />
| 1700 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Mitsubishi Heavy Industries<br />
|-<br />
| [[ATMEA1]]<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3150 MW<sub>th</sub><br />
| 1200 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva, Mitsubishi Heavy Industries<br />
|-<br />
| [[Economic Simplified Boiling Water Reactor]] (ESBWR)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 4500 MW<sub>th</sub><br />
| 1600 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[CANDU-6|Enhanced CANDU 6]] (EC6)<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| 2084 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}740 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung, Fernwärme, Prozesswärme, Wasserstofferzeugung<br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Evolutionary Power Reactor]] (EPR)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4590 MW<sub>th</sub><br />
| 1770 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[Areva KERNA]] (SWR-1000)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3370 MW<sub>th</sub><br />
| 1290 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[Toshiba Super-Safe, Small and Simple]] (4S)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3370 MW<sub>th</sub><br />
| 1290 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[WBER-300]]<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| {{0}}850 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}300 MW<sub>el</sub><br />
| Konzept<br />
| Fernwärme<br />
| OKBM Afrikatow<br />
|-<br />
| [[WWER-300|WWER-300/478]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| {{0}}850 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}300 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-600|WWER-600/498]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 1600 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}600 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/392]] (AES-92)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/466]] (AES-91)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/466B]] (AES-U87/92)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/392M]] (AES-2006)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1170 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/491]] (AES-2006, MIR-1200)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1170 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/510]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3300 MW<sub>th</sub><br />
| 1250 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf <br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1500|WWER-1500/448]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4250 MW<sub>th</sub><br />
| 1560 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
|}<br />
::: Das sollten zumindest alle weitestgehend sein, die Tabelle kannst du so wenn du möchtest übernehmen, aber zumindest so in der Art stelle ich mir das vor. Vielleicht könnte man diese noch mal einordnen nach Generation III, III+ und III++. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:22, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::::hmm ich bin kein freund von listen, aus verschiedenen gründen:<br />
# das prinzip sollte man wenn dann auch für die Generation II übernehmen, das würde furchbar lang und unübersichtlich werden<br />
# die definition von gen III ( , +, ++) steht nirgends fest. Was dann? ist der BN-800 Gen III? ACR? der hersteller wird ja sagen<br />
# gen III ist nur ein ideenkonzept, die folgen schwerer unfälle zu beherrschen. in der EU gibt es dazu die EUR. Aber Japan? china? korea? die japaner haben nichmal gefiltertes venting. auch in die liste?<br />
# Mehrzweck klingt gut, kann sich aber prinzipbedingt nur auf einzelen kraftwerke beziehen, nicht auf eine serie<br />
# ich hatte bereits mit den gedanken gespielt, unter den abschnitten DWR, SWR, DSWR mit " * " anlagen aufzulisten. da es schei*e aussah und eine vollständige liste weder möglich (s.o.) noch (nach meiner ansicht) sinnvoll war (zur modellsuche?) hab ich es dann gelassen. Auch mit rücksicht auf gen II und die russische vielfalt<br />
# letztere wird schon durch die prima Navigationsleiste WWER abgedeckt. andere hersteller sind arm dran: areva nur epr, toshiba nur abwr, ge-hitachi nur esbwr, westinghouse nur ap1000, khnp nur apr-1400 und SNPTC in zukunft mit dem cap1400. der rest ist unsicher. <br />
::::das sieht man(n) auch [http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html hier]. dort werden ein paar hintergrundinfos losgelassen, und modelle samt beschreibung aufgelistet. HTR-PM und BN-800 sagen ebenfalls hallo. ein klares konzept ist eben nicht erkennbar. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:55, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::::::Neja gut, denke mal da hast du recht. Ich habe zumindest die realisierten Modelle in die [[Liste der Kernkraftwerke]] eingetragen und weitestgehend auch nicht realisierte Modelle in die [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]. Das Problem an der Sache, und das ist heute leider auch wieder so, ist die nicht eingegangene Spezifikation der Reaktortypen bzw. nur eine begrenzte Spezifikation seitens der Hersteller. So werden die französischen Anlagen unter einer angepassten Version im Contract Programme (CP) errichtet worden und entsprechend benannt, bis ich mal ein Dokument über dieses Programm gelesen habe und erst hier herausgefunden habe, dass es sich faktisch um die M310 von Westinghouse handelt, deren Rechte Framatome erwarb und auch an China weitergab, die faktisch die gleichen Anlagen immer noch errichten. Der CPR-1000 ist faktisch auch ein M310, nur eben auf chinesische Produkte angepasst. Das Problem ist aktuell wieder der Fall, denn der CEPR in China wird nur als EPR geführt obwohl faktisch Modifikationen vorgenommen wurden. Mal abgesehen davon gibt es viele Reaktoren die wieder in der Versenkung verschwinden und nie realisiert wurden, beispielhaft das [[Offshore-Kernkraftwerk Atlantic]] oder gar der ARGOS PHWR-380. Neja, irgendwann will ich mal die Entwicklungsschritte und diese in der Versenkung geendeten Reaktormodelle zusammenfassen. Dazu habe ich mal [http://photos-g.ak.fbcdn.net/hphotos-ak-snc6/166917_247677348640205_100001938259621_571772_567981661_o.jpg das hier] erarbeitet um zu sehen, wo eigentlich die Kompetenzen hingegangen sind. Ist aber tatsächlich äußerst schwierig zu erfassen, aber nicht unmöglich. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:38, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::::dann drück ich dir die daumen, sieht unübersichtlich aus xd! Grüße vom schwimmenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:22, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::::Danke dir, wohl gesagt, das waren nur die Unternehmen mit DWR-Anlagen und die wenigen Anbieter die für die Geschichte notwendig waren mit SWR! ;) --[[Benutzer:TZV|TZV]] 20:26, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Frage #2 ==<br />
Moin. Mir ist aufgefallen, das du bei russischen systemen in die tabelle "Daten der Reaktorblöcke" bei "Reaktortyp" stets den reaktornamen reinschreibst, zb wwer-1200/123. Bei systemen anderer länder wie dem [[Kernkraftwerk Cattenom]] schreibst du hingegen nur "Druckwasserreaktor", statt "P'4". Absicht? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:15, 19. Mai 2012 (CEST)<br />
:Ja, das ist eine Frage die ich mir selbst nicht realistisch beantworten kann. Ich habe mich zumindest in den Artikeln nicht direkt entschieden. Bei Gundremmingen steht beispielsweise KWU-Baulinie '72 drinnen anstatt pauschal Siedewasserreaktor, Bei Würgassen statt AEG-Baulinie '69 einfach nur Siedewasserreaktor. Hinsichtlich des sowjetischen Systems unterscheide ich doch, da es sich bei den eigentlichen WWR, von denen die WWER abstammen um ein modulares System handelt, dass sowohl Siedewasserreaktor als auch Druckwasserreaktor sein kann. Auch hier ist wichtig zu unterscheiden, dass nahezu alle Druckwasserreaktorsysteme der Erde auf den Druckwasserreaktoren von Westinghouse basieren, aber die Sowjets mit dem WWR-System ein eigenes System entwickelten. Deshalb unterscheide ich zumindest hier weitestgehend. Eigentlich ist ja der Reaktortyp zumindest in den Artikeln selbst gefragt. Hatte ja schon überlebt überall die Linie in der Tabelle noch zu übernehmen, vielleicht wäre das noch eine Option. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:44, 19. Mai 2012 (CEST)<br />
:Nachtrag: Wenn du mal zeit hast schau dir mal die Tabelle im Artikel [[Kernkraftwerk William States Lee]] an. Vielleicht könnte man es so realisieren, wäre zumindest von der Breite her noch machbar. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:14, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
::gefällt mir. Gute Idee. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:35, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Would you mind? ==<br />
<br />
[http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 klick]...das übliche. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:35, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
[[Datei:Enrico Fermi Nuclear Generating Station cut.jpg|miniatur|Kernkraftwerk Enrico Fermi, mit den Kühltürmen Links, Block 2 in der Mitte und Block 1 rechts daneben]]<br />
:Also primär finde ich den Artikel soweit gut. Nur was man vielleicht noch etwas mehr hervorheben sollte wäre die Sache mit Obninsk, denn interessanterweise wurde das Projekt nicht unter dem Waffenprogramm sondern im Rahmen des zivilen Programms vorgenommen. Was nicht ganz richtig ist, ist der Export eines Magnox nach Nordkorea. Zwar ist das Design auf Basis des Magnox errichtet worden, die Pläne wurden aber unter der Hand von Japan entwendet. Die Anlage ist wenn man so will eine schlechte Kopie von Tokai-1, aber kein direkter Import seitens Nordkorea bzw. Export seitens Großbritanniens. Was auch falsch ist, ist dass Dresden das erste privat finanzierte Kernkraftwerk wäre. Tatsächlich handelt es sich jedoch um das erste privat finanzierte Kernkraftwerk um das [[Kernkraftwerk Vallecitos]]. Hierzu gibt es sogar [http://www.youtube.com/watch?v=zcBPChGr16g ein Video], aber soviel dazu. Das Bild vom Kernkraftwerk Enrico Fermi würde ich entfernen, da darauf der Brutreaktor nicht abgebildet ist. Auf commons gab es noch ein weiteres Bild, ich habe mal versucht es einigermaßen klar aus zuschneiden, vielleicht könnte man das nutzen. Alternativ könnte ich mich auch noch mal dran versuchen den Brutreaktor alleine aus zuschneiden und entsprechend aufzubereiten. Den ersten Satz im Abschnitt Sicherheitstechnik müsstest du mir auch noch mal erklären, was bedeutet maßgeblich? Wie ist das genau gemeint? Eventuell ist ja auch der Begriff Anti-Atom-Szene besser, denn es gibt ein paar Ökologisten (wenn man es so nennen kann :D) die hinsichtlich dessen sehr objektiv sind. aber ansonsten lässt sich der Artikel super lesen! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:56, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
:::danke erstmal, da ich das KKW Vallecitos nicht kannte. das mit Obninsk würde ich nicht herausstellen, ich hab nur die waffenverwendung von kkws explizit erwähnt, und nicht anders herum. Hab die magnox-kopie korrigiert, danke auch dafür. dresden korrigiert, ist laut betreiber "the nation’s first full-scale, privately financed nuclear power plant". Vallecitos auf platz 1 gesetzt. Dein bildvorschlag reingesetzt. das ausschneiden würde ich lassen, sonst sieht man nur pixelmatsch. das bild soll eh nur einen eindruck von der anlage vermitteln, abgesehen von einem betonklotz gibts von außen sowiso nix zu sehen. Öko-Satz gekürzt, war unnötig, bei "Kraftwerke" taucht die sache sowiso wieder auf. Ok so? Vlt hast du noch eine idee für "weblinks", dort sieht es so leer aus. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:52, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
::::Jetzt passt das soweit denke ich. Weblinks fallen mir keine direkt mehr ein. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:46, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::noch was: ich hab mal ein bisschen rumgegurgelt, und nix explizites gefunden, was für shippingport oder obninsk als erstes kkw "welches ausschließlich friedlichen Zwecken diente" sprechen würde. vielleicht hast du noch ein paar quellen dazu? ich würde die formulierung sonst rausnehmen. Gruß und danke nochmal fürs drübergucken vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:38, 25. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::Einerseits weil Kurtschatow es selbst so bezeichnete und weil man es sogar schon im Name des Reaktors selber findet, denn ''AM-1'' steht für ''Atom Mirny-1'', also ''friedliches Atom''! ;) Das ist mehr oder weniger der Sloagen unter dem das Programm lief. Weiter wurde die Anlage nicht wie die Plutoniumreaktoren, hervorgehoben die [[ADE-Reaktor]]en vom Ministerium für mittelschweren Maschinenbau betrieben sondern vom Ministerium für Kraftwerke. Zwar sind die Kernreaktoren vom RBMK-Typ vom Ministerium für mittelschweren Maschinenbau gebaut worden, die späteren WWER aber dann vom Ministerium für schweren Maschinenbau, dass keine militärischen Zweige zu Kernwaffen mehr hatte. Zu Obninsk vielleicht noch das: [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull264/26404794246.pdf]. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:19, 25. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::::sehr gut. hab es geändert. Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:49, 26. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Dies und das ==<br />
<br />
Moin, bei mir sind für die gen ii ein paar fragen aufgelaufen, die du vielleicht beantworten kannst:<br />
* Die SU setzte auf RBMK und WWER reaktoren. gab es aber eine standardisierung, zb das man nur RBMK errichten wollte?<br />
* Ein Volldruckcontainment kann das komplette wasserinventar des in ihm enthaltenen kreislaufs aufnehmen, ohne das eine druckentlastung nötig ist?<br />
* Die SU war keine marktwirtschaft, die energiepolitik war also staats- und nicht marktsache. Was waren die ziele? die kkw-fernwärmenutzung scheint mir im osten häufig vorzukommen.<br />
so, das wars erst mal xD. Weitere werden folgen ;-) Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:40, 30. Mai 2012 (CEST)<br />
: Hallo du Segelboot, ;) in der Sowjetunion war als erstes der RBMK da. Der RBMK selbst war mehr oder weniger das einzige wirtschaftlich Kernkraftwerksmodell in der Sowjetunion, seitens Igor Kurtschatow gab es aber nach einem Besuch in Amerika und die Kenntniss über Shippingport den Antrag seitens Kurtschatow beim ZK der KPdSU auch Druckwasserreaktoren für die Energiegewinnung zu nutzen. Nach dem Tod von Kurtschatow gab es darauf keinen direkten Einfluss mehr. Da Alexandrow, einer der Chefdesigner neben Dolleschal als Leiter der Akadamie der Wissenschaften nachrückte waren die wichtigsten Posten in der Hand der RBMK-Befürworter, weshalb zunächst diese Reaktoren vornehmlich gebaut wurden. Der WWER wurde nur noch als Modell für die RGW- und Bruderstaaten der Sowjetunion weiterentwickelt, da der RBMK in diesen Staaten nicht genehmigungsfähig ist aufgrund der raioaktiven Emissionen (die im übrigen beim WWER nur gering darunter lagen weshalb zwei Kilometer um WWER-1000-Anlagen die Landwirtschaft untersagt ist, genauso wie bei RBMK-Werken). Da die Sowjetunion nicht in der Lage war große Druckbehälter und Dampferzeuger zu fertigen, zumindest nicht das bisher einzige Werk, die Ischora-Werke in Sankt Petersburg, wurde Atommasch in Wolgodonsk errichtet. Da die RBMK mehr oder weniger den technischen Anschluss verloren und im Gegensatz zu den WWER-Werken weniger Verfügbarkeit aufwiesen wurden die meisten Werke mit WWER-Anlagen in der Folge ausgestattet, hauptsächlich mit WWER-1000. Mit der großen Serie von WWER-1000/320 konnte das mehr oder weniger standardisiert erfolgen, die einzigen RBMK-Werke die noch neu geplant wurden waren Ignalina und Kostroma. Die Effizienz ist einfach zu schlecht gewesen und im Betrieb eher teuer. Die WWER-Anlagen setzte sich letztlich sicherheitstechnisch durch, auch hinsichtlich der Planung großer Kernheizwerke (Gorki, Woronesch) und Kernheizkraftwerke (Odessa, Minsk, Chakiw, Wolgograd, Leningrad, Kiew, etc.). Hier war das Volldruckcontainment eine Innovation, die wie du bereits erkannt hast normalerweise den Druck des gesamten primären Kreislaufs aufnehmen kann unter der Voraussetzung, dass der Reaktor abgeschaltet wurde. Die primären Ziele der Kernenergienutzung in der Sowjetunion war die Unabhängigkeit von fossilen Energieträgern, da diese im Export mehr Gewinn bringen konnten. Ähnliches war auch für die RGW-Staaten geplant. Die Nutzung von Fernwärme ist mehr oder weniger nur nebenbei entstanden, da die meisten großen sowjetischen Städte große Fernwärmentze und Wärmelasten aufweisen. Die Sowjetunion war technologisch sehr weit fortgeschritten, sodass über 50 Kilometer Fernwärmeleitungen funktionabel überbrückt werden konnten. Allerdings ist wichtig zu unterscheiden, dass die Verwaltung der Kernkraftwerke seitens des Ministerium für Energie und Elektrifizierung durch das Tochterunternehmen Sojusatomenergo vorgenommen wurden, dass später unabhängige Stellen geschaffen hat bezüglich der Wartung und Sicherheit der Kernkraftwerke. Das Ministerium für Atomenergie, Minatom war lediglich für die Sicherheitsprüfung zuständig, hatte aber keine direkte Kontrolle über die Kernkraftwerke. Die Kernkraftwerke selber wurden zwar von Sojusatomenergo verwaltet, bilden aber selber noch einmal eine Organisation die den Betrieb übernehmen. Gerade praktisch, ich schreibe eine überarbeitung zum Kernkraftwerk Tschernobyl, hier waren nur alleine 3000 Arbeiter direkt bei Sojusatomenergo zur Verwaltung beschäftigt, die restlichen 8000 inkl. werkseigener Bauarbeiter waren beim Kernkraftwerk selbst beschäftigt. Das ist ziemlich kompliziert, aber UdSSR eben! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:52, 30. Mai 2012 (CEST)<br />
:: wow, danke --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:24, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
::: Vielleicht wäre noch die Erwähnung der Brutreaktoren vom Typ BN wichtig, denn gerade in diesem Zusammenhang experimentierte die Sowjetunion viel, Beispiel der BN-350 in Aktau, (zu Sowjetzeit Schwetschenko) und die Nachfolgeanlage BN-600 in Belojarsk, oder heute der BN-800 und die damals noch geplante Anlagen für das Kernkraftwerk Süd-Ural. Alle basieren auf den BOR-60, der übrigens auch für westliche Brutreaktoren oft als Basis diente. Am Ende der Sowjetunion lief sowieso alles darauf hinaus größere Anlagen zu errichten, so wie den WWER-1500 (die ersten Blöcke waren für Saporischschja vorgesehen, Saporischschja-7 und Saporischschja-8), RBMK-2000 und die RBMKP-Konzepte mit 2400, 3600 und 4800&nbsp;MW Leistung. Ein weiteres Modell wurde noch Entwickelt, das ist der VK-50, der einzige Siedewasserreaktor mit kommerziellen Hintergrund. Der Maßstab war zwar eher experimentell, auf dessen Basis aber die VK-300 und VK-500 entwickelt wurden, interessanter weise ist der RDB identisch mit dem WWER-1000-Druckbehälter, nur die Kerneinbauten für Siedewasserreaktoren modifiziert. Gab zwar massig Projekte, so unter anderem Werke in Fernost, genauer Primorsk, konnten sich aber bis heute nicht durchsetzen, wohl auch da es von NIKIET entwickelt wurde, die haben auch den RBMK und den Nachfolger den MKER entwickelt. Soviel noch dazu, das mir wichtig zu erwähnen schien! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:50, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
:::Nachtrag: und ganz wichtig ist noch das [[Kernkraftwerk Bilibino]] und die ehemals geplante baugleiche Anlage. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:03, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
:::: ok, nochwas: hatte TMI ein volldruckcontainment? ich vermute aufgrund des unfallherganges ja --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:05, 1. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::::Ja, das Containment von TMI war ein Volldruckcontainment. Die Mark-I in Fukushima waren nicht für den Betriebsdruck ausgelegt, weshalb ja im Nachhinein das Belüftungssystem zur Druckentlastung an all diese Anlagen angebracht wurde, leider in ungefilterter Form. das beruht allerdings auf einen Konstruktionsfehler. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:55, 1. Jun. 2012 (CEST)<br />
sodelle. Guckst du bitte [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier] wieder drüber. verbesserungsvorschläge willkommen. ich hab die brüter bei "Reaktormodelle" nit aufgeführt, weil außer prototypen (noch) keine kommerzielle serie existiert. das konnte sich mit dem BN-800 ändern. Ist die mischung aus schemata und bildchen bei "Reaktormodelle" ok? vlt hast du noch eine idee für weblinks, sonst nehm' ich was öko-feindliches von novo. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:08, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Neja, noch keine kommerziellen schnellen Brüter stimmt so gesehen nicht ganz, der SNR-300 hatte schon kommerzielle Maßstäbe, der BN-600 auch schon, ist aber tatsächlich mit dem BN-800 voll kommerziell geworden. Der BN-800 ist ja genau gesehen auch ein Modell der zweiten Generation. Die meisten kommerziellen Modelle wurden nur leider nicht in Betrieb genommen oder in den European Fast Reactor (EFR) integriert. Zum Artikel selbst würde ich wenn schon Browns Ferry erwähnt wird würde ich die Reihenfolge wenn entsprechend Anpassen. Browns Ferry war von 1975 nur bis Februar 1977 das größte der Erde, denn im Januar 1977 ging Biblis B in den kommerziellen Betrieb und bildete mit Biblis A nicht nur die beiden leistungsstärksten Kernreaktoren der Erde sondern auch das größte Kernkraftwerk der Erde. Erst im März 1077 juckste Browns Ferry mit der Inbetriebnahme des dritten Blocks dem Kernkraftwerk Biblis diesen Titel wieder ab, bis zu Inbetriebnahme von Unterweser 1979 war Biblis B der leistungsstärkste Kernreaktor der Welt, erst 1980 durch eine Leistungserhöhung konnte sich der Block den Titel wieder holen. Mit der Inbetriebnahme von [[Kernkraftwerk Ignalina|Ignalina]] 1983 war der Titel wieder weg. Denke mal als deutsche Errungenschaft sollte man das schon zumindest zum Teil erwähnen, oder zeitnah zu Brwons Ferry! ;) Zum WWER-System wäre vielleicht noch wichtig, dass dieses System für die RGW-Staaten außerhalb der UdSSR von Škoda vermarktet wurde, jedoch die Installation von Atomenergoexport durchgeführt wurde, die Komponenten kamen aber ausschließlich von Škoda aus der Tschechoslowakei. Das ist wichtig da sich Škoda dadurch heute zu einem Exporteur herauf gearbeitet hat, wenn auch meistens nicht alleine vermarktet. Im Bezug auf die rückläufige Zahl der Neubauten würde ich neben der ausreichenden Versorgung die in den USA besonders zum Vorschein gebrachten finanziellen Problemen einen Satz schenken, da sich die private Finanzierung erschwert hat aufgrund gestiegener Anforderungen und folglich höheren Planungs- und Baukosten. Insbesondere nach Three Mile Island. Zum NSC-80: nie gebaut ist leicht gesagt, es wäre genauer wenn man schreibt, dass sich kein Reeder hat finden lassen, leider. Zum Abschnitt Wirtschaftlichkeit: eine Anmerkung im Bezug auf den CPR-1000, dass es sich um einen Preis handelt da der Reaktor im eigenen Land gefertigt wurde, wäre wichtig. Denn tatsächlich spielt die Entfernung für den letztendlichen Preis je Kilowatt eine wichtige Rolle. Es sagt zumindest viel über den Preis von Kernkraftwerken aus, denn die Anlagen aus Frankreich, Kanada und den USA kosten mehr als 2000 Dollar je Kilowatt, während beispielsweise die beiden Anlagen in [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] genauso günstig wie der CPR-1000 für 1500 Dollar je Kilowatt errichtet werden konnte mit den inbegriffenen Exportkosten. CANDU ist auch noch wichtig zu erwähnen, dass die Erzeugung von schweren Wasser aufwändig ist und den Energieanteil für das Stromnetz senken lässt, da normalerweise der Verlust im System mit Anlagen vor Ort kompensiert wird, die geringe Mengen zusätzlich erzeugen. Ansonsten bin ich eigentlich zufrieden. Was man vielleicht noch beim RBMK erwähnen könnte ist, dass trotz des BE-Wechsels während des Betriebs nur 1190&nbsp;Tage maximal gefahren werden können, da der Austausch nicht schnell genug geht, um den Reaktor mit der Platzierung frischer Elemente immer mit entsprechender Spaltreserve zu fahren. Den entsprechenden Teil kannst du ja aus dem Abschnitt Betrieb [[Benutzer:TZV/Spielwiese 2|aus meiner Spielwiese]] mit Quellenangabe kopieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:45, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
ok, zu den einzelnen punkten. schreib einfach darunter, dann gehts schneller:<br />
* "kommerziell" und brütertechnik ist vor allem was die SU angeht nicht zu definieren, da planwirtschaft herrschte. ob der BN-800 zum kommerziellen erfolg wird hängt davon ab, ob weitere anlagen von "gewinnorientierten elektrizitäts-gesellschaften" errichtet werden. ich gehe zwar zu 100% davon aus, hätte aber gewartet, bis noch was neues aus Sanming oder Kasachstan kommt. aber ok, werds nachtragen.<br />
* Der satz ist aus dem artikel [[Browns Ferry]] übernommen: "Die Anlage nahm zwischen 1973 und 1976 den Betrieb auf und war zu dieser Zeit das größte Kernkraftwerk der Welt und war das erste Kernkraftwerk, das mehr als ein Gigawatt Leistung hatte." irgendwo ist da also der wurm drin<br />
* zu der vermarktung von WWER durch skoda würde ich nix reinschreiben, das gehört eher in den WWER artikel<br />
* "Im Bezug auf die rückläufige Zahl der Neubauten würde ich neben der ausreichenden Versorgung die in den USA besonders zum Vorschein gebrachten finanziellen Problemen einen Satz schenken, da sich die private Finanzierung erschwert hat aufgrund gestiegener Anforderungen und folglich höheren Planungs- und Baukosten." Gehört das schon zu den Gen III standarts? oder unabhängig davon?<br />
* bei NSC-80 ergänzt<br />
* das mit dem preis ist so eine sache, und natürlich stark von der anlage u dem standort abhängig. Die spez investitionskosten des [[Kernkraftwerk Civaux]] wären hier interessant, um einen kostenbereich angeben zu können. nach heutigen preisen wird man nur mit dem CPR-1000 eine vernünftige aussage machen können, da die modernsten WWER-1000 alle gen III sind. sonst ist in sachen gen II sogut wie keine bauaktivität, von exklusivanlagen wie schwimmenden dingen oder atucha 2 abgesehen.<br />
* candu ok so?<br />
* RBMK 1190 tage eingefügt<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:54, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Hm, bei Browns Ferry hatte ich mich nach der Netzsynchronisation gerichtet. Da du 1977 geschrieben hattest habe ich gedacht du nimmst als Referenz den kommerziellen Betrieb. Man kann hier variieren. Aus meiner Sicht wird bereits mit der Stromerzeugung der Betrieb eines Blocks begonnen und richte mich normalerweise nach diesen Daten, dann passt das Datum. Ein anderer geht davon aus, dass erst ab dem Moment indem der Block in den regulären Betrieb geht wirklich in Betrieb ist. ich bevorzuge ersteres weil es IAEA-Standard ist. Das im Bezug auf die Sicherheitsstadard bezieht sich noch auf zweite Generation, die wurden noch 1980 eingeführt und führten letztlich zum Scheitern der Generation II-Neubauten weil die Pläne teilweise neu geprüft und überarbeitet wurden. Bezüglich der Kosten [http://books.google.de/books?ei=lVfKT8TCHJHasgbn7rGbBw&hl=de&id=RNTzAAAAMAAJ&dq=chooz+investment+costs+%24%2Fkw&q=chooz#search_anchor hätte ich was] für Chooz B-1, der 5000&nbsp;Franc je Kilowattstunde 1982 kostete. Denke mal der Rest passt jetzt so. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:21, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
ok, lassen wird es mal so um textkonsistent zu sein. denn man es bei browns ferry ändert, sollte man es eben auch bei gen II ändern. die tmi-usa-sicherheitsthematik hab ich eingearbeitet. wenn chooz B-1 5000frc/kW(1982) gekostet hat, macht das 762eur/kW(1982). bei 2% inflation ergibt sich nach 25 jahren (also 2007) 1250 eur/kW. Du wirst lachen, aber es sind 1550 usd/kW. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:11, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
: Genial! ;) Neja ich kenne es nur von den CANDU-Anlagen in Qinshan, die hatten glaube ich rund 2100$/kW gekostet, wenn nicht sogar mehr. Man sollte trotzdem Anmerken, dass es sich auf den Bau von Werken im eigenen Land bezieht, auch wenn heute nicht mehr Anlagen der zweiten Generation exportiert werden, früher wurden sie es. Man kann es ja mal im Raum stehen lassen, kann ich im Laufe des Sonntags noch was beifügen. Einmal Export des KKW Dayawan von Frankreich nach China und Buschehr das alte KWU-Projekt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:43, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:: seufz, mein atomium ist flöten gegangen. es gibt kein gescheites commons-bild dazu. Und sonst: Bastel ruhig rein, dann kann ich mal pause machen xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:06, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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== Linkleichen? ==<br />
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Moin. Wenn ich bei google [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+epr&oq=nucleopedia+epr&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...1945.5347.0.5619.15.14.0.1.1.0.189.1705.6j8.14.0...0.0.8_UDC_eO8aQ&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia epr], [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+rbmk&oq=nucleopedia+rbmk&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...116423.117255.3.117518.4.4.0.0.0.0.157.477.2j2.4.0...0.0.oMPHU_TpBog&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia rbmk] oder [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+spielwiese&oq=nucleopedia+spielwiese&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...11388.14818.2.14953.14.12.2.0.0.0.111.1045.10j2.12.0...0.0.M_uPdZmenTY&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia spielwiese] eingebe, findet goooogle immer eine seite mit " en.nukes.tk/wiki/abcdefghij.. ". Weißt du woher das kommt? beim anklicken landet man dann immer auf [http://searchmagnified.com/?dn=ROBLOAMB.TK&pid=7POX57615&_=1338671229 einer leeren seite]. Gruß vom fragenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:12, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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PS zur Info: Herr Trummler hat [http://oekoreligion.npage.de/willkommen.html den link korrigiert]. Er will auch bald eine seite "Das Kernkraftwerk der Zukunft" einrichten.<br />
: ja, die Seite war eine meiner Versuchsurls für die Nucleopedia. Kümmere mich bei Google morgen darum. Dass der Link nun.richtig ist ist schön. Das mit der Seite habe ich schon bei eike klima oder wie die Seite hieß gesehen. Mal so nebenbei: von den Generation IV-Konzepten halte ich alle wenig zukunftsweisend da sie.leider alle für den Betreiber nicht Benutzerfreundlich sind, nur dem SCWR und HTR-Konzepte räume ich chansen ein, soviel dazu ;) beste grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:56, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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::du pessimist ;)! Ob sich Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum rechnen hängt davon ab, ob die BE einer Wiederaufarbeitung unterzogen werden. Ob sie benutzerfreundlich sind hängt wohl davon ab ob es gelingt, die komplexität zu reduzieren und die zuverlässigkeit zu erhöhen. Da bin ich vorsichtig optimistisch. SCWR und HTR haben sicher sehr gute marktchancen, wobei der HTR nur bei kleinen anlagen interessant ist. Wenn typische Industrienationen (zb die Türkei) aber > 10 GW an nuklearer Erzeugungskapazität bauen wollen macht es mehr Sinn, extrem große Anlagen zu bauen. Bei 1 GW pro Anlage muss man alles 10x fertigen, bei 2 GW Blockleistung nur 5 mal. Der GFR scheidet hier aufgrund seiner leistungsbeschränkungen aus, ebenso HTR. Bleibt SCWR, MSR und FBR. Beim MSR benötigt jedes KKW seine eigene WAA, scheidet also auch aus, da der Größendegressionseffekt nicht zum tragen kommt - außer man würde den MSR mit >>2 GW Blockleistung bauen, was ich Herrn Trummler als Konzept unterstelle. Bleibt der SCWR und irgendwas schnelles mit flüssigmetall übrig, beides läßt sich mit >1500 MW bauen. Gibts was neues bei en.nukes.tk/wiki/asdfhjl? Und schöner Artikel über [[Kernkraftwerk Tschernobyl|das Zippo unter den Kernkraftwerken]] Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:54, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
::: Na ganz so einfach ist das mit der Leistung nicht. Dass man statt zehn Mal ein Gigawatt auch fünf mal zwei Gigawatt bauen kann ist zu Einfach gedacht, denn umso größer die Anlagen werden, desto mehr zusätzliche Überkapazität muss man bauen wenn solch eine Anlage vom Netz ist. Das ist normal der doppelte Wert, für die Tatsache Wartung + eventuellen Ausfall einer Anlage. Das war viel zu einfach gedacht, deshalb bin ich auch kein Freund von Anlagen über 1500 MW. Den EPR verschmerze ich noch, aber der Netzbedarf lässt sich gut aufgeteilt am Besten mit Anlagen zwischen 1000 und 1500 MW Leistung regeln. Man kann so große Kraftwerksleichen, die nur alle paar Tage in Betrieb gehen wegen eventuellen Ausfällen im Bezug auf Wartung oder ungeplant, verhindern. Man darf ja nicht Vergessen, dass der Stillstand eines Kraftwerkes, egal welches, teuer und Kostenintensiv ist. Größere Anlagen sind logischerweise in der Reserve unsinnig, deshalb lieber kleinere Grundlastwerke zur einfacheren Regelung. Zu klein dürfen sie auch nicht sein, sonst gibt es mit der Netzregelung Probleme. Wichtig da oft nicht berücksichtigt! ;) MSR ist aus meiner Sicht sowieso nur ein Schreckgespenst, da wird nicht viel übrig bleiben. Hochtemperaturreaktoren hinsichtlich chemischer Prozesse eventuell, hier ist der Gasturbinen-Hochtemperaturreaktor (GT-HTR) interessant. Soviel dazu. Danke für das Lob für den Artikel, hat jetzt auch Überwindung gekostet, denn der Artikel schlummerte seit Monaten im Entwurfsstadium, die Werkskarte immer noch, fehlt noch die Schaltanlage.^^ Werde aber wohl die Karte nach Stand 1986 machen, da wichtige Gebäude heute schon abgerissen sind. Mal sehen, jetzt will ich noch San Onofre fertig schreiben, danach muss ich mich mal dem RBMK-Entwurf widmen. Der Plan sieht aktuell vor für RBMK-1000 und RBMK-1500 eigene Artikel zumachen, die sind konstruktiv schon ziemlich unterschiedlich. Vielleicht kommen dann noch die anderen RBMK-Konzepte. Im Bezug auf das nukes.tk hat sich noch nicht viel getan, war ziemlich im Stress in den letzten Tagen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:33, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::: ok, aber das mit der größe ist relativ. Vor 50 Jahren hatten Kraftwerke noch eine Leistung von 500 MW oder weniger, der Verbrauch war ebenfalls niedriger. Wenn man mal von einer Verdopplung der Nachfrage (und des Angebotes) ausgeht, sind 1000 MW das maß. Heute sind tatsächlich fast alle kohle- oder kernkraftwerke in diesem bereich. Klar können 500 MW-Kraftwerke die Ausfälle eines 2-GW-Klotzes nicht so leicht stemmen. Wenn das Netz aber nur Kraftwerke mit 1 GW oder mehr hat sollte das mühelos gehen. Es gibt seit Jahren einen trend zu steigenden leistungen, bei allen arten von kraftwerken. Der EPR fängt mit 1600 MW an, und wird noch weiter steigen. Der APWR fängt mit 1500 MW an, und soll(te) bei den amerikanischen Anlagen mit 1700 MW starten. ABWR mit 1250 MW, der ABWR-II geht auf 1600 MW hoch. Die chinesen lizensierten sich den AP1000, nur um mit dem CAP1400 auf 1400 MW hochzugehen. Der ESBWR fängt gleich mit 1500 MW an. Niemand würde auf die Idee kommen, mit einer Ameise einen Berg abzutragen. Wenn die Netze das verkraften, geht das schon. Gruß und frohes schaffen vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:18, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::::Nagut, der Leistungsansteig hat aber auch was mit besseren Technologien zu tun, hinsichtlich effizienterer Turbinen und Generatoren. Technisch mag das zwar möglich sein, will ich auch nicht bezweifeln, aber nicht auf einer wirtschaftlichen Basis. Da müssen immer Kraftwerke in der Lastfolge fahren, das ist nicht gut und macht die Regelung der Netze wieder komplizierter, insbesondere bei unvorhersehbaren Lastanforderungen oder Lastabfällen. Die aktuelle Leistungssteigerung ist logischerweise mit den stetigen Strombedarf und Stromschwankungen gestiegen. Da macht es auch Sinn. Es macht aber keinen Sinn riesige oder zu kleine Anlagen zubauen, wenn diese den Anspruch des Stromnetzes nicht erfüllen können. In Finnland ist das weniger ein Problem, die Regeln mit Importen von Atomstrom aus Russland, Frankreich fährt grundsätzlich einige Blöcke in der Lastfolge weil der Strombedarf dort zumindest stabil ist aufgrund der Auslastung durch Elektroheizungen und der Tatsache, dass preiswerterer Strom zur Verschwendung führt. Die optimale Kombination ist die Anpassung der Kraftwerke auf Lastzentren und keine pauschalen Kraftwerksgrößen. Die großen Anlagen sind für Japan als kleines Land mit mehr oder weniger stromintensiven Lastzentren auf große Anlagen angewiesen, in den USA auch. In Europa liegt die optimale Leistung eines Großkraftwerks bei 1400 bis 1500, da passt der EPR noch rein. Sofern das Wachstum anhält könnte man auch auf größere Anlagen spekulieren. Nur wenn die Abnehmer zu Dezentral gelegen sind und die Besiedlungsdichte für die Leistung nicht ausreicht, dann eignet sich dort auch kein Kernkraftwerk mit 2 Gigawatt oder mehr. Sämtliche Kernkraftwerke zumindest in Deutschland sind nach diesem Kriterium gebaut worden und das ist der wichtige Punkt. Soviel dazu ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:34, 6. Jun. 2012 (CEST)<br />
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== im osten was neues... ==<br />
[http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 so ok?] Wenn du mehr infos hast, oder noch was dazutun willst, immer her damit. Ich hab grad eeeewig zeit & lust. Ich hab schon nucleopedia-standardboxen genommen, deshalb sieht's in wiki etwas doof aus. Erscheint das mini-kkw auf der karte dann automatisch? im vorschau-modus war es nicht da. Gruß vom allgegenwärtigen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:55, 15. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Hallo Segelboot, ja ich hätte da noch ein bisschen was dazu. Erst mal zu der Karte mit dem Mini-Kernkraftwerk: Das kommt dann automatisch. Sobald die Infobox merkt, dass die Koordinaten eingetragen sind, erzeugt die darin enthaltene Markerkarte automatisch mit der entsprechendes Karte von Litauen die richtige Position mit dem KKW-Icon. Zum Kernkraftwerk selber könnte man zumindest in der Planungsphase noch ein Jahr zurück gehen, zum wirklich allerersten Gespräch im Jahr 2006. Hatte vor drei Jahren mal nen Artikel angefangen gehabt, aber über die Absprachen und eine etwaige Alternative kam ich nie hinaus. Ich kopiere es einfach mal hier her, du kannst dann das entnehmen, was du für Sinnvoll hälst:<br />
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<nowiki>=== Geschichte ===</nowiki><br/><br />
Nachdem die Stilllegung des Kernkraftwerks Ignalina sicher war, lud Litauen im Juli 2006 die Nachbarstaaten Lettland, Estland und Polen ein,<ref name="ISBN_3829716664">Carolyn Bain: ''Estland/ Lettland/ Litauen, Ausgabe 2''. In: Lonely Planet. Lonely Planet, 2010. ISBN 3829716664.</ref> die einen großen Teil der im alten Werk erzeugten Energie bezogen,<ref>''Wochenbericht, Band 65''. 1998.</ref> zur Kooperation für ein neues Kraftwerk ein, dass Litauen als Lösung favorisierte. Im Februar 2007 stimmten die Länder dem Plan für ein neues Kernkraftwerk neben der bestehenden Anlage zu und bewilligten ein Budget von 6,7&nbsp;Milliarden Euro.<ref name="ISBN_3829716664"/> Der Grund weshalb ein neues Kernkraftwerk errichtet werden soll ist die Unabhängigkeit von Russland als Energielieferant in Form von Elektrizität und Gas.<ref>Mez Lutz/de Haan G/Gerhold L (Hrsg.): ''Atomkraft als Risiko''. Peter Lang. ISBN 3631558279.</ref> Noch im Frühling 2007 begann die Lietuvos Energija AB mit der Umweltverttäglichkeitsprüfung für das neue Kernkraftwerk am Standort. Untersucht wurden zwei Standorte, einer westlich des alten Kernkraftwerks, einer östlich, der ehemals für weitere Reaktoren des Kernkraftwerks Iganlina vorgesehen war. Ziel ist es zudem die Infrastruktur des alten Kraftwerks zu übernehmen, zumindest in den Teilen, in denen es möglich ist, vorgehoben die Nutzung der Zu- und Ablaufkanäle, elektrische Systeme und die Anschlüsse an das Elektrizitätsnetz. Ebenso soll das Umweltüberwachungsystem übernommen werden.<ref name="EIA">''Environmental Impact Assessment Report New Nuclear Power Plant in Lithuania (Final Report)''. 27.&nbsp;März 2009. ([http://www.vae.lt/files/NNPP_EIAR_D5_270309_EN_part1_1.pdf Online Version], englisch)</ref><br />
<br />
Im Februar 2008 kündigte Russland erstmals den Bau eines neuen Kernkraftwerks in Kaliningrad an. Die neue Anlage soll in direkter Konkurrenz mit dem Kernkraftwerk Visaginas stehen. Die Positionierung des [[Kernkraftwerk Kaliningrad|Kernkraftwerks Kaliningrad]] ist absichtlich in der EU vorgenommen worden, sodass es mit dem EU-Netz synchronisiert werden könnte. Das Hauptziel dieser Anlage ist der Export von Elektrizität in andere Länder, vornehmlich in die EU. Der Standort befindet sich 50&nbsp;Kilometer von der Grenze zu Litauen entfernt. RAO Lietuva hat mit Russland bereits ein Abkommen über den Import von 1000&nbsp;MW nach Litauen aus dem neuen Kernkraftwerk geschlossen.<ref>World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Russa.'' Abgerufen am 16. Juli 2011. ([http://www.world-nuclear.org/info/inf45.html Webpräsenz])</ref> Weiter plant auch Weißrussland eine neue Anlage nahe [[Kernkraftwerk Ostrowets|Ostrowets]] das erste eigene Kernkraftwerk zu errichten. In den Medien werden die drei Projekte in Visaginas, Kaliningrad und Ostrowets als eine art nuklearer Wettkampf wahrgenommen. Seitens Litauen werden diese Projekte als Provokation wahrgenommen.<ref>Vaida Pilibaityte: ''Nuclear Energy Discourses in Lithuania and Belarus''. Budapest, Mai 2010. ([http://www.etd.ceu.hu/2010/pilibaityte_vaida.pdf Online-Version], englisch).</ref> Zumindest gegen den größten Konkurrenten, das Kernkraftwerk Kaliningrad, reichte Litauen einen Antrag auf eine Resolution beim Europarat ein.<ref name="Russland-Aktuell-2010-04-30">''Litauen klagt gegen Atommeiler in Kaliningrad''. In: Russland Aktuell, 30. April 2010. ([http://www.kaliningrad.aktuell.ru/kaliningrad/wirtschaft/litauen_klagt_gegen_atommeiler_in_kaliningrad_112.html Online-Version])</ref><br />
<br />
<nowiki>=== Kritik und Alternativen ===</nowiki><br/><br />
Umweltaktivisten aus Litauen protestieren im April 2010 erstmals gegen das Projekt in Visaginas, allerdings auch gegen die anderen beiden Kernkraftwerke in Kaliningrad und bei Ostrowets.<ref name="Russland-Aktuell-2010-04-30"/><br />
<br />
Eine Alternative zum Kernkraftwerk wäre der Zubau von Windkraftanlagen an der Ostseeküste. Theoretisch könnte Estland seinen gesamten Strombedarf hierdurch decken. In Litauen und Polen wäre der Ersatz durch landwirtschaftliche Kraftwerke die Biomasse nutzen möglich. Dies würde nach Sascha Müller-Kraenner, Mitglied des Ecologic Instituts in Berlin das Kernkraftwerk, sowie Stromexporte aus Russland überflüssig machen.<ref>Sascha Müller-Kraenner: ''Energy security: re-measuring the world''. Earthscan, 2008. ISBN 1844075826.</ref></pre><br />
<br />
<nowiki>=== Einzelnachweise ===</nowiki><br />
<references /><br />
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:Der letzte Abschnitt ist fragwürdig, wollte aber auch eine Alternativmeinung. Im Bezug auf die Abnahme der Elektrizität aus einer der anderen Kernkraftwerke gibt es in Litauen mittlerweile eine Resolution, dass das Land [http://www.kaliningrad.aktuell.ru/kaliningrad/wirtschaft/litauen_klagt_gegen_atommeiler_in_kaliningrad_112.html keine Elektrizität] aus Kaliningrad abnehmen werde. Nur so nebenbei, ist aber auch wichtig hinsichtlich der Gründe für die eigentliche Entwicklung des eigenen Kernkraftwerks. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:10, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
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::also danke erstmal. ich hab den ersten abschnitt mit meinem vermählt und einen zweiten komplett übernommen. Ok so? Zu deinen "Alternativen": Ich hab mal vor langer zeit ein paper gesehen wo die benötigte backup-kapazität der verschiedenen "erneuerbaren energien" aufgelistet war: Wind lag bei 80%, solar bei 90%. Das kannst du auch [http://www.life-needs-power.de/2004/pdfs/040421_15.00.pdf hier] nachlesen, was ich auf die schnelle gefunden habe: ''Windenergie reduziert Einsatz vorhandener Kraftwerke ohne diese zu ersetzen...Mindestens 80% der installierten Windenergieleistung sind durch konventionelle Kraftwerke abzusichern...„Kapazitätslücke“ wird nicht durch Windenergieanlagen geschlossen''. In ein netz muss eben immer soviel saft eingespeist werden wie verbraucht wird, zufallsstrom von wind und sonne sind nutzlos. Man muss nur alles doppelt bauen, was geld kostet. Ich hab deshalb seit Jahren auf [http://www.science-skeptical.de/blog/co2-vermeidung-durch-%E2%80%9Eerneuerbare-energien/007891/ das] gewartet, weil von mir längst vermutet. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:03, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
::: Durchaus, da stimme ich dir zu. Im Bezug auf die Alternativen war das nur so nebenbei genannt worden und ist auch weniger wichtig da de facto diese Leistung nicht durch diese unregelbaren Quellen zuverlässig gewonnen werden kann. Eigentlich wollte ich dann noch weiter hinaus auf den Zukauf von Atomstrom aus Weißrussland oder Kaliningrad, denn tatsächlich würde von den Kosten her das noch billiger kommen. Aus meiner Sicht ist Kaliningrad sowieso nur Zweck zur Anbieterabschreckung eines ebenso de facto zu unzuverlässigem Projekt in Litauen. Zwar ist die Finanzierung ziemlich sicher, große Reaktoren aber zu teuer. Bei der ersten Ausschreibung hatte sich nur Südkorea beworben, allerdings nach zwei Wochen von selbst vor Ende der Ausschreibung aufgrund der schlechten Aussichten das Angebot zurückgezogen. Das mit Hitachi war mehr oder weniger Glück aufgrund der geschlossenen Ausschreibung bzw. die Initiative einfach mal anzufragen anstatt auf Angebote zuwarten. Finde aber am interessantesten, dass das kein EU-ABWR ist sondern ein Standard-ABWR. Neja, bin gespannt was daraus wird! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:58, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::: ich auch xD. Das Ziel ist aber die Energieunabhängigkeit zu waren, da die Moneten heute richtung osten fließen. Da spielen auch gesamtwirtschaftliche überlegungen eine rolle. Russische versorger zahlen in litauen keinen steuern, und beschäftigen auch niemand. Ich sehe das projekt deshalb weniger kritisch. Nur sind die stromgestehungskosten (abgeschrieben) erschreckend hoch, vmlt. wegen der geringen auslastung (nur 43-72%) und des geringen abbrandes von etwa 45 GWd/t. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:09, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
PS: hab den artikel reingesetzt. könntst du ihn noch babysitten, dh KATs usw? du hast den überblick über dein werk ;) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:17, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Kategorien sind drinnen, auch drei Weiterleitungen zum Artikel. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:06, 17. Jun. 2012 (CEST)<br />
::thx--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:19, 17. Jun. 2012 (CEST)<br />
<br />
== KKS ==<br />
<br />
Moin, ich hab [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Stade&action=history hier] mal etwas gewütet. Dabei sind mir zwei unklarheiten aufgefallen:<br />
# "''Allerdings gab es einen größeren Zwischenfall, der nach Ansicht der Experten zu einer Kernschmelze hätte führen können. Man stellte fest, als beim Einfahren von Steuerstäben mehrere feststeckten, dass der Kern in eine Schieflage gekommen war. Bei einer Schnellabschaltung in einem kritischen Zustand hätte dies wahrscheinlich zu einem Unfall führen können, da der Reaktor nicht voll abgeschaltet werden könnte.''" Ist die Notborierung dabei berücksichtigt? <br />
# "''Um trotzdem eine Stilllegung zu erzwingen, beziehungsweise vorerst die Betriebserlaubnis der Anlage zu entziehen, wurde von den Grünen im April 1983 ein entsprechender Antrag eingereicht, der von der Mehrheit abgelehnt wurde.''" Wo? In den Landtag?<br />
Gruß vom apfelessenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:44, 27. Jul. 2012 (CEST)<br />
<br />
Zweiter Fall [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Buschehr&action=history hier]:<br />
# "'' Die Kapazität sollte bei 200000 Kubikmeter Wasser pro (?) liegen.''" Hier war keine Einheit angegeben, ich setzte mal ein: pro (?)<br />
# "''Da die Kraftwerk Union AG damit nicht einverstanden war, klagte sie am Gerichtshof in Genf. Der Iran gewann letztendlich den Prozess.''" Welcher gerichtshof? Der Internationale Gerichtshof?<br />
<br />
Gruß zum Zweiten vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:51, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Sei gegrüßt, zu den einzelnen Punkten beim KKS:<br />
# Ich denke mal nicht, dass das berücksichtigt wurde. In dem Buch, das ist schon eine weile her, als ich die Informationen aus dem Buch für den Artikel verwendete, steht zumindest drinnen, dass es dazu hätte führen können, wenn eine sekundäre Störung auftaucht. Das ist ziemlich schwammig, vielleicht wäre lediglich eine Erwähnung des schiefen Kerns ausreichend und dir Reparaturen.<br />
# Der Antrag war im Landtag.<br />
<br />
Zu Buschehr:<br />
# Gemeint waren Kubikmeter pro Tag.<br />
# Ja, sie klagten am ständigen internationalen Gerichtshof.<br />
<br />
Ich bessere das mal aus, das sind schlimme Fehler aus meiner Sicht, die so nicht vorkommen dürften. Ich denke dir jedenfalls für deine Aufmerksamkeit im Bezug auf die Fehler! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:24, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
: kein problem. Ich liebäugle momentan damit, langfristig einen artikel zum uranbergbau zu schreiben. Wiki hat einen guten artikel zu [http://de.wikipedia.org/wiki/Uranlagerst%C3%A4tte uranlagerstätten], aber der artikel [http://de.wikipedia.org/wiki/Uranabbau uranabbau] ist sehr ökoreligiös und dünn, der mühlenprozess wird nicht dargestellt. Ich hatte ursprünglich die idee lagerstätten und abbau in einen artikel "uranbergbau" oderso zu packen, was aber sehr lang wird. Ich würde bei "uranlagerstätten" nicht alles übernehmen, nur wo im gestein es liegt, und wie es abgebaut wird. Das ganze würde etawa [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 so] aussehen. Wiki teilt das ganze eben in 3 artikel auf. Das themengebiet "Brennstoffwirtschaft" im [[Portal:Kernkraftwerk]] ist noch sehr leer xD. Schon mal gedanken darüber gemacht? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:22, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
:: Hm, das ist wirklich ein sehr, sehr langwieriges Thema, in dem ich nur bedingt Fachwissen habe. Mehr als einen Artikel zur [[Uranerzaufbereitungsanlage Mydlovary]] habe ich nie geschrieben, wobei ich den auch nur geschrieben habe weil es von Temelín aus nur ein Katzensprung war und ich Fotos schießen konnte. :D Hinsichtlich der Uranvorkommen habe ich mich mal schlau gemacht, wo denn welche auf der Erde verteilt sind, also hinsichtlich der kleinen, weniger bekannten Abbaugebiete und Vorkommen in Westdeutschland, Russland, Japan (ist wohl der einzige Rohstoff den das Land besitzt) und anderen kleineren Ländern wie Kasachstan usw. und in der Folge dir Gründe, weshalb der Abbau erfolgt oder weshalb er scheiterte. Sonst ist mein Wissen hier nur sehr Begrenzt. Hinsichtlich Brennstoffwirtschaft habe ich neben der Förderung, Aufbereitung und Verarbeitung des Urans an die Aufarbeitung, den Einsatz in Kernkraftwerken und/oder Forschungsreaktoren, Kernwaffen, etc. gedacht. Ich bin aber immer gerne für Vorschläge offen, wie gesagt das ist nicht so mein Gebiet, auch wenn ich es besser wissen müsste. ;) Aber die Integration in einen Wartikel wäre sinnvoll, denn Uranabbau und die Lagerstätten behandeln ein und das selbe Thema: Die Vorkommen selber und die Vorkommen wie sie abgebaut werden. Die Aufbereitung gehört auf alle fälle noch dazu, zumal die meisten Mühlen, wie eben die Uranerzaufbereitungsanlage in Mydlovary in direkter Nähe zu den Abbaugebieten betrieben wurden. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:07, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::: gut, dann pack ich das zusammen. Am Ende wäre die Artikelkette: ''Uranförderung - Anreicherung - Kernbrennstoff - [[Kernkraftwerk]] - Wiederaufarbeitung - Endlagerung'' sinnvoll, welche in einem extraartikel [[Brennstoffkreislauf]] (offen, geschlossen, blabla) nochmal durchgekaut werden kann. Noch ne frage: Woher bekam Mydlovary sein uran? Wie du schon richtig gemerkt hast sind die mühlen direkt am abbaugebiet. Vielleicht wäre es langfristig sinnvoll für Uranminen eine infobox zu verfassen, und die jeweilige mühle+vorkommen in einem artikel "Uranmine XYZ" zusammenzufassen. Endlager wie das [[Endlager Tammiku]] besitzen auch eine box. Mit Schlägel-und-Eisen-Symbol, und demselben farbschema. Hier könnte man sich auch detailiert über die entstehung des jeweiligen uranvorkommens auslassen. Aber nur gaaaaaaaaaaaaaanz langfristig xD. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:54, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::Für die Kette kann man ja ne Navileiste mit dem Titel ''Brennstoffwirtschaft'' am einfachsten. Woher Mydlovary genau das Uran bekam ist fraglich. Es müsste vor Ort tatsächlich eine Mine gegeben haben, ich bin mir aber nicht sicher, denn aus der Literatur ist mir nur bekannt, dass eine ganze Menge per Bahn angefahren wurde. Allerdings führt Mydlovary in seinem [[:Datei:Mydlovary CZ CoA.png|Wappen]] auch einen Schlägel mir Spitzhacke, allerdings gibt es in Mydlovary Braunkohlevorkommen, die für das südlich liegende Kohlekraftwerk abgebaut wurde, später wurde sie aus Sokolov bezogen. Ich denke mal, dass man das mit dem Uran so auch gemacht hat, denn in Jachymov war die Aufbereitungsanlage ziemlich schnell ausgelastet, sekundär könnte auch Uran aus der DDR dort aufbereitet worden sein. Eine Infobox könnte man schon machen, aber ich denke hier muss man bei den Anlagen noch etwas differenzieren, solange das hier nicht genau geklärt ist. Ich wüsste zumindest nicht wie ich das nachweisen kann, höchstens mal die Gemeinde anschreiben - sofern die da Internet haben, das sah da als ich dort war alles noch ziemlich unterentwickelt auf, zumal ich mich nicht unbedingt da lange aufhalten wollte, da radioaktive Partikel da doch schon ziemlich in der Luft waren und der Geigerzähler da schon teilweise um mehrere µSv aus. Da bin ich mir nicht sicher. Infobox kann man immer machen, die Infobox für Endlager war nur kurzfristig entstanden, da man gut so die Daten von der NEWMDB der IAEA übernehmen konnte! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:35, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::: ah, ok. Die frage ist aber eher ob jede mine eine mühle besitzt, oder ob es auch minen ohne mühle gibt, wo das erz erst zu einer zentralen mühle geschafft werden muss, welche mehrere minen bedient. Letzteres glaubte ich nicht, da bei urangehalten von 1000 ppm (1 Promille) der transportaufwand zu hoch wäre. Kupfer und andere rohstoffe werden auch bei jeder mine vor ort "gemühlt". Mir geht es erstmal darum zu sagen: "wenn jede mine eine Uranerzaufbereitungsanlage (=mühle) besitzt, kann man das auch in einem artikel "Uranmine XYZ" zusammenzufassen". Allerdings ist in der nähe von Mydlovary keine u-mine, ebenso bei den andern cz-mühlen. Dort scheint man tatsächlich den aushub ein paar 100 km durch die lande gefahren zu haben, um ihn aufzubereiten. Hmpf --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:25, 29. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::::Ich denke mal das zusammenlegen geht pauschal so nicht. Wobei auch in den Uranminen in Niger, Australien oder Kanada vor Ort eine Mühle steht. In der Tschechoslowakei gab es aber auch Minen, die vereinzelt in der Landschaft ohne Weiterverarbeitungszweige standen, beispielsweise die Minen um Litomerice, deren Ertrag aber zur Uranerzaufbereitungsanlage Stráz gebracht wurden, die wiederum zu einem Minenkomplex gehörte. Man muss wohl noch nebenbei anmerken, dass Mydlovary einer der wenigen Aufbereitungsanlagen war, die durch Tschechen betrieben wurde und nicht wie andere Minen und Anlagen durch Gefangene aus den anliegenden Lagern. Wohl gesagt, Mydlovary wurde 1989 durch die Gesellschaft Interuran aus der Bundesrepublik Deutschland übernommen. Allerdings hat die Anlage tatsächlich ihr Uran aus der ganzen tschechischen Republik gewonnen, sogar mit importierten Uran wurde hier gearbeitet. Zumindest laut [http://www.wise-uranium.org/pdf/ujsmaped.pdf diesem PDF]. Ich finde die Seite zwar Informativ, die Informationen sind jedoch mit Vorsicht zu genießen, da hier die Vorurteile ohne objektive Begründung in den Vordergrund gerückt werden. Zusammen führen kann man sie nicht. Die Frage ist dann sowieso: Wäre das Kernkraftwerk Temelín in der nicht weiter nachgegangenen Projektion bei Dubenec ein Teil von Mydlovary gewesen, da der damals vorgesehene Standort sich fast direkt neben dem Werksgelände befand? In der Kombination aus einer kerntechnischen Anlage und eines Kernkraftwerks redet die [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/14/14005.html IAEA von einem Nuklearpark], dies würde beispielsweise auf Tricastin in Frankreich zutreffen, wobei mehrere kerntechnische Anlagen nicht in diese Definition aufgenommen werden können (zumindest nach IAEA-Definition). Man könnte es zumindest so machen und in einem Hauptartikel wie [[Uranerzabbaugebiet Jáchymov]] die entsprechenden Minen und Komplexe auflisten mit kurzen Beschreibungen und jeweils einen eigenen Artikel verfassen, beispielsweise [[Uranbergwerg XYZ]], [[Uranaufbereitungsanlage XYZ]], etc. Ich denke mal man muss es ausprobieren und bei neuen Erkenntnissen die Artikel ggf. entsprechend anpassen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 06:56, 30. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::::: jo, schaun mer mal. wird sich sowiso erst in zukunft zeigen, nehme ich an. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:13, 30. Jul. 2012 (CEST)<br />
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== Grünwald ==<br />
Sorry das ich wieder anklopfe. Es geht um das [[Kernkraftwerk Greenwood|Öko-Kraftwerk]]. Zwei Dinge:<br />
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# ''Die Produktion der Reaktoren sollte je Block bei 85 Millionen Dollar liegen (?).'' Ist damit der operative gewinn gemeint? Die baukosten werden weiter unten mit 1,1 Mrd für beide angegeben. Oder ist mit der produktion eine strommenge gemeint, u die einheit falsch?<br />
# ''Allerdings würde auch die herkömmliche Lizenzpraxis – eine für jeden Block – ebenfalls dazu führen, dass das Jahr nicht vollkommen ungenutzt für Block 3 verstreichen würde, da die Kräfte in dieser Zeit für die Errichtung des anderen Blocks verwendet werden könnten.'' Ich schrieb den satz am ende des dritten absatzes. der vorherige war sehr...verknotet: ''Zwar würde auch die herkömmliche Lizenzpraxis, eine für jeden Block, ebenfalls dazu führen, dass das Jahr nicht vollkommen ungenutzt für Block drei verstrichen würde, sondern würde für die Errichtung der dortigen Bauressourcen des dritten Blocks verstrichen werden.'' Habe ich den inhalt richtig erraten?<br />
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Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:48, 31. Jul. 2012 (CEST)<br />
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: Öko-Kraftwerk! :D<br />
:# Mit der Produktion ist die Herstellung der Reaktordruckbehälter gemeint gewesen. <br />
:# Hier ging es darum, dass Block 3 aufgrund seiner Genehmigung ein Jahr vollständig übersprang, bis die Errichtung erfolgen könnte. Bedeutet zwischen Block zwei und drei liegt jeweils ein Jahr ohne Nutzen dazwischen. Das wollte man umgehen, ging aber letztlich doch nicht. Letztlich wurde das Projekt ja doch noch storniert, daher ist diese Planungsspielerei eigentlich überflüssig im Bezug auf ''was wäre wenn...''. Allerdings ist das wiederum ein wichtiger Teil den ich nicht unbemerkt lassen wollte, da er eine ganze Weile die Diskussion um die Blöcke dominierte, wenn ich auch nicht verstehe, warum der PSAR wegen der Bauzeit so extrem genau ausgeschrieben wurde, zumal es doch in der Hand des Betreibers lag, wie er seine Anlagen wann ans Netz nimmt. Neja, wie dem auch sei. Das war noch ein Schubladenartikel der bereits im ke-wiki exestierte, aber anscheinend als einziger nicht umgezogen ist. Ich hatte aber noch eine Kopie hiervon auf meinem Rechner gespeichert - zum Glück. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 07:09, 1. Aug. 2012 (CEST)<br />
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ok --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:36, 1. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
== frage==<br />
<br />
Du listest [[Liste_der_verworfenen_Kernkraftwerke#Indien|hier]] das KKW Kudankulam auf, erwähnst aber eingangs das KKW Rajasthan und stornierungen. Was nu? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:27, 7. Aug. 2012 (CEST)<br />
: Da hast du mich erwischt, das ist nicht mehr aktuell. Die beiden Rajasthan-Blöcke sind ja letztes Jahr in Bau gegangen. Die Sache mit Kaiga wird noch andauern, auch weil man plant eventuell zwei 1000&nbsp;MW DWR zu errichten, anstatt zwei 220&nbsp;MW IPHWR-220. Die beiden Kudankulam-Blöcke sind absichtlich nicht erwähnt, die gehen in diesem Jahr noch in die Planungsphase zurück und die Vorarbeiten werden dieses Jahr noch beginnen. Der 3,5&nbsp;Milliarden Dollar Staatskredit wurde diesen Monat ausgestellt. Ich habe den Text mal entsprechend angepasst. Da ich sowieso noch den PRIS-Admin anschreiben möchte im Bezug auf einige Fehler bzw. Informationen über die nicht gelisteten Reaktordaten kann ich da gleich mal wegen den Blöcken anfragen, ob und wann die wieder in die Planungsphase zurück gehen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 06:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
:: ok --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
== ideen? ==<br />
Sodelle, deine hilfe ist gefragt, genau gesagt [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Abgesehen von ein bisschen kosmetik was ich noch mach hab ich noch ein paar fragen an dich:<br />
<br />
* hast du lust was zur geschichte beizutragen? du hat vmtl mehr ahnung von joachimstal, uranfarben, Shinkolobwe usw.<br />
* entstehung: nun könnte man(n) hier oder weiter unten bei Uranlagerstätten noch ein bisschen was zum vulkanismus erzählen. der [http://fi.wikipedia.org/wiki/Uraanin_esiintyminen finnische wiki-artikel] hat ein paar sätze dazu verloren. deine meinung?<br />
* Reichweite: früher wußte das jeder, heute huldigt man der nahrungsmittelverstromung. ok so?<br />
* Uranlagerstätten: hier is die wiki ziemlich gut, hab aber auch noch was gefunden. Kollapsbrekzien sind meine spezialität xD, sogar mit selbstverschobenem bild. leider nicht entzifferbar<br />
* Uranlagerstätten: ist der inhalt ok? ausführlicher? struktur? irgendwie fehlt dem abschnitt das gewisse etwas, ka was<br />
* Förderung: meine laber-spezialität. ich weiß nich wie gut dein chemieverständnis ist, aber guck bitte mal drüber ob du wiedersprüche, fehler etc entdeckst<br />
* irgendwo muss noch ein bild [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Yellowcake.jpg des produktes] rein. aber wo?<br />
* bei phosphaten u meerwasser wären bilder nicht schlecht. bis auf ein paar skizzen zu den plastikwürsten am meeresgrund is aber nix<br />
* Wirtschaftlichkeit: etwas knapp. mehr ideen?<br />
* Gesundheitsrisiken: hast du hier noch einen speziellen wunsch? da werd ich noch etwas labern, vergleiche, wismut ag etc<br />
* Tabellen: welche willst du? die 10 größten förderer auf jeden fall. und sonst? (die preis-lagerstätten-tabelle parkt hier nur)<br />
* eine idee wäre auch das bild oben rechts am artikelanfang irgendwo im artikel unterzubringen, auf seitenbreite zu vergrößern und ein erklärungsbild draus zu machen: mauszeiger auf absetzbecken, text: "Absetzbecken für Tailings", etc. Dazu müsste man aber den genauen aufbau der mühle wissen, und da bin ich überfragt.<br />
<br />
Und zu guter letzt muss du dir noch ein lemma ausdenken: Uranförderung/Uranbergbau/Urangewinnung/etc. So, das war etwas viel auf einmal. Aber es eilt nicht, wir ham zeit. Und wenn sonst noch was is, sag bitte bescheid. Gruß vom überlasteten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Erst einmal muss ich sagen, dass der Artikel super gelungen ist, mein Lieblingsabschnitt sind die ersten zwei Sätze bei Wirtschaftlichkeit, damit hast du wirklich ins Schwarze getroffen! :D Die Beschreibung mit der Entstehung ist sogar noch besser, so genau habe ich das nicht mal gewusst. Etwas habe ich dann doch noch zu beanstanden: Die deutsche Wortschöpfung von ''Tailings'' im Bezug auf Uranmühlen heißt ''Aufbereitungsabgänge''. Es wäre schön den deutschen Begriff zu verwenden. Das ist genauso wie bei Fukushima immer von ''Isolation Condenser'' die rede war, obwohl die Teile auch einen deutschen Namen haben und sich ''Leerlaufkondensatoren'' schimpfen. Diese Fachbegriffe sollte man dann schon ins deutsche holen, auch um das Denglisch etwas zu entwirren. Sekundär muss man darauf achten, dass der englische Begriff ''Tailings'' eigentlich nur ''feste Rückstände'' beschreibt aus unterschiedlichen Produktionsprozessen stammen kann. Hier muss man differenzieren zwischen den ''Mill Tailings'', also den ''Aufbereitungsabgängen'' und den ''Tailings'', den ''festen Rückständen''. Was ich jetzt auch nicht verstehe ist die UNESCAR-Beobachtung zu den Strahlenbelastungen in den Minen. ich frage mich da prinzipiell, nach welchen Richtwert die gehen, denn in all diesen Ländern herrschen einerseits unterschiedliche Grenzwerte was Radioaktivität belangt, in Russland wird das sogar von Oblast zu Oblast anders geregelt, und was mich stutzig macht ist die Tatsache, dass es gerade in Gabun und Südafrika keine kontaminierten Personen geben soll. Ansonsten ist eigentlich nichts zu beanstanden. Zu den einzelnen Punkten:<br />
* Kein Problem, werde mich der Sache annehmen.<br />
* Im Bezug auf den Vulkanismus bin ich überfragt, kenne ich mich zu wenig aus.<br />
* Neja, unerschöpflich ist die Quelle ja so gesehen nicht, vielleicht sollte man sagen, dass es in diesen Zeitdimensionen für Menschen nahezu unbegrenzte Maßstäbe sind. Ich nehme jetzt mal an, dass wir in 16 Millionen Jahren sowieso schon einen etwaigen anderen Planet besiedeln und das Uran preiswert von dort importieren! ;D Denke aber mal, dass das so okay ist.<br />
* Was ich jetzt noch machen könnte wäre zu den einzelnen Typen jeweils ein Bild machen, denn ich habe von meinem Opa her eine vollständige Uranmineraliensammlung zuhause in allen Gesteinsformationen, in denen Uran auftaucht. Allerdings sind die Steine eingelagert, das bedeutet das dauert etwas, bis ich die heraus sortiert habe. <br />
* Wie man dem Abschnitt mehr das gewisse Etwas verleihen kann weiß ich auch nicht so wirklich.<br />
* Chemieverständnis ist okay, falls kann ich es noch von einem bekannten Chemiker prüfen lassen.<br />
* Wüsste nicht was man dazu einfügen könnte. Ich kenne leider die Prozesse nicht gut genug hinsichtlich dieser beiden Gewinnungsarten.<br />
* Zur Wirtschaftlichkeit gibts nicht mehr viel zu sagen. Was ich aber nicht ganz verstehe ist der Preis auf den du kommst beim EPR im Bezug auf die Brennstoffkosten. Das musst du mir mal genauer erklären wie der Rechenweg ist, den kann ich nicht ganz nachverfolgen.<br />
* Einen speziellen Wunsch habe ich hier nicht. Uranbergbau ist eine Sache für sich in diesem Fall, es wirkt sich aus.<br />
* Eigentlich reichen die Tabellen aus, weiß nicht aber vielleicht erstelle ich noch eine Karte zu den Uranreserven in welchem Land sie liegen und wie Qualitativ sie sind. Schlimm genug, dass einige Länder noch nicht erschlossene Vorkommen haben, die riesig sind. Selbst Russland hat große Vorkommen, importiert aber lieber aus Kasachstan für Kernbrennstoff. Erst jetzt fangen die mit dem Elkon-Projekt an im Föderationskreis Fernost ihre Vorkommen richtig zu erschließen, 5000 mtU/a ist nicht gerade wenig.<br />
* Das mit dem Bild ist schwierig, zumal es nicht sehr viel zu beschreiben gibt, denn es sind ja im Prinzip nur die herkömmliche Mine mit den Abgängen der Minen in den Becken, denn die Verarbeitung in einer Mühle findet im etwas südlich gelegenen Uranbergwerk Key Lake statt.<br />
In der Konfiguration denke ich mal ist Uranbergbau der richtige Begriff. Bis zur Verarbeitung zu Yellow Cake ist das alles im herkömmlichen Maßstab, wie man auch andere Rohstoffe wie Erz, Flussspat oder andere Gesteine abbaut. Der Rest hinsichtlich der Anreicherung, Verarbeitung zu Brennstoff, etc. gehört zur Brennstofffertigung. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:57, 9. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
:also erstmal sorry für die lange antwortdauer, hatte leider keine zeit. Zur sache: <br />
* Ich hab den begriff "Aufbereitungsabgänge" reingesetzt, um das wort vertrauter zu machen xD.<br />
* Welcher minenarbeiter als exposed gilt hängt vom nationalen spielplan ab (ausrüstung, willkürliche grenzwerte, vmtl auch korruption), auch ergänzt<br />
* dem vulkanismus hab ich mal einen satz von ökowiki geklaut und ihn bei "Entstehung" reingewürzt. mehr wird wohl zu komplex und übersteigt mein geologisches denkvermögen. wenn du ein photoalbum von den stars der steine machen möchtest müsste man(n) dazu aber noch einen abschnitt setzen. In diesem Fall würde ich den abschnitt "Uranlagerstätten" in "Vorkommen" umbenennen und zwei unterkapitel "Mineralogie" und "lagerstätten" draus machen. unter "Mineralogie" könnte auch die entstehung der steinchen abgehandelt werden...wenn du ahnung davon hast. Beachte bitte das commons auch schon bilder hat.<br />
* reichweite von "praktisch" auf "fast" gesetzt. der artikelanfang kriegt auch noch was in die richtung, wegen der unterscheidung fossil/regenerativ/nuklear<br />
* beim brennstoffkostenabschnittdierechungfürdenEPRergänzt<br />
* ich habe den abschnitt "Gesundheitsrisiken" gesplittet. Die ganze ist noch graue soße, aber wenn in 10-100 jahren konsens herrscht wird's wohl unter [[strahlenrisiko]] einsortiert. <small>Das WLM-bild ist ärgerlich klein</small><br />
* die urankarte is eine gute idee<br />
: wie willst du den abschnitt "geschichte" schreiben? hier im lemma oder hier auf der disk-seite, und ich schiebs dann aufs schmierblatt3? Gruß und mit dem versprechen nächstes mal schneller zu antworten vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:33, 10. Aug. 2012 (CEST)<br />
::Hm, also die Rechnung verstehe ich jetzt. Aber am Ende kommen doch 0,0076&nbsp;Euro pro Kilowattstunde raus und liegen logischerweise noch niedriger als dein Wert oben. Wenn ich dem unteren Wert glaube, kostet die MWh rund 7,60&nbsp;Euro, der obere Wert preist dagegen 760&nbsp;Euro für die Megawattsunde an. Der obere Wert kann daher nicht richtig sein. Irgendwie ist da der Wurm drinnen, ansonsten würde ja ein Kernkraftwerk bei der Enderzeugung, wenn man die Brennelementfertigung mit einberechnet sowie Erzeugungskosten unbezahlbar werden. Grundsätzlich kann man sagen, dass der Strom am Ende zwischen 40 und 60&nbsp;Euro je Kilowattstunde kostet, die Ukraine schaffen die Megawattstunde sogar für 12&nbsp;Euro je Megawatttsunde aus deren Kernkraftwerke - weshalb Energoatom auch faktisch pleite ist! ;) Für den Abschnitt habe ich so pauschal geplant zusammenzustellen wann der Uranabbau begann, für was er zunächst gedacht war, wie er sich kommerziallisierte und für was er betrieben wurde. Zumindest grob fange ich in Jáchymov an, arbeite mich weiter über andere entstandene Abbaugebiete und über die Nutzung für Kernwaffen, Kernkraftwerke und so der Übergang zu den großen Minen in Australien, Afrika und Kanada. Die heutige Lage fasse ich dann kurz zusammen, da faktisch nur die großen Minen überlebt haben mit großen kommerziellen Abbauvarianten (siehe weiter unten). Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:58, 11. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::0,0076 eur/kwh sind 0,76 ct/kwh und das steht auch oben. Verguckt? Dein geschichtlicher überblick klingt gut, ich sollte aber wissen ob ich den artikel vorher in die nucli setzen soll und du ihn dann ergänzt, oder wie die hochzeit stattfindet. Beste Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:33, 11. Aug. 2012 (CEST) <small>PS: wie kriegt man 12 ct/kWh bei einem KKW zustande, ohne politische Schikane?</small><br />
:::: Neja das meine ich ja eben, die 0,76&nbsp;ct/kWh scheinend mir zu groß. Wohin verschwinden die zwei 00? Den Text schreibe ich morgen, denke mal am beste hier, und du kopierst ihn dann rein. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:23, 12. Aug. 2012 (CEST) <small>Den Preis bekommen die nur zustande, weil der Staat das selbst so reguliert! ;)</small><br />
::::: Die zwei nullen verschwinden so wie 100 cents 1 euro sind oder 0,1 euro 10 cents sind. Wenn dein auge [http://www.world-nuclear.org/info/inf02.html diese tabelle "the cost of fuel"] erblickt siehst du:<br />
8,9 x 146 + 98 + 1132 + 240 = 2770 USD steht da so. Also:<br/><br />
8,9 x 400 + 98 + 1132 + 240 = 5030 USD für das fischen mit der plastikwurst<br />
::::: 5030 USD = 4200 EUR. Der wert is etwas höher, weil wna mehr SWU's und weniger uran verwendet, dh eine stärkere abreicherung der tails. Da schlägt der uranpreis nicht so durch. Liegt trotzdem nahe der € 4742 pro kg Brennstoff, welche ich errechnete. Der rest ist 08/15: <br />
(2770000 USD/t)/(45000000kWd x 24h x 0,33) = 0,00777 USD/kWh steht da so. Und weil 1 USD = 100 US-ct, 0,77 ct/kwh. Jetzt ich:<br/><br />
(5030000 USD/t)/(70000000kWd x 24h x 0,37) = 0,008 USD/kWh mit dem $-wert oben. Sind USD 0,8 ct/kWh oder € 0,67 ct/kWh und damit nahe der errechneten EUR 0,7 ct/kWh<br />
::::: erstaunlich was moderne reaktortechnik bewirkt. Und, auf den Text bin ich gespannt, wünsche gutes gelingen! Gruß vom nachtaktiven [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:49, 13. Aug. 2012 (CEST) <small>PS: böser staat</small><br />
Wie dem auch sei, ich blicke da immer noch nicht so ganz durch, das ist Brennstoffwirtschaft, nicht so wirklich meine Welt. Bei mir ist der Preis ab dem Brennelement maßgebend! ;) Nun zum Text:<br />
-- Start --<br />
<nowiki>== Geschichte ==</nowiki><br />
Im Jahr 1561 wurde der Ort Sankt Joachimsthla gegründet, das spätere tschechische ''Jáchymov''. Die Region war hauptsächlich für die Silbervokommen bekannt, die dort abgebaut wurden. Bereits zu diesem Zeitpunkt war ein Element bekannt, dass nachhaltig die Gesundheit der Bergbauarbeiter beeinflusste und als ''[[Pechblende]]'' bekannt war. Am 24.&nbsp;September 1789 entdeckte Martin Heinrich Klaproth in dem Element ein weiteres neues Element, dass der ''Uranit'' nannte, benannt nach dem Planeten Uranus. Die PEchblendet stammte aus dem unweit von Jáchymov liegenden Johanngeorgenstadt in Sachsen. Tatsächlich war das entdeckte Element nicht Uran selber, sondern Urandioxid. Das eigentliche Element wurde 1841 vom französischen Chemiker Eugène-Melchior Péligot entdeckt. Nachdem man als vornehmlichen Zweck die Farbenvielfalt von Uran entdeckte wurde im frühen 19.&nbsp;Jahrhundert begonnen Pechblende zunächst von den Abraumhalden zu gewinnen und diese zu Uranfarben weiter zu verarbeiten. Gegen 1830 wurde mit dem eigentlichen Uranbergbau begonnen und das Material gezielt abgebaut. Aufgrund der hohen Nachfrage und des stetig steigenden Uranpreises kam es dazu, dass ältere Schächte in der Umgebung wieder eröffnet wurden und selbst aus diesen von Silber ausgebeuteten Stollen Rohstoffe für die Uranfarbenherstellung gewonnen werden konnten. 1853 wurde mit der Eröffnung der ersten richtigen Uranfarbenfabrik in Jáchymov der größte industrielle Schritt gewagt und dort das Uran aus der Pechblende extrahiert. Infolge der neuen Erkenntnisse durch die Entdeckung der radioaktiven Strahlung durch [[Antoine Henri Becquerel]], gefolgt von der Entdeckung der Elemente Polonium und Radium seitens [[Marie Curie]] in Proben von Pechblendenrückstände aus der ''Urangelbfabrik'' Jáchymov änderte sich die Situation im Uranbergbau erstmals. Die Folge waren einerseits erste [[Strahlensicherheit|Strahlenschutzmaßnahmen]] in den Bergwerken und andererseits ein neuer Gewerbezweig mit der Eröffnung des erste ''Radonheilbades'' in Jáchymov.<br />
<br />
Infolge der Entdeckung der Kernspaltung durch Otto Hahn und seinem Assistenten Fritz Straßmann am 17.&nbsp;Dezember 1938 änderten die Prioritäten für den Uranerzbergbau weltweit. Insbesondere hinsichtlich der Verwendung für [[Kernwaffen]] und des Ausbruchs des zweiten Weltkrieges 1939 führten dazu, dass Nazideutschland in den Besitz der Uranvorkommen um Jáchymov und Johanngeorgenstadt kamen und die Vereinigten Staaten von Amerika befürchteten, dass eine Kernwaffe in Besitz der Nazis zu einer Entscheidung in des Krieges führen könnte. Die Folge war im Jahr 1942 der Beginn des großflächigen Uranbergbaus in den vereinigten Staaten im Rahmen des Mahatten-Projekts, sowie seitens der Sowjetunion etwas verzögert in Kasachstan und der russischen Föderation. Die USA setzten zusätzlich auf die Erschließung großer Vorkommen in südafrikanischen Ländern wie dem Kongo. Diese Projekte waren vornehmlich staatlich gefördert, da ein Teil der leicht erschließbaren Vorkommen nur bedingt bekannt waren. Kurz vor dem Ende des zweiten Weltkrieges 1945 zündete man im Juli die erste Kernwaffe der Erde in [[Los Alamos]]. Die Zündung weiterer Kernwaffen und die Aufrüstung insbesondere aufgrund der Tatsache, dass die Sowjetunion 1949 ihre erste eigene Kernwaffe zündete, führten zu einer Fortentwicklung des Uranbergbaus hin zum kommerziellen Maßstab, vornehmlich für die weitere Erzeugung für Plutonium in [[Kernreaktor]]en. Diese Situation blieb einige Jahre weiter so bestehen, bis US-Präsident Dwight D. Eisenhower in der Rede ''Atoms for Peace'' im Dezember 1953 die friedliche Nutzung der Kernenergie als zukünftige Option nannte. In der Folge begannen in den USA, sowie in der Sowjetunion erste Projekte für die Errichtung erster [[Kernkraftwerk]]e. Die für die Zukunft zunehmende Zahl und Interessen verschiedener Länder führte Dazu, dass der Uranbergbau im größeren Maßstab vorgenommen werden müsste, weshalb Länder wie Kanada für ihr eigenes zivile Kernenergie-Projekt begann neue Minen zu erschließen, gefolgt von Ländern wie Namibia, dass damals unter südafrikanischer Besetzung begann erste Vorkommen nutzbar zumachen.<br />
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In den 1970ern wurden ein großer Teil der heute bekannten, aber meist noch nicht erschlossenen Uranvorkommen weltweit dokumentiert. Vornehmlich versuchten asiatische Staaten wie Japan, Südkorea oder Pakistan eigene Vorkommen zu entdecken. Diese Länder zählen zu den wenigen, die eher wenig konventionelle Rohstoffe zur Verfügung hatten und darauf hinarbeiteten bei einer Stromversorgung aus Kernenergie sich selbst mit Uran zu versorgen. Zwar sind heute in diesen Ländern vorkommen bekannt, meist aber nie über die experimentelle Förderung hinweg realisiert worden. Zu den größten Produzenten zählen heute vornehmlich Kanada, die vereinigten Staaten von Amerika und Australien. Die größten Vorkommen befinden sich in Marokko, den USA und Australien.<br />
-- Ende --<br />
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Es ist wirklich schwer darüber was zu finden, habe es einfach mal knapp zusammen gefasst, ein Sammelsurium wollte ich jetzt nicht unbedingt zusammenstellen. Neben dem Text habe ich nun die [http://infcis.iaea.org/UDEPO/UDEPOMAin.asp?NameFilter=&Region=The%20World&Country=All&Type=All&Status=All&Order=1&Page=1&RightP=Summary&Table=2 Uranvorkommen in Tonnen weltweit] im Bild rechts zusammengefasst, zumindest die bekannten. Vielleicht könnte man ja die Leiste noch einarbeiten.<br />
[[Datei:World Resources of Uranium Deposits.svg|miniatur|Uranlagerstätten Weltweit:<br/><span style="background-color:rgb(255,0,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>>500000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,145,145);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>100000 bis 500000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,255,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>50000 bis 100000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,255,150);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>10000 bis 50000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(0,255,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>5000 bis 10000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(125,255,125);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span><5000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(224,224,224);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>Keine bekannten oder keine Uranvorkommen]]<br />
Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:55, 13. Aug. 2012 (CEST)<br />
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Sehr schön. Ich werd es noch ein bisserl breittreten. Dazu hab ich noch ein paar fragen:<br />
* gehört D nicht in dieselbe kategorie wie SüdK und japan, dh uranreich, aber zu teuer?<br />
* was ist die "Urangelbfabrik"? ich vermute hier wurde gelbe uranfarbe hergestellt? nicht das yellowcake auf deutsch urangelb heißt oderso xD <br />
und zu guter schluss: wo ist dein verständnisproblem bei den brennstoffkosten? die rechung erfolgt in euro oder dollar, die stromkosten werden aber in cent (dh 1/100 davon) angegeben. So gehen eben zwei nullen flöten. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:08, 13. Aug. 2012 (CEST)<br />
: Neja, Deutschland ist sehr Uranreich, jedoch im Schnitt reicher als südafrikanische Länder. Japan selbst hat zwar Vorkommen, die aber nicht wirklich groß sind. Zu teuer im Abbau würde ich nicht mal sagen, nur die einzigen Projekte zumindest in Westdeutschland scheiterten aufgrund der blockierten Umwandlung dieser Betriebe in eine gemeinsame GmbH. Die Minen waren zunächst einzeln privat betrieben. Ich kenne nur die Geschichte der Mine aus Arzberg, das ist gleich um die Ecke, die eben bei dieser Umwandlung nicht mitmachen wollte und in der Folge diese Stillgelegt wurde, da sie insolvent gegangen war. Ansich wirklich Teuer ist es wirklich nur, wenn die Erzadern sich großflächig aufteilen. In Japan handelt es sich um eine einzelne Erzader, genauso in vielen weiteren Ländern, weshalb der Abbau wirtschaftlich schon möglich wäre. Der Bezug aus anderen Ländern wie Kasachstan, Namibia oder Kanada ist nur aktuell preiswerter, zumal die Vorkommen noch einige Jahre lang den frischen Urannachschub sichern. Ich denke mal das wird sich in der Zuknuft noch verändern. Länder wie China und Russland fangen ja jetzt an auch eigene Vorkommen zu erschließen, China logischerweise wegen dem großen geplanten Zubau von Kernkraftwerken. In Yibin den Brennstoff zu fertigen ist eben doch noch preiswerter als diesen von Westinghouse, Areva oder Rosatom zu erwerben. Bei der Urangelbfarbik handelt es sich um eine Uranfarbenfabrik für gelbe Farbe, das ist richtig. Aber interessanter weise ist der Prozess ähnlich wie bei der Produktion von Yellow Cake, denn das Uran wird aus der Pechblende heraus gelöst und zu gelben Pulver konzentriert, dass dann als Farbe verwendet wird. Vielleicht handelte es sich auch darum, das ist aber leider nirgends genau überliefert. Yellow Cake hat glücklicherweise noch keine Übersetzung ins Deutsche. :D Jetzt habe ich das verstanden mit der Kostenrechnung. Ich habe mich irgendwie auf das Euro versteift gehabt. So ist das schon logischer. Letzten Tage waren Stressig, daher kam ich wohl nicht ganz mit! ;) Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 11:29, 14. Aug. 2012 (CEST)<small> Habe das Anmelden Vergessen :/ --[[Benutzer:TZV|TZV]] 11:31, 14. Aug. 2012 (CEST)</small><br />
:: Sodelle, [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 bittä hier]. Last call, dann schieb ich's rüber. wenn was is, sag bitte bescheid. Den eintrag im Portal unter "Brennstoffwirtschaft" überlass ich dann dir, ebenso die kats xD. Gruß und danke für die hilfe vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:16, 14. Aug. 2012 (CEST)<br />
::: Ich denke mal das passt so. Habe aber noch eine andere Frage: Weshalb hast du Jordanien im Artikel [[Generation IV]] [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Generation_IV&curid=1125&diff=3288&oldid=3111 entfernt]? Jordanien ist mit Russland im Gespräch über die eventuelle Errichtung von einem bis zwei WWER-1000 am Standort Al Majdal, 47&nbsp;Kilometer nördlich der Hauptstadt Amman - den Plan das tote Meer zu retten haben die anscheinend zurückgestellt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:55, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::: wegen [http://www.world-nuclear.org/info/nuclear_power_in_Jordan_inf138.html demhier]: ''„However, in May 2012 the lower house of parliament voted 36 to 27 in favour of a recommendation by the parliamentary Energy & Mineral Resources Committee to suspend the country’s nuclear program, including uranium exploration. The Committee’s report accused the JAEC of misleading parliament. However, JAEC says the motion was qualified in effect to endorse its cautious proceeding.“'' Ob das was wird ist also unsicher. Parlamente haben allerdings in der region [http://jordantimes.com/Deputies+vote+to+suspend+nuclear+project-48497 nix zu melden]. Trotzdem finde ich es merkwürdig, wenn eine Zeitung, die sich [http://en.wikipedia.org/wiki/The_Jordan_Times mehrheitlich in staatsbesitz befindet] sätze schreibt wie [http://jordantimes.com/constructing-nuclear-power-plants hier], mit „guinea pig model“, verschwörungstheorien und ähnlichem käse. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:04, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
::::: Neja gut, Suspendet heißt in dem Fall gestoppt, aber nicht storniert bzw. aufgegeben. Das ist wichtig zu beachten, wobei die World Nuclear Association in einigen Fällen auch fehlerhafte Informationen beinhaltet und durch Formulierungsfehler auffällt, weshalb ich diese Texte nur begrenzt verwende und ich es leid bin, alle paar Tage die wegen irgendwelcher Fehler anzuschreiben. Die bessern es zwar auch schnell aus, aber es stresst mich dann schon, weshalb ich aufgehört habe im großen Maßstab dort meine Informationen zu beziehen. Von solchen Presseblättern halte ich auch nicht viel. Das ist ungefähr so wie die Interpretation von Greenpeace, als Schweden ankündigte als erstes in Europa 100% erneuerbar haben zu wollen, das war natürlich für Greenpeace der Ausstiegsbeschluss - was aber keine offizielle Verlautbarung war, denn im Mai glaube ich kündigte Vattenfall an zwei neue Reaktoren in Ringhals oder Forsmark zu errichten. Die World Nuclear Association wertet im Gegensatz zu Greenpeace die 100% erneuerbar-aussage des Parlaments überhaupt nicht, während es aber zwiespältige Presseberichte von wohl nicht haltbaren parlamentarischen Abstimmungen interpretiert. Ehrlich gesagt: ich werde aus der Organisation nicht schlau! :D Neja soviel dazu. Im Falle des ATMEA1 verstehe ich die Presse auch: Der Reaktor wird zwar mehrfach für Ausschreibungen empfohlen, das Modell selbst ist auch so gesehen Baufertig geplant, keiner will aber diesen Reaktor kaufen da er einfach faktisch für solche Länder zu groß und zu teuer ist. Sekundär ist er nicht erschwinglich da Frankreich für so etwas keine Kredite ausstellt, weshalb die Russen mit ihren Staatskrediten klar das Rennen machen. Man darf aber nicht vergessen, dass ein ATMEA1 für Tricastin oder Marcoule vorgesehen ist, der erstmals in Frankreich von privater Hand durch GDF betrieben werden soll, nachdem der Staat eine Beteiligung an Penly 3 ablehnte. So gesehen denke ich mal wird das wohl kein Erfolgsmodell von Areva. Die sind sowieso schlecht dran, wenn die ihr Geschäftsmodell nicht ausweiten und ein breiteres Reaktorspektrum anbieten, werden die mit dem EPR noch pleite gehen. Kein Land der Welt will die Anlagen, selbst die Chinesen planen für Taishan 3 und 4 mittlerweile zwei CPR-1000. Die EPR-Option ist in weite Ferne gerückt. So gesehen verstehe ich diese Argumentation dieses staatlichen Klatschblattes. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:22, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::::: ok, ich weiß das WNA und WNN nicht das licht der welt sind. Aber rein politisch betrachtet ist joranien ein schweres pflaster, zumindest schwerer als türkei oder saudi-arabien oder VAE. Was Areva angeht bin ich wie üblich optimistischer als du, obwohl atmea1 wohl kein allzugroßer erfolg sein wird, wenn das ding nicht billiger als ein wwer-1000 wird - was unwarscheinlich ist. Dein pessimismus bezgl des epr konnte ich noch nie verstehen, ich hab auch nix bezgl taishan 3+4 gefunden, was cpr-1000 betrifft. Aber das hatten wir ja schonmal. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:00, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::::::Neja gut, in Argentinien könnten Areva und Mitsubishi zusammen den ATMEA1 für Atucha-3 eventuell vermarkten, das ist aber noch nicht das letzte Wort. Taishan 3 und 4 sind auch so nur bei der IAEA gelistet mit 1080 MW, könnte sich aber auch noch um das Altprojekt handeln. Taishan war ja ursprünglich als Ausweichstandort geplant gewesen, damals mit M310, später mit CPR-1000. Westinghouse hat da ja so einiges verrückt, weshalb Areva die Anlagen in Taishan statt Yangjiang errichten musste - mal abgesehen davon, dass so der Bau schneller realisiert werden konnte, da die Zulieferer ihren Sitz vornehmlich in Taishan haben! ;) So gesehen hat Taishan sowieso einen eher niedrigen Stellenwert im chinesischen Netz, zumal die von allen Konfigurationen zwischen vier und acht Blöcke die kleinste gewählt haben, sodass der Standort nur bis zu vier Rektoren fassen kann. Mal sehen, vielleicht hat ja Areva noch erfolg und kann dort einen Reaktor weiter vermarkten. In Europa sieht es zumindest aktuell schwarz aus, aber ich weiß, ich bin hinsichtlich des EPR eh nicht gut zu sprechen! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:17, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::::::: ich weiß xD. Hoffen wir wenigstens, das die jordanier ihre radiophobie überwinden können. Der bessere möge gewinnen. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:46, 15. Aug. 2012 (CEST)<br />
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== Das Hauptgericht ==<br />
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Guten Abend. Heute soll es ums eingemachte gehen. Ich hab hier schon so einiges von rechtschreibfehlern befreit, mich aber konsequent vor dem Hauptgericht gedrückt. Nun wäre es aber mal an der Zeit das Thema anzugehen, um Luft für neue Arbeitsfelder zu schaffen, da ich (glaube ich xD) sonst mit fast allem durch bin. Wichtigste ausnahme sicher [[RBMK]] und [[Brutreaktor]], wobei ersterer mal ein dickes ü bedarf, und letzterer ein eigenes thema anschneidet. Dazu aber andermal mehr. <br />
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Nach augenscheinlicher betrachtung des artikels [[Kernkraftwerk]] möchte ich dir eine umstrukturierung des artikels ans herz legen. Meines erachtens legst zum einen zu viel wert auf die rechtfertigungslehre („bezeichnung“, „kontroverse“, „sicherheit“). Andere sehr positive und wichtige ansätze („Aufbau“, „Planung, Bau und Betrieb“), welche mit die essenz des artikels darstellen, sind im text verstreut. Der abschnitt „Mehrzweckkraftwerke“ ist wichtig und interessant, wirkt aber etwas hineingepresst, und deckt im wesentlichen Kraft-Wärme-Kopplung ab. Die stromerzeugung wirkt etwas vernachlässigt. Die wirtschaftlichen aspekte kommen (meines erachtens) gänzlich zu kurz, mit 6.1 Finanzierung und 6.6 betriebswirtschaft auch hier zerstreut und zu allgemein. Noch interessanter ;) finde ich die anordung der chronologie, mit „Geschichte“ am artikelanfang und „Entwicklung“ mit „Vergangenheit“ und „Zukunft“ am artikelende.<br />
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Ok ich sage es geradeheraus: ich bin kein freund von gruppentherapien. Wenn ein hund auch nach dem 10. versuch nicht in der lage ist das stöckchen zu apportieren, kann er mir gestohlen bleiben. Und wenn jemand ganz fest dran glaubt, dass das Ding Atomkraftwerk heißt, nur weil der Grünjargon es so nennt, juckt mich das die bohne. Manche menschen glauben auch das sie im jenseits das heil erwartet, was mich völlig kalt läßt. Deshalb tu' ich mich schwer mit deinem abschnitt „Bezeichnung“, der schon fast ins philosophische (oder politische, is meist eh dasselbe) abdriftet.<br />
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insgesamt hätte folgende struktur vorgeschlagen: <br />
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*Geschichte [is logisch]<br />
**A wie aller anfang <br />
**B wie beginner<br />
**C wie checker<br />
**D wie durchstarter [mit ausblick gen iv + ITER]<br />
*Allgemein / Grundsätzliches Funktionsprinzip [du hast ja schon erwähnt, dass auch andere kühlmittel möglich sind. das öffnet die türe für einen rundumschlag, denn auch flüssigkerne und gaskernreaktoren sind denkbar. oder systeme ohne turbosatz wie bei den topas-reaktoren, welche mit Incore-Thermionik ausgerüstet waren. ein kurzer überblick über baumöglichkeiten und das sich der langweilige LWR durchgesetzt hat wäre denkbar.]<br />
*Aufbau [kompletter abschnitt 1:1, aber allgemeiner und breittreten. Zb Notspeisegebäude: wieviele? welche leistung (4 x 50%, 2 x 100%, usw)]<br />
** Reaktorgebäude <br />
** Notspeisegebäude<br />
** usw<br />
*Planung, Bau und Betrieb / Lebenszyklus [fast kompletter abschnitt 1:1, ohne rechtfertigungslehre und ökonomie]<br />
** Planung [warum das ganze, welcher reaktor, ist es ein Industriekernkraftwerk, usw]<br />
** Positionierung [1:1]<br />
***"an land"<br />
*** "schwimmend"<br />
** Bau [1:1]<br />
*** Organisation und Erschließung [1:1]<br />
*** Errichtung [1:1]<br />
*** Inbetriebnahme [1:1]<br />
** Betrieb [1:1 + etwas zum alltag]<br />
*** Stromerzeugung [netzverbund, grundlast, bla]<br />
*** Kraft-Wärme-Kopplung [fernwärme, prozesswärme, kernheizkraftwerke]<br />
*** Wärmeerzeugung [Kernheizwerke]<br />
** Stilllegung [1:1]<br />
*** Nachnutzung [1:1, etwas langatmig, aber ok]<br />
*** Rückbau [1:1, etwas kurzatmig, aber ok]<br />
* Wirtschaftlichkeit<br />
** Kostenstrukturen [allgemeines gelaber, kostenstruktur verglichen mit anderen anlagen, s. „finanzierung“. wie versuchen hersteller, billiger zu produzieren? Wichtig: KE-branche weltweit die einzige, welche die kosten der entsorgung auf den strompreis umlegt!]<br />
** Erzeugungskosten [wichtig sind vergleichsrechungen gegen andere stromerzeugungsarten. allgemeines beispiel, das den sinn von pumpspeicherkraftwerken durchblicken lässt, um günstiger spitzenlaststrom zu gewinnen. kosten vs auslastung -> grundlast]<br />
* Sicherheit / Anlagensicherheit [kernkraft ist die sicherste art der stromerzeugung, auch wenn grünes Doppeldenk das gegenteil suggeriert. china-syndrom oder der glaube an radioaktive todeswolken, die über die lande ziehen und millionen menschen strahlengeschädigt zurücklassen, kinderkrebs etc. trotzdem reale risiken beim betrieb, wenn auch folgen von unfällen mit anderen tech anlagen vergleichbar. zu guter letzt link auf INES-Skala]<br />
** Technische Risiken [barriere system, redundanz, usw -> restrisiko]<br />
** Menschliche Risiken [1:1, aber gestrafft]<br />
** Natürliche Risiken [1:1, aber gestrafft]<br />
* Einzelnachweise<br />
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Ich bin auch ein freund davon einen artikel [[Nukleare Prozesswärme]] zu schaffen. Darin kann man dann alle technischen prozesse detailiert darstellen, welche man mit prozesswärme einer bestimmten temperatur nutzen kann. Nuk fernwärme ist nicht sehr vielseitig xd, man kann die nutzung aber nach ländern aufdröseln, wie es schon [[Nukleare_Fernwärme|der fall ist]].<br />
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Langfristig werd ich den [[EPR]] „Investitionskosten“-abschnitt entrümpeln, ua die Stromerzeugungskostentabelle rausnehmen. Auch bei „Erzeugungskosten“ hab ich auch noch was gefunden, was sich gut verwursten lässt. Es wäre deshalb sinnvoll die allgemeinplätze (kohlekraft vs kernkraft) im KKW-artikel anzusprechen. Ich hoffe ich raff mich, wenn die entscheidung für HP1+2 fällt, weil ich dann auch die kosten eintrage und update. <br />
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Wenn du keine lust auf eine große umstrukturierung hast sags einfach, dann korrigier ich dat ding so durch. Ich bin auch für vorschläge voll und ganz offen. Gruß vom teilzeitkreativen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:42, 18. Aug. 2012 (CEST)<br />
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:Neja gut, zum Artikel RBMK habe ich bereits eine [[Benutzer:TZV/Spielwiese 2|Überarbeitung]] in den Startlöchern, aber noch nicht durch - auch einerseits, weil ich mich jedes mal in das Thema erst wieder einarbeiten muss um auf den aktuellen Stand zu sein, zumal aktuell aus Anlass dann noch das mit der Graphitexpansion rein muss - anscheinend ein Konstruktionsfehler des Reaktors, der die Laufzeit beschränkt. Der Artikel zum Brutreaktor muss wirklich neu gemacht werden, das stimmt! ;) Zum Artikel Kernkraftwerk: gerne, der Artikel ist mehr oder weniger auf die Schnelle entstanden, da ich nicht wusste was ich noch zu den Mehrzweckkraftwerken schreiben sollte, habe ich zumindest einen groben Auszug rein. Klar kann man hier noch Kombination Kohlekraftwerk/Kernkraftwerk behandeln und noch genauer auf die einzelnen Themen eingehen, hatte aber dazu weder Zeit noch einen Nerv dafür. Hinsichtlich des Aufbaus, und besonders wegen dem Kern/Atom/Nuklear wäre eine Überarbeitung angebracht, ja. Das Kern/Atom/Nuklear-Thema sollte man aber irgendwo irgendwann wieder einarbeiten. Das kann man auch noch anderweitig einfügen, das war mehr oder weniger eine genauere Erläuterung zu dem/den Satz/Sätzen in der Wikipedia, weil ich es hinsichtlich der Erläuterung nie so gut fand weil es einfach das Thema zu kurz behandelt. Die Reaktoren wollte ich eigentlich so genau in Kernkraftwerk nicht behandeln, dafür hatte ich mit den Artikel [[Kernreaktor]] noch gewünscht, da auch andere Werke, eben beispielsweise Kernheizwerke Reaktoren nutzen, aber eigentlich keine Kernkraftwerke sind. Sekundär könnte man wohl so die ganzen Bauarten und Konfigurationen besser erläutern. Im Artikel Kernkraftwerk wollte ich lediglich alles hinter dem eigentlichen Reaktorsystem behandeln, sprich wie die Dampfturbine mit dem System eingebunden werden kann und die dahinter liegenden eventuellen Dampfverbraucher und Elektrizitätsverbraucher. Zum Aufbau: Das ist etwas problematisch, da ja die Konfiguration von Werk zu Werk variiert. Gösgen habe ich als Vorbild genommen weil einerseits von dem Werk eine Luftaufnahme existierte und der Aufbau einem durchschnittlichen Kernkraftwerk der zweiten Generation entspricht - so gesehen Stand der Technik. Hinsichtlich des Abschnitts Planung, Bau betrieb sollte man aber dann die ökonomischen und rechtfertigenden Gründe woanders einarbeiten. Es ist zumindest interessant und für den Leser bestimmt auch wichtig, weshalb sich ein Betreiber oder ein Land für ein Kernkraftwerk entscheiden sollte. Beispielhaft ist der Kosovo: Das Land alleine hat ein starkes Stromdefizit und will ein neues Kohlekraftwerk bauen, schließt aber ein Kernkraftwerk nicht aus. Das Land selbst hat aber nicht das Kapital um eines zu bauen, obwohl es die Versorgung sicher bessern könnte. Moldawien ist auch interessiert, kann es sich aber alleine nicht leisten. Zusammen könnten sich die Länder eines leisten und haben deshalb Interesse für die sichere Versorgungslage ein gemeinsames zu errichten. Beispielsweise, in diesem Fall geht es dann um die Deckung des Stromdefizits, aber die ökonomischen Aspekte sprechen nur dafür, wenn beide Länder gemeinsam investieren, alleine kann man es sich nicht leisten. Der Grund weshalb beide ein Kernkraftwerk vorziehen würden sind einerseits Klimaschutz und Rohstoff- bzw. Brennstoffpreis. Hinsichtlich Litauen ist es ja ähnlich und man sollte es zumindest im allgemeinen berücksichtigen und erwähnen. Ansonsten stimme ich mit der restlichen Neustrukturierung überein. Ich biete dir gerne meine Hilfe an, du musst nur ein Wort dazu sagen. Kann ja auch nach entsprechenden Belegen nachrecherchieren und was implementieren, falls etwas nicht klar sein sollte. Nur heute noch nicht, da ich einen Kollegen versprochen habe den Artikel über das [[Kernkraftwerk Neckarwestheim]] zu vollenden, der wird heute noch im laufe des Tages fertig - hoffe ich, hatte ja schon gedacht gestern würde er fertig sein! :/ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:37, 18. Aug. 2012 (CEST)<br />
::erstmal auch danke für den neckarwestheim-artikel. mein haus-kkw sozusagen (auch wenn es 40 km sind). ich wollte ursprunglich noch während des sommers die anlage besuchen, leider war alles ausgebucht. das is echt der wahnsinn, 6 Monate im voraus ausgebucht! das mit "heute" war eh ein witz, ich hab auch ein RL. So, nun zur sache:<br />
* Die frage Kern/Atom/Nuklear beschränkt sich nicht auf kernkraftwerke, da die ökologisch gleichgeschaltete presse auch begriffe wie "atomanlage" (irgendwas mit kernenergie) oder "atomkonzern" (versorger mit mind. einem kkw) oder "atommüll" verwendet. Das ist also sehr allgemein, und könnte genausogut in einem artikel "Ökoreligion" oder "Kernenergiefeindlichkeit" untergebracht werden (ok, war ironisch gemein). Aber ok, das kann man man ansprechen<br />
* das mit gösgen find ich ok, weil der aufbau immer ähnlich ist. ob wie bei der ökopedia allgemein oder anhand eines konkreten beispieles muss sich erst noch zeigen. ich kann ja mal testen<br />
* der grund nach dem warum hätte ich bei "Planung" eingesetzt. die pläne der politik spielen da ja auch eine rolle <rolleyes><br />
* Kernheizwerke sind keine kernkraftwerke im eigentlichen sinne, und wir werden in der tat nicht umhinkommen, einen artikel [[Kernreaktor]] oder [[Liste der Reaktortypen]] zu schaffen, in dem (alle) arten der baukunst erläutert werden sollten. das schneidet eben die frage nach dem artikel brutreaktor an, was ich aber erst mal ausklammern möchte. Allerdings sehe ich die tendenz, keinen eigenen heizreaktor zu entwickeln, sondern Minireaktoren wie den mPower zu vermarkten. der kunde kann dann von 100% strom bis zu 100% wärme rausholen was er will. theoretisch ließe sich auch ein wwer-1200 nur zur wärmeerzeugung nutzen....wenn jemand soviel wärme braucht xd. das ganze ist also fließend, deshalb würde ich die heizkraftwerke im artikel ansprechen.<br />
* ich werde mal auf meiner wiki-seite ein artikelkonzept ansetzen (wenn ich zeit u lust habe). ich sag dir dann bescheid für diskussionen, auch um varianten auszuprobieren<br />
Nochwas: mir ist leider sehr spät (vor ein paar tagen) erst aufgefallen, das du eine geile funktion in die nukleopedia eingebaut hast: Wenn ich zb auf {{Akronym|KGB|Komitee für Staatssicherheit, russisch Комитет государственной безопасности}} ein mouseover mache, steht eine erklärung da. Nur blöd das es niemand weis. Wäre es nicht sinnvoller man würde das wort blau zu unterstreichen? oder grün zu färben? oder mit einem gepunkteten unterstrich versehen? Gruß vom verzweifelten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:37, 18. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::Haus-KKW also, interessanter weise kommen eine Vielzahl von bekannten die sich mit dem Thema beschäftigen aus der Region! ^^ Mit den änderungen bin ich soweit einverstanden, aber zu den Heizreaktoren muss man beachten, dass es bisher so die einzigen Projekte waren, die bisher realisiert wurden, wenn auch nicht in Betrieb gegangen. In China gehts eher Richtung Hochtemperaturreaktorn und den ACP100 als Kernheizkraftwerke in Ballungsgebieten. Ich denke sowieso, dass sich diese kleine Konzepte nur in Länder durchsetzen können, in denen ein entsprechender Bedarf besteht und kostentechnisch wegen des Fernwärmenetzes eine Basis vorhanden sein muss, die staatlich ist. Die sache weshalb ich die Heizwerke auch dort behandelt habe ist, dass die IAEA Kernheizwerke mit Kernheizkraftwerken und normalen Kernkraftwerken gleichstellt. Neja und WWER-1200 als purer Wärmeerzeuger... Neeeee. :D Ja die Akronym-Funktion war mal auffälliger, das Problem findet sich in [[MediaWIki:common.css]] wieder, denn ich habe vergessen den Stylesheet dafür zu übernehmen. Die Wörter waren mit grauen Punkten leicht unterpunktet, ich füge das mal wieder ein. Die ursprüngliche Idee war solche Abkürzungen aus einem zentralen Wörterbuch mit einer kurzen Erklärung zu erläutern, sodass beim Mouseover daneben ein kleiner Kasten mit der Erklärung steht. Das hatte ich aber verworfen da es einerseits zu aufwändig ist und andererseits seinen eigentlichen Sinn, das Akronym zu erklären, weitestgehend erfüllt hat - auch ohne Erklärung. Ich repariere es jedenfalls. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 09:24, 19. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::: sehr schön! --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:01, 19. Aug. 2012 (CEST)<br />
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== Zu Tisch! ==<br />
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Sooooo, [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Heiß und dampfend. Dazu fehlen aber noch ein paar Zutaten. Diese wären:<br />
* Aus Mangel an Zeit hab ich den Geschichte-Abschnitt mit den C&P-Tasten geschrieben, und etwas gestrafft. Auch ein Blick in die alten spon-ausgaben ist immer lohnenswert, wenn man volksverhetzung in aktion sehen möchte. Änderungswünsche? Ergänzungswünsche? Der letzte abschnitt "Renaissance" hat noch keinen richtigen schluss<br />
* "Funktionsweise": Noch gähnende leere. Da ist die frage: Druck/Siede/Schwerwasser/Natrium/Gasgekühlt...per C&P einfügen, oder anders strukturieren?<br />
* "Anordnung der Gebäude" das klick-mich-bild gibt in der ökopedia eine fehlermeldung, und ist momentan ausgeklammert (< ! -- -- >), kommt später natürlich wieder rein. Frage: Bei "Noteinspeisegebäude" schriebst du: ''Im Falle des Kernkraftwerks Gösgen befinden sich unter den Kälteanlagen(?), von denen das Kraftwerk sechs besitzt'' - ein gefrierschrank?? <br />
* Bei "Schaltanlage" gibts vlt ein bild von woanders, mit drähten undso<br />
* "Organisation und Erschließung" Das spezialfundament muss noch rein. Das man bei nachgebenden böden (Neckarwestheim/Bilibino) auf stahlbetonplatten baut. In erdbebengebieten wird die Bodenplatte glaub ich mit anker-artigen säulen im boden (zb Felssockel) verankert. Weißt du da mehr?<br />
* "Betrieb": vlt noch was zur bedienung: 2 leute und ein oberaufseher oder wie? auch hier bist du am zug xd<br />
* "Kostenstrukturen beim Bau" hab nur Na-Brüter gefunden. Dasselbe in Blau (=sieder/drücker) wäre hilfreich<br />
* "Anlagensicherheit" ok so? "Menschliche Risiken" ist sehr gut, das problem ist eher das bei "Natürliche Risiken" konkrete fälle geschildert werden, nicht wie bei "Menschliche Risiken" die herangehensweise. "Technische Risiken" wäre ein fall für restrisiko usw. Das könnte ich zu not auch noch selbst füllen<br />
* und am ende ein paar schöne zitate, wenns mich juckt, hihi<br />
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Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:13, 5. Sep. 2012 (CEST)<br />
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: Hey Segelboot, sieht doch ganz gut soweit aus. Änderungswünsche eigentlich nur wenige, zumindest hinsichtlich der genaueren Darstellung des RBMK. Drei RBMK wurden auch nach der Katastrophe von Tschernobyl weitergebaut: Ignalina-3, Smolensk-3 und heute noch Kursk-5. Neubauten gab es keine mehr, das ist richtig, aber weiter gebaut wurden die schon noch. Das Klick-Bild gab es aber mal in der Ökopedia. Aktuell geht es ja dort ziemlich rund weil anscheinend falsche Informationen eingearbeitet werden, wurde mir zumindest von einem Kollegen übermittelt. Soweit mir bekannt gibt es aber in dem Themengebiet kaum noch aktive. Egal, ich schweife ab. Was mit Kälteanlagen genau gemeint ist weiß ich nicht. Das stammte aus dem Wallchart zu Gösgen. Die werden dort so bezeichnet. Diese Teile befinden sich oberhalb der Deionattanks. Über die Spezialfundamente weiß ich recht wenig. Ob man aber Bilibino als Beispiel nennen kann bin ich mir nicht sicher, denn diese Betonplatten die verwendet wurden dienen mehr oder weniger nur als provisorisches Fundament, das Gebäude selbst besteht vollständig aus Aluminium, da nahezu alle Komponenten mit dem Flugzeug angeliefert wurden. Wie das bei Werken im Erdbebengebiet ist bin ich mir nicht sicher. Was ich weiß ist, dass in Stendal das ähnlich gemacht wurde mit Betonsäulen, die als Anker dienen sollten. Mit der Bedienung ist so eine Sache, denn das ist von Land zu Land, von Reaktor zu Reaktor verschieden. Beim RBMK sind es immer drei im Kontrollraum +2, die aber nicht ständig dort anwesend sind. Da teil es sich zwischen dem Reaktoringenieur, dem Blockingenieur und den Turbineningenieur auf. Die beiden zusätzlichen Personen sind einmal der Schichtleiter und der Blockingenieur. Ich denke mal, dass das bei den meisten Anlagen ähnlich sein wird. Werde da meinen teil dazu schreiben. Ich sag dir dann Bescheid wo du die Texte finden kannst. Wegen den natürlichen Risiken: Es ist tatsächlich so, dass diese Risiken bis in das 21.&nbsp;Jahrhundert herein fast unbeachtet waren und erst wirkliche Maßnahmen getroffen wurden, nachdem es zu schwereren Zwischenfällen kam bzw. Gefahren erkannt wurden. Leider wird das heute bei der Auslegung von Kernkraftwerken außer acht gelassen, dann tatsächlich sind immer noch einige Generation III-Anlagen nicht für beispielsweise extrem heiße oder kalte Temperaturen ausgelegt, gegen Sandstürme kaum, weshalb der Einsatzraum vieler Reaktormodelle beschränkt wird. Beispielhaft ist Barakah, das Werk hätte ohne technische Änderungen der Auslegungen nicht in den UAE gebaut werden können, weil die Temperaturen zu hoch sind. Das gleiche Problem existiert auch beim EPR, wenn das auch nur eine nebensächliches Problem ist und beispielsweise durch zusätzliche energieintensive Kühlmaßnahmen verhindert werden kann. Ich denke mal, dass das so vorerst ausreicht. Man könnte noch pauschal einige Probleme wie eben die Temperaturprobleme ansprechen. Man könnte zusätzlich noch Beispiele nennen wie Temelín, dort rissen die Hochspannungskabel ab weil es zu kalt war. Das Werk selbst hält zwar den Temperaturen stand, die Leitungen aber nicht, zumindest nicht in diesen Breitengraden. Restrisiko wäre schon was, das du behandeln kannst. Ansonsten positive Arbeit! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:05, 6. Sep. 2012 (CEST)<br />
:Nachtrag: Schönes Dokument, dass die Fundamente beschreibt und den Bau der Werke detaillierter angeht, inklusive Erdbewegungen etc. habe ich [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1526_Web.pdf hier] gefunden. Schau es dir mal an ob man daraus was ausarbeiten kann oder ob andere Dokumente da besser wären. Eventuell kann ich auch einfache schematische Grafiken dazu zeichnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:57, 6. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: Habe [[Benutzer:TZV/Schreibtafel|Hier]] mal kurz war zum Betrieb geschrieben. Was mir noch aufgefallen ist - was mit persönlich fehlt, ist eine Auflistung der Kernkraftwerksbauer bzw. NSSS-Hersteller, denn von denen gibt es weltweit nicht viel, die Aufträge für ganze Kernkraftwerke annehmen. Die sind noch im alten Artikel aufgelistet, wäre schon schön, wenn die wieder mit rein kämen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:26, 7. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::aarrrrrr, die Hersteller hab ich vergessen!! Ok, wieder eingefügt. Rosatom wirkt allerdings etwas deplaziert, da Atomstroiexport eine tochterfirma ist (dachte ich?). Bei "Organisation und Erschließung" hab ich noch die fundamentgeschichten ergänzt, danke für das fischen des IAEA-pdfs. Bei "Betrieb" noch deinen text verwurstet. Zur "Anlagensicherheit" lass ich mir noch was einfallen, wgn restrisiko, naturkatas usw. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:21, 7. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::: Ja, das mit Rosatom ist so eine Sache. Rosatom baut seine Kernkraftwerke in Russland selbst. Atomstroiexport exportiert nur. Ich glaube das Unternehmen in Russland heißt nur [http://www.nikimtatomstroy.ru Atomstroi], allerdings gibt die IAEA als NSSS-Lieferant nur Rosatom an. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:18, 7. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::also: [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 soweit jetzt]. "Ökologismus" mit links zu [http://psiram.com/ge/index.php/Hauptseite EsoWatch], heute psiram ergänzt u text tw übernommen, eine lesenswerte seite mit 1.330.000+ aufrufen. "Renaissance" etwas gestreckt, "Funktionsweise" eingebaut was sich mit dem thema weiter unten schneidet. Ist "Notstandsgebäude" ein deutsches wort oder eine schweizer wortschöpfung? "Hersteller" eingefügt s.o., aber Rosatom und Atomstroiexport zusammengefasst. Bei "Organisation und Erschließung" das spezialfundament erweitert, bei "Errichtung" was zu bau gesagt. Fällt dir zu "Inbetriebnahme" noch ein passenderes bild ein? Bei "Betrieb" deinen text ergänzt, nochmal danke dafür. Bei "Brennstoffkosten" was zu MOX eingefügt. Der abschnitt "Anlagensicherheit" und/bzw unterpunkte brauchen noch bilder, vorschläge? "Technische Risiken" etwas abgelabert, hast du noch quellen zu dem thema bzw ergänzungsideen?<br />
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:::::"Wissenswertes" ist so eine idee von mir, um ein paar interessante fakten unterzubringen, zb das größte, das kleinste, das teuerste, subventionen, etc. Die [[Liste der Kernkraftwerke]] enthält nämlich keinen ähnlichen abschnitt. Meist erfährt man nur durch zufall, dass zb Bilibino seine besonderen seiten hat. Sonst hab ich noch "Weblinks" in intern u extern aufgeteilt, vlt wäre eine andere überschrift statt weblinks sinnvoll.<br />
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:::::nochmal wegen "Funktionsweise". Hier wäre ein verweis auf einen hauptartikel, provisorisch "Kernreaktor" genannt, hilfreich. Und das ist die spannende frage: Sinnvoll wäre es, wenn ein übersichtsartikel alle reaktorbauarten auflisten würde. Zum DWR und SWR gibt es wohl nicht so viel zu sagen, das man einen eigenen Hauptartikel dazu loslassen müsste? Ein weiterer Artikel, provisorisch "Reaktortechnik" genannt, würde sich dann mit den physikalischen gegebenheiten (wirkungsquerschnitt, moderation, kritikalität usw) und den berechnungen dazu auseinandersetzen. Deine meinung? Und frage zum schluss: Wie gut sind deine kenntnisse in reaktortechnik/reaktortheorie/reaktorphysik? ich hatte an der uni mal nebenbei reaktorberechungen, aber sehr vereinfacht mit unendlicher ausdehnung und ohne moderation, weil nicht mein hauptgebiet. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:33, 10. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::::Also ich denke mal, dass Notstandsgebäude eine deutsche Wortschöpfung ist. Ich mutmaße es mal. Die Zusammenfassung von Rosatom/ASE ist okay denke ich, genau genommen ist es ja ein und der selbe Lieferant. Das einzige Bild, dass sich für Inbetriebnahme eignen würde, ist [[:Datei:BalNPP his1.jpg|dieses Bild]], dass als einziges wirklich Personen in Balakowo zeigt, als der vierte Block in Betrieb ging. Ansonsten bin ich mir nicht sicher. Eine Auflistung der besonderen Anlagen fände ich auch nicht schlecht. In der Liste der Kernkraftwerke habe ich es bisher so gemacht und bei den einzelnen Staaten vorweggenommen, welches das von der Leitung her größte KKW ist, das Baulich größte KKW, die leistungsstärksten Reaktoren und einen Unfall im entsprechenden Land, allerdings nur bildlich, nicht direkt erwähnt. Solche besonderen Bauformen zu erwähnen wäre schon was. In diesem Zusammenhang will ich dich mal auf [[Benutzer:TZV/|diese Seite]] aufmerksam machen. Schau dir am besten mal genauer den Quelltext an. Sollte mal auf die Hauptseite, da meine erste Implementierung nicht funktioniert hatte, jeweils die Einleitungen zu übernehmen, habe aber eine Extension gefunden, die das eventuell implementieren könnte. Zusätzlich war noch das hier geplant. Von der Konstruktion unterscheiden sich SWR und DWR schon erheblich. Es gibt schone einiges dazu zusagen, zumindest ich könnte es, habe mich aber bisher kaum damit befasst. So ein einfacher Übersichtsartikel wäre schon wünschenswert. Beim SWR insbesondere die physischen Zusammenhänge und der Betrieb eines SWR sowie die Entwicklung des SWR. Hinsichtlich Reaktortechnik und -theorie habe ich schon relativ gute Kenntnisse, bisher aber kaum hier angewandt. Reaktorphysik habe ich durchschnittliche Kenntnisse, dafür kenne ich aber einen Kernphysiker der sich auf die Reaktorphysik spezialisiert hat. Für etwaige technische Fragen, falls ich wirklich mal nicht weiter komme, kenne ich noch jemanden bei Areva. Wirklich gute Kenntnisse habe ich primär über die Konstruktion inkl. Nebensysteme. Da ich mich aber in den letzten Jahren hauptsächlich mit Druckwasserreaktoren beschäftigt habe sind da die Systemkenntnisse besser als über Siedewasserreaktoren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 09:35, 11. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::::Hab das Balakowo-bild übernommen, thx. Ein Abschnitt "Wissenswertes" wäre aber überflüssig, wenn du dein "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " auf die hauptseite setzt, was erheblich mehr spielraum hat. Man könnte deine "bereits gewußt"-sammlung noch um ein paar zahlen zu Subventionen ergänzen ([http://www.kerngedanken.de/2011/03/wie-teuer-ist-atomstrom-wirklich-teil-ii/ 16,805 Mrd. Euro bis 2008]) oder andere dinge. Ich würde den "Wissenswertes"-abschnitt dann weglassen. ''„Zusätzlich war noch das hier geplant.“'' -link vergessen? Das mit Reaktortechnik und -theorie ist erfreulich, wenn es in ferner zukunft ans eingemachte geht. Soll ich von anfang an gleich einen {Hauptartikel|Kernreaktor} und {Hauptartikel|Reaktortechnik} bei "Funktionsweise" einbauen? Oder aufgrund von rotsucht erst später? Der abschnitt "Anlagensicherheit" bräuchte weiter bilder. Wünsche, vorschläge? Gruß vom frisch erwachten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:53, 11. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::::: Neinen, den Link habe ich nicht Vergessen, zusätzlich sollte noch die Einleitung eines zufälligen Artikels auf die Hauptseite, gebunden an die zufällige Sekunde bzw. Zeit. Wie ich das implementiere weiß ich noch nicht genau. Gemeint war, dass dieses "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " nebenbei noch rein sollte! ;) Wenn der entsprechende Leitartikel mit der Kennzahl existiert, dann kannst du das gerne einfügen. Die Vorlage teilt sich immer in drei Switch-Vorlagen ein um die Texte individuell zu positionieren. Der erste Funkt beinhaltet das schon gewusst als Fragestellung, der zweite Teil den Hauptartikel und der dritte Punkt eine kurze Erläuterung. Die Sache warum der Artikel bestehen sollte ist, dass die Vorlage Hauptartikel nur funktioniert, wenn der Artikel existiert. Deshalb kann man die Vorlage nicht benutzen wenn die Artikel noch Rot sind. Der Sinn dahinter ist, das was ich bisher nicht implementiert habe, ist einerseits eine schnelle Fehlererkennung und nur eine Weiterleitung zu dem entsprechenden Artikel, der als Hauptartikel dazu geführt werden sollte, wirklich existiert. Denn existiert die Erläuterung bzw. der detailiierter Artikel nicht, verweist aber darauf, kommt es schon etwas doof herüber finde ich. Im Fließtext gerne Redlinks, aber nicht hervorgehoben. Man kann ja die Vorlage bereits einfügen aber noch ausgeblendet lassen durch <nowiki><!-- {{Hauptartikel|...}}--></nowiki>. Bilder im Abschnitt Anlagensicherheit bin ich mir nicht ganz sicher. Man könnte als Beispiel Bilder einfügen, die zur angegeben Situation passten und es deshalb zu Unfällen gekommen war, ansonsten weiß ich da auch nicht weiter. Für die technische Redundanz könnte man eventuell, aber so was gibt auf Commons glaube ich nicht, eine Funktionsdarstellung einfügen vom Primärsystem mit redundanten Notkühlsystem. Alternativ muss ich halt eines Zeichnen, dauert nicht lange denke ich. Gemeint ist so etwas wie [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Jul-26-28-TWG-LWR-HWR/Session-I/21.TWG-LWR-Russia.pdf hier] ab Seite 12 als beispielhafte Auswahl. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:22, 11. Sep. 2012 (CEST)<br />
([http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 schmierblatt]) Ok, vielleicht steh' ich auf'm schlauch. Das "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " kommt auf die hauptseite wenns funzt und die artikel da sind, ok. Soll der Abschnitt "Wissenswertes" nun in den artikel rein oder nicht? Meine meinung: wenn sich das mit der Haben-Sie-gewußt-funktion auf der hauptseite inhaltlich deckt, würde ich auf den abschnitt verzichten.<br />
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Hab bei "renaissance" noch ein bischen fusioniert, und bei "funktionsweise" die Reaktordings jetzt ausgeblendet. Bei "Anlagensicherheit" hab ich zwei bildchen eingefügt. Das oberste erschien mir im angesicht [http://commons.wikimedia.org/wiki/Category:Nuclear_power_plant_control_rooms der auswahl] als das sehenswerteste, die simulatorbilder [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Monticello_Training_Simulator.jpg hier] und [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:MH1Asimulator.JPG hier] würden zwar thematisch besser passen, sehen aber altbacken aus. <br />
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Bei "Technische Risiken" hab ich das Matroschka-Bild eingefügt. Redundante notkühlsysteme gibts auch auf commons, zur [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Passive_Emergency_Core_Coolling_System.svg passiven kernkühlung] oder [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Active_Emergency_Core_Cooling_System.svg aktiven sytemen]. Allerdings sieht man bei so strichzeichnungen nich viel, nur das irgendwie 4-mal dasselbe existiert. Sonst ok so?<br />
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Themawechsel: Mir ist auch noch aufgefallen, das bilder aus der fertigung rar sind. nur für den Alcator C-Mod fusionsreaktor gibt es schmidebilder [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Alcator_C-Mod_superstructure_forging_1.jpg hier] und [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Alcator_C-Mod_superstructure_forging_2.jpg hier]. Ironischerweise wurde in D geschmiedet. Zum schmieden von RDB gibt es leider nüscht, langfristig ein manko. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:31, 11. Sep. 2012 (CEST)<br />
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: Also das "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " kommt auf alle Fälle auf die Hauptseite, allerdings kommt der Inhalt, also bedeutet die interessanten und wissenswerte Beispiele, nur in dieses "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " rein, wenn ein Hauptartikel dazu existiert. Für die meisten Anlagen, wie beispielsweise das Größe, gibt es ja den Artikel [[Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa]] als entsprechenden Hauptartikel zu dem "Haben Sie bereits gewusst, dass ... ". Im Falle der ältesten Siedewasserreaktoren, Tarapur-1 und-2 existiert der Hauptartikel [[Kernkraftwerk Tarapur]] nicht, weshalb er nicht in das "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " rein kann, da die Vorlage Hauptartikel das nicht zulässt und zulassen sollte. Ist etwas verzwickt, nur sollte man aus meiner Sicht solche "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " Beispiele einfügen, wenn die genaue Erläuterung dazu nicht existiert innerhalb des Hauptartikels. Ob du jetzt so einen Abschnitt einfügst oder nicht bleibt dir überlassen! ;) Also Schmieden kann ich keine Bilder liefern, aber es gibt Bilder von [http://commons.wikimedia.org/wiki/Category:Atommash Atommasch] auf denen die gerade nen WWER-1000 RDB zusammenschweißen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:15, 12. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: Ich liebe dich! Hab das schweißbild eingefügt. Denn abschnitt "wissenswertes" hab ich weggemacht, dafür muss eben die "Haben Sie bereits gewusst, dass ... " funktion schrittweise ausgebaut werden, je nachdem ob die dazugehörigen artikel verfügbar sind. ich verschiebe nun.<br />
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:: Themawechsel: Bei dem [[Kernkraftwerk_Fukushima-Daiichi|Erlkönig mit dem toten Kind]] schiebst du ''Allerdings erhielt Toshiba den Auftrag, assistiert von Hitachi, welches etwa 10 % vom Vertragsvolumen in Höhe von 45000 Yen bekommen sollte.'' Nur mal so unter uns: Wenn das Vertragsvolumen (oder 10% davon) 45000 Yen beträgt sollte, würde ich mir 10 KKWs kaufen und reich werden. Fehlt da ein Mio. oder Mrd.? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:24, 12. Sep. 2012 (CEST)<br />
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::: Neja, so förmlich muss es jetzt auch nicht sein! :D Die Funktion werde ich demnächst noch etwas erweitern und auf der Hauptseite platzieren. Im Bezug auf Fukushima-Daiichi hast du recht, da habe ich die Millionen wohl [http://books.google.de/books?ei=R5NRUMOlK4fO4QSw-oHABA&hl=de&id=vtQTAQAAMAAJ&dq=%22was+the+main+contractor%2C+with+toshiba%22&q=%22reactor+General+Electric+and+Toshiba+were+both+main+contractors.%22#search_anchor im Text] überflogen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:06, 13. Sep. 2012 (CEST)<br />
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== Wundertüte ==<br />
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Aber hallo! Die Funktion auf der Hauptseite steht. Ich vermute du siehst die Wundertüte als eine art "Artikel des Tages"? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:13, 13. Sep. 2012 (CEST)<br />
:Genau das soll es vorerst ein! ;) Es ist aber noch etwas geplant als Art Artikel des Tages, die Funktion läuft aber noch nicht reibungslos, kommt aber noch. Bin gerade drüber noch nen vierten Parameter mit einem Bild einzufügen bei der neuen Funktion. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:15, 13. Sep. 2012 (CEST)<br />
::Fertig? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:29, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::Ja, soweit schon. Kannst ja noch mal durchsichten was so drinnen ist, eventuell auch erweitern. Wichtig ist nur, wenn neue Nummern hinzugefügt wurden, dass oben die Anzahl korrigiert wird, damit auch alle Punkte angezeigt werden. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:17, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::hmm trotz speichern korrigiert es nicht. Btw, manche sind auch doppelt drin: 12/13 23/24 37/38 Gruß vom skeptischen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:51, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::Das liegt daran, dass das nun über die [[Vorlage:Bereits gewusst]] läuft! ;) [[Benutzer:TZV/]] ist nur noch Testrest. Dass welche doppelt drin sind ist gewollt, da beides interessante Fakten sind und so einzigartig sind. Wenn die noch was einfällt kannst du es gerne nachtragen. Deine verbesserten Texte übertrage ich noch in die Vorlage. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:37, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
:lol ok. Ich werd mir die Vorlage mal rechtschreibmäßig durchnehmen und ggf etwas aufblasen, wenn ich lust hab. Mal was allgemeines: Ein optisches Highlight ist es nicht. Wäre es nicht hübscher den Hauptartikel direkt eingangs zu verlingen, dort wo jetzt das fette lemma steht? Und sonst im teaser auf links zu verzichten, weil sie die aufmerksamkeit ablenken, besonders wenn sie röteln? Die Funktion "Empfohlener Artikel" ersetzt immerhin einen Artikel des tages/monats/quartals, und wird auch als erstes angegafft. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:22, 14. Sep. 2012 (CEST)<br />
::Man kann das schon ändern. Ich habe das mal so gemacht wie ich es verstanden habe. Die Links kannst du gerne entfernen. Das war ja nur mehr oder weniger als indirekte Erläterung gedacht gewesen, aber ich habe mir auch schon meine Gedanken gemacht, da nicht jeder wie ich einer Seite im neuen Tab öffnet. Bei der Rückkehr auf die Hauptseite ist womöglich dann wieder ein anderes ''Haben Sie bereits gewusst'' da. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:19, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::ja, so ist es schon schöner. allerdings meinte ich das nicht so. Es geht um mehr. Wenn der absatz lautet "Empfohlener Artikel" dann erwartet man eigentlich, das ein artikel empfohlen wird. Statt dessen kommt eine frage, die neugierig machen soll. Und dann beginnt plötzlich der [http://de.wikipedia.org/wiki/Teaser teaser]. Ein teaser hat aber dieselbe aufgabe, und hat nur bedingt was mit der frage oben zu tun. Erwartet hätte ich eigentlich folgendes: entweder einen teaser als wundertüte/Artikel des tages/Monates/quartals wie zb:<br />
<br />
[[Datei:Chernobyl_NPP_cut.png|right|175px|Das Teil]] <br />
::::::::::::::::::::::::::::::::::::Das '''[[Kernkraftwerk Tschernobyl]]''' steht nahe der gleichnamigen Stadt Tschernobyl im Norden der Ukraine in der Oblast Kiew. Die Anlage war das erste Kernkraftwerk der Ukraine und wurde im Jahr 2000 stillgelegt. Der Standort selbst, gelegen am höheren rechten Ufer des Pripjat, bietet genügend Platz für acht Reaktoren. Bereits zu diesem Zeitpunkt war die Anlage als eines der größten Kernkraftwerke der Erde projektiert worden. Bekanntheit bekam die Anlage besonders nach dem Unfall im vierten Block. <small>[[Kernkraftwerk Tschernobyl|weiterlesen]]</small> <br />
<br />
:::oder einen satz der neugierig macht, zb.:<br />
<br />
::::::::::::::::::::::::::::::::::::Haben Sie bereits gewusst, dass das [[Kernkraftwerk Ågesta]] ist einer unterirdischen Kaverne errichtet wurde?<br />
<br />
:::meine argumentation oben bezog sich auf die anordung:<br />
<br />
::::::::::::::::::::::::::::::::::::Haben Sie bereits gewusst, dass Block 4 des Kernkraftwerks Tschernobyl auf einer goldenen Harfe spielt?<br />
[[Datei:Chernobyl_NPP_cut.png|right|175px|Das Teil]] <br />
::::::::::::::::::::::::::::::::::::Das '''[[Kernkraftwerk Tschernobyl]]''' steht nahe der gleichnamigen Stadt Tschernobyl im Norden der Ukraine in der Oblast Kiew. Die Anlage war das erste Kernkraftwerk der Ukraine und wurde im Jahr 2000 stillgelegt. Der Standort selbst, gelegen am höheren rechten Ufer des Pripjat, bietet genügend Platz für acht Reaktoren. Bereits zu diesem Zeitpunkt war die Anlage als eines der größten Kernkraftwerke der Erde projektiert worden. Bekanntheit bekam die Anlage besonders nach dem Unfall im vierten Block.<br />
<br />
:::in diesem fall gäbe es einen zusammenhang zwischen frage und teaser ("goldene harfe" und "unfall im vierten block"). Das klobige ''L Hauptartikel'' würde ebenfalls wegfallen. Gruß vom teilzeitkreativen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:27, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::: Nene, das soll ja Zusammenhangslos sein. Einerseits will ich nur eine kurze Information geben wobei es sich eigentlich handelt, in etwa wie eine Einleitung, will aber die inhaltlichen Informationen, sprich das schon Gewusst mit etwaigen zusätzlichen Erläuterungen im Artikel behalten, sodass der Leser für weitere Informationen auf den Hauptartikel kommt. Wenn ich die Funktion für empfohlene Artikel direkt zum Laufen bringe wie ich mir das vorstelle, dann könnte man den Teaser auch weg lassen. Allerdings wollte ich zu diesem Zeitpunkt noch nicht darauf verzichten. Als empfohlene Artikel sollen eigentlich alle Rein die mehr als 25000 Bytes haben, alternativ auch ab 30000 Bytes, weil man so ja auch den Inhalt anbieten kann. Auch im diesem Fall soll es sich um zufällige Artikel handeln. Diese Extension programmiere ich aber noch, funktioniert bisher nur so halb. Mit dem Zufall klappt es noch nicht so gut. Alternativ wäre die Verwendung einer anderen bestehenden Extension für MediaWiki. Ich hatte das mal eine Zeit lang erprobt, ging aber nicht so toll - bedeutet nur über die Purge-Funktion, nicht jedoch beim einfachen Klicken wie bei der aktuellen Vorlage. Wie dem auch Sei, zurück zum Thama: Man kann es ja so implementieren und dafür die Hauptartikel-Vorlage weg lassen, die Option in der Vorlage aber mal für andere Zwecke vorbehalten und drinnen lassen. Man kann es ja auf der Hauptseite entsprechend anpassen und eben die Links in der Vorlage. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:06, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::: Also quasi der 3. fall (mit der harfe), nur zusammenhanglos zur lese-anregung, und ohne Hauptartikel-Vorlage? ok. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:18, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::: Genau das wäre die Option. Wenn du damit auch einverstanden bist dann nehme ich den Teil der Vorlage mit dem Hauptartikel aus der Hauptseite, behalte sie aber in der Vorlage. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:21, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::::: wie meinen? das klobige ''L Hauptartikel'' wech von der hauptseite, aber als stand-by in der vorlage? ok --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 18:58, 15. Sep. 2012 (CEST)<br />
na bitte! sieht doch prima aus! Gibt es kriterien was ein "Wußten sie?" bekommt, oder einfach alles was, was groß (> 25-30 kB) und gut ist? Gruß vom großen und guten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:44, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
: Eigentlich gibt es keine Kriterien, kann also alles rein was interessant sein könnte. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:45, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: und was findest du [[Strahlenrisiko#Zusammenfassung|hier]] am interessantesten? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:24, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
::: Such dir doch was heraus! ;) Mein Favorit war der - was ich bislang nicht wusste - dass ein kausaler Zusammenhang von grauen Star und ionisierender Strahlung existiert. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:16, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::: lol ok. Die frage ist eben wie offensiv man vorgehen möchte. Zu Uranbergbau mach ich auch noch was. Der parameter ANZAHL = XY muss dann wohl angepasst werden. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:57, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::: Neja, halt so offensiv wie es geht. Fakt ist Fakt. Der Parameter muss angepasst werden, ansonsten macht es nur bis zur entsprechenden Zahl, sonst wäre die Arbeit ja umsonst. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:47, 16. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::: hab mal die leukämien genommen. Was planst du eigentlich langfristig für die sparte "Aktuelle Ereignisse"? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:21, 17. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::::: Für diese Spalte habe ich noch kein direktes Konzept. Ehemals war das im ke-wiki ja eine manuell aktualisierte Vorlage, in der ich neue Inbetriebnahme und wichtige Ereignisse erfasst habe. Also geplant hatte ich, dass ich das alles über die Seite [[Nucleopedia:Aktuelle Ereignisse]] erfasse und einen teil mit so zusagen Titelstorys auf der Hauptseite einblende und der Rest auf Nucleopedia:Aktuelle Ereignisse erfasst wird. Hast du eine Anregung oder Idee oder gar schon ein Konzept? Hätte nämlich nichts dagegen wenn da schon mal jemand vorlegt! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:26, 17. Sep. 2012 (CEST)<br />
:hähhähä, danke, aber das überlass ich dir xD. Ich bin nur teilzeitkreativ, und hab geistig urlaub. Kannst du [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernheizwerke&redirect=no das hier] bitte killen? Ich hab den plural (Kernheizwerke) verlinkt. Aber du vielleicht auch ;-)? rm2 hat [[Diskussion:Kernkraftwerk_Stendal|hier]] was für dich hinterlassen. Gruß vom geistig beurlaubten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:05, 17. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: Geistig Urlaub mache ich aktuell auch, allerdings nur sporadisch, bedeutet ich widme mich eher mal kleineren Aufgaben, zumal mir noch ein Kollege von mir eine Durchsicht meines Dayawan-Artikels schuldet und alles heraus kürzen soll, was zu allgemein ist. Beinahe hatte ich die gesamte chinesische Geschichte da mit rein verfasst! ;D Bzgl. der Heftung für Kernkraftwerke habe ich auf dem Rechner schon was zusammen gefasst, mit fehlen aber noch wichtige Quellen, die ich von einem Kollegen beziehen muss, da ich das Buch nicht habe. Kernheizwerke ist jedenfalls gelöscht. Bzgl. Stendal stehe ich aktuell noch etwas auf dem Schlauch, zumal da mehr Daten dabei sind, die eher in den Artikel [[WWER-1000]] mü´ssten: Auch hier hatte ich schon mal eine Überarbeitung angesetzt, allerdings muss ich mich da noch etwas in die Differenzen einarbeiten. Insbesondere die WWER-1000/320CS (Temelín, Ex-Belene-Projekt) und der WWER-1000/320DD (Stendal) machen mir da meine Probleme, sowie der WWER-1000/341 (Ex-Loviisa&nbsp;3 von 1983), die sich Technisch stark unterscheiden, Problematisch in diesem Zusammenhang auch der WWER-1000/320I als AES-U87/88, die zwar als U87/88 gebaut wurden, tatsächlich aber nur um Genehmigungsverfahren zu sparen als U87 errichtet wurden. Das Betrifft Kalinin Block drei und vier, sowie alle Reaktoren in Rostow. Die haben zwar technische Verbesserungen, die sind aber nur als Nachrüstungen registriert. Hier muss ich differenzieren, was an den Standard-V320 modifiziert wurde, das ist aber schwer zu differenzieren, was nun neu ist. Neja, ich schweife ab. Wie dem auch sei, Zeitlich ist es eher schlecht, genauso aktuell schöpferisch, sowie die Daten im Artikel zum KKW Stendal fehl am Platz. Das werde ich jetzt aber in den nächsten Monaten in Angriff nehmen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:16, 17. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
== Quick & Dirty ==<br />
Trotz (oder gerade wegen) meines geistigen Urlaubs hab ich mal was kleines [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 zusammengezimmert]. Hast du noch quellen und ideen, was man reinschreiben kann? Die spielchen mit den brennbaren absorbern, der korrosion des hüllstabes bei hohen abbränden usw würde ich eher bei "Kernbrennstoff" oder einem ähnlichen artikel breittreten. Deine meinung und ideen? Gruß vom geistig auf sparflamme laufenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:09, 25. Sep. 2012 (CEST)<br />
:Hey Segelboot, ist so soweit einwandfrei! ;) Für die abbrennbaren Absorber wäre ein eigener Artikel gut, oder eben wie du meintest im Artikel Kernbrennstoff zusammenfassen. Hatte mal den Artikel [[Brennstoff]] vor Jahren aufgesetzt, der aber nur sehr oberflächlich ist und eigentlich faktisch keine weiterführenden Informationen beinhaltet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:36, 25. Sep. 2012 (CEST)<br />
::ok. Das problem bei den fachartikeln ist meist die überschneidung von themen. Ich denke "Kernbrennstoff", dh ein aufblasen und weiterverlinken deines [[Brennstoff]]-artikels inklusive [[Mischoxid]], Th,U sowie Th,Pu mit den ganzen bauweisen stab, kugel, flüssig etc sowie den grenzen und weiterentwicklungen wäre ganz nett. problematisch ist hier auch das spaltgas, damit sind wir bei der kernspaltung usw. Theoretisch kann man zu jedem wort ein artikel anlegen, ich bin aber generell ein freund des universalartikels. Wird schwer hier eine grenze zu finden. Einen artikel wie "brennstab" würde ich aber nicht anlegen, sondern in "kernbrennstoff" zusammenfassen. etwa [http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_fuel so], nur ohne fusion und radioisotope, dafür mehr physik und details.<br />
<br />
::bei den [http://de.nucleopedia.org/wiki/Kategorie:Brennstoff anreicherungsstufen von uran] gibts dasselbe problem: 2-satz-artikel oder im artikel "Urananreicherung" zusammenfassen. Gleiches gilt auch für die angedachten artikel bei "Reaktorsysteme" im [[Portal:Reaktortechnik]]. (PS: Bei "Betrieb und Störungen" lungert ein < / noinclude> rum)<br />
<br />
::Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:50, 25. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::Da bin ich mit dir auf alle Fälle überein was die Zusammenfassung angeht. Wenn man aber mit mehr als pauschal 10 bis 20 kB rein inhaltlich nen Artikel zusammen stellen kann, sollte man es aber auch, es sei denn, dass das Thema jetzt überhaupt nicht für einen eigenen Artikel taugt, da es dann den gesamten Zusammenhang in anderen Artikeln auseinander reißt. Beispielsweise wäre es Dumm einen Artikel über Confinements anzulegen, wenn es einen Artikel Containment gäbe, denn ein Containment ist faktisch ein Confinement nur mit weiteren Belangen hinsichtlich der Aufgabenstellung. Das gehört faktisch in einen Artikel. Also ich denke mal, dass wir da gar nicht so falsche Ansichten haben! ;) Soderle, ich mach mich jetzt dran den Artikel zum [[Kernkraftwerk Rajasthan]] zu vollenden, habe jetzt 51 kB und die gesamte technische Beschreibung der Reaktormodelle fehlt noch. Morgen sollte der drinnen sein. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:08, 25. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
::::lol ich dachte auch an das containment-confinement-volldruckcontainment bei dem thema. Viel spaß beim schreiben, ich steh für morgen schon in den startlochern, hihi. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:25, 25. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::Neja, als Beispiel eignet sich das gut! ;) Artikel ist gesetzt wie du mitbekommen hast. Übrigens, die VR China will am Kernkraftwerk Xuyi, Provinz Jiangsu weitere EPR bauen mit bis zu 1800&nbsp;MW. :P Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:43, 27. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::: läuft auch gut in taishan (woher weißt du das?) Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:21, 27. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::::Die Infos sind von einem bekannten, öffentlich findest du nur in den chinesischen Angaben bei der CGNPG was, die mit EDF das Werk errichten und betreiben will. Die Projektfirma existiert bereits seit 2009 und auch ein Büro zur Projektierung, Realisierung hinsichtlich der Vertragsabschlüsse für die Reaktoren ist aber erst nach 2015 zu erwarten - wenn sich dann nicht noch der Plan ändert. Allerdings handelt es sich wohl um den Standard-CEPR und nicht mehr den halbkonventionellen EPR wie er in Taishan gebaut wird. Dass es in Taishan gut läuft bestreite ich mal, physikalisch sind die Blöcke tatsächlich noch ein Stück von der Inbetriebnahme entfernt. Ich wette auf 2014, nicht 2013! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:45, 27. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::::::Hehe, ist auch 12/2013. Ein monat mehr ist schon 2014! Auch ich vermute das ende 2013 die erste kritikalität erreicht wird, der kommerzielle betrieb aber erst 2014 steigt. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:59, 28. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
== Gedöns ==<br />
Hier liegt kleinkram:<br />
<br />
fürs erste<br />
* Im [[Portal:Reaktortechnik]] gibts bei "Betrieb und Störungen" ein </ noinclude> das da so rumsteht. Vlt ist ihm langweilig?<br />
* Beim [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] gibts einen Abschnitt "Ehemaliges Projekt". Ist das relevant, in der ausführlichkeit? Oder eher was für [[AES-92]]?<br />
* Beim [[Kernkraftwerk Balakowo]] könnte man(n) die "Projektänderung" unter die "Ausbaustufe 2" verschieben, zb "Bau und Projektänderung". Für was wird die Prozesswärme eigentlich verwendet?<br />
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] ist ungewöhnlich sparsam? Vlt war nicht nur das Reaktormodell ein versuch?<br />
<br />
--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:21, 27. Sep. 2012 (CEST)<br />
: Das Noinclude hat einen Spielkameraden bekommen. Das Altprojekt von Nowoworonesch habe ich bewusst dort integriert. Eigentlich wollte ich es noch genauer erläutern, allerdings wollte ich dazu erst einmal den Standortplan fertigstellen. Da fehlt aber noch alles was nördlich der Hilfsanlagen ist. Die Sache ist die, dass es sich bei dem Nowoworonesch&nbsp;II-Altprojekt um eine spezifizierte Variante handelt. Viele der technischen Details sind im Standard-V392 nicht mehr zu finden. Die Informationen werde ich vielleicht teilweise für den Artikel [[WWER-1000]] mal adaptieren, dazu will ich aber noch vorher eine Tabelle fertigen um die Unterschiede zwischen den Versionen zu verdeutlichen. Sekundär warte ich noch auf ein Buch mit den Reaktorsystem-Beschreibungen. Der Abschnitt ''Projektänderung'' sollte eigentlich auch unter ''Ausbaustufe 2/Bau'' gesetzt werden. Ist mir wohl etwas verrutscht. So sollte es jedenfalls passen. Dass ich es nicht direkt unter Ausbaustufe&nbsp;2 setzen will ist die Sache, dass das gesamte Gebäude so wie es dort steht fort genutzt wird ([http://de.slideshare.net/AtomNews/1-34-2 Siehe hier Seite&nbsp;8]). Ja der Artikel [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] wurde von einen anderen Nutzer vor einiger Zeit noch im ke-wiki angelegt. Ähnlich war es mit dem Artikel [[Kernkraftwerk Krim]]. Die Sache ist nur, dass ich bisher weder Lust noch Zeit fand mich mit diesem Geschichtswusel zu beschäftigen. Insbesondere zum Super-Phénix-2 ist die technische Geschichte interessant, aber ziemlich aufwändig. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:45, 27. Sep. 2012 (CEST)<br />
::ok. Auch wenn ich kein russisch kann xD. weißt du noch was zur Prozesswärme von balakowo? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:59, 28. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
<br />
fürs zweite<br />
* Beim [[Kernkraftwerk Beznau]]: "''Dies ist darauf zurückzuführen, dass man an den Schweißnähten, die Risse aufwiesen, nahe den Muffen an Rohren mit zwei Zoll und kleiner, die amerikanische Praxis anwandte.''" - wie meinen?<br />
* Bei [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] sprichst du von "Sendai-Erdbeben im März 2011". Dachte es heißt "Tōhoku-Erdbeben"?<br />
--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:58, 28. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
:Im Falle von Beznau handelt es sich um verschiedene Schweißverfahren. Die amerikanische Praxis meint Muffenschweißungen, die im ersten Block bei Rohren mit 2" und weniger angewandt wurde. Bei Fukushima ob Sendai oder Tōhoku ist eigentlich egal. Ich denke mal das es eindeutig ist, um welches Beben es sich handelt! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:26, 28. Sep. 2012 (CEST)<br />
<br />
fürs dritte<br />
* [[Kernkraftwerk Gösgen]]: "''Grund hierfür ist, dass bei einem etwaigen Unfall der Betreiber in der Schweiz mit ausschließlich 200 Millionen Franken haftet, womit der Betreiber bei einem etwaigen Unfall sogar mit Gewinn herausgehen würde''" - ich bin kein meister in ökologischer mathematik, aber ein wertverlust durch totalabschreibung kann doch kein gewinn sein?<br />
* [[Nucleopedia:Über Nucleopedia]] tippos bei den sätzen: "...dass sich jeder Benutzer frei und offen am Aufbau einer Enzyklopädie beteiligen kann." - "...angrenzenden Themengebieten, die auch..."<br />
* [[Nucleopedia:Urheberrechte]] sieht leer aus, erscheint aber am ende jeder edit-box. Vlt wichtig? Oder zu datenschutz verlinken?<br />
* [[Nucleopedia:Datenschutz]] tippos bei den sätzen: "Die Nucleopedia ist ein offenes Projekt, an dem sich jeder Benutzer beteiligen, und mit seinem Wissen beitragen kann. Das kann einerseits anonym erfolgen oder angemeldet als Benutzer. Keiner der hier angemeldeten Benutzer ist verpflichtet in irgendeiner Weise seine Identität anzugeben oder persönliche Informationen preiszugeben." - "Um einen möglichen Missbrauch dieser Enzyklopädie zu verhindern gibt es verschiedene Maßnahmen von Benutzern, genauer gesagt der Benutzergruppe der Administratoren und Bürokraten, inklusive der Checkuser, die eventuelle Störquellen ausfindig machen und weitere Schritte erwägen können, um eventuell betroffene Benutzer oder Seiten zu schützen." - " Im jedem Falle, auch einer Urheberrechtsverletzung, ist der Benutzer selbst verantwortlich für die eingestellten Texte und übernimmt daher jegliche Verantwortung. Administratoren und Bürokraten kümmern sich in einem solchen Fall, sofern dieser gemeldet wurde, um die entsprechenden Daten und löschen die urheberrechtlich geschützte Version." - "Wenn ein Benutzer diese Seiten aufrufen sollte, werden neben den herkömmlichen Daten auch Informationen über die Seitenaufrufe (Hits) gesammelt, jedoch in nicht nachverfolgbarer Form, sodass nicht erfasst wird, welcher Artikel aufgerufen wird oder wurde. ... so wird der Link zur Suchmaschine, sowie der entsprechende Suchbegriff aufgezeichnet, um eine entsprechende Statistik zu erstellen, die jedoch nur vom Serverinhaber ..." - "Möglicherweise können jedoch Dritte aufgrund der IP-Adresse den Autor ermitteln."<br />
* Bei den in planung befindlichen anlagen ist das weiße KKW-Symbol kaum auf der hintergrundkarte zu erkennen. Vlt [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Icon_NuclearPowerPlant-white.svg das symbol] mit einem dickeren schwarzen rand ausstatten? <br />
--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:29, 28. Sep. 2012 (CEST)--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:47, 28. Sep. 2012 (CEST)--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:56, 29. Sep. 2012 (CEST)<br />
:Neja, wenn man den Satz vorher liest dann bleiben 450 Millionen Franken übrig. Aus der Versicherungssumme bleibt also ein Rest übrig, den sich der Betreiber auszahlen lassen kann, wenn kein Versicherungsschutz mehr nötig ist. Allerdings kommt es hierbei wohl auf die Situation an. Der Satz an sich passt mit dem vorherigen Satz so gesehen schon. Nucleopedia:Über Nucleopedia ist nun frei Bearbeitbar für angemeldete Benutzer. Urheberrechte fülle ich mal bei bedarf aus, aber es sollte eigentlich für jeden soweit klar sein, zumal die Lizenz unten rechts auf jeder Seite eindeutig eingeblendet wir. Nur ein ganz blinder kann eventuell da einen Fehler machen - oder eben Personen die im Internet nicht wissen, was sie tun! ;) Nucleopedia:Datenschutz ist auch soweit jetzt frei Bearbeitbar für angemeldete Benutzer. Das mit dem weißen KKW ist mir schon aufgefallen, aber so aktuell gewollt. Das weiße KKW für geplante Anlagen ist Standard soweit. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:59, 29. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: ok, gösgen mal verdeutlicht. Über:Nuc und Datendings korrigiert. Ob das mit den Urheberrechten wichtig ist weiß ich net, es fiel mir nur auf. Deshalb wollte ichs mal ansprechen. Das das weiße Icon standart ist ist mir auch klar, die kontur könnte trotzdem deutlicher sein, damit man es auf der karte erkennt. Das [http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/d/d9/Icon_NuclearPowerPlant-white.svg symbol] besitzt ja bereits eine graue silouette, da man es bei commons sonst als weiß-auf-weiß nicht sehen würde. es macht eben einen unterschied ob die silouette [http://www.comicwald.de/wp-content/uploads/2012/03/Ente-02-630x350.jpg sanft] oder [http://www.kunstlinks.de/material/vtuempling/mode/FIGUR_Y4.GIF kraftvoll] gezeichnet wurde. Ich hab nicht an eckige kästen odersowas gedacht xD! Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:30, 29. Sep. 2012 (CEST)<br />
::: Ja Ne, des Icon besitzt ne graue Kontur weil die so kam als ich es umgefärbt hatte! :P Das Icon sowie das graue stammt von mir. Ich habe noch zwei Alternativen, ein schwarzes und ein Eisbalues Icon, das etwas Weiß beinhaltet in Reserve, aber noch nicht hochgeladen. Vielleicht kann man das Eisblaue ja implementieren!? Bin mir da nicht sicher ob das gut aussehen würde. Vielleicht hast du ja auch noch ne Idee mit dem schwarzen Icon. Wollte das für stornierte KKW's benutzen - egal ob Planung oder Bau storniert. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:37, 29. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::: schwarz für stornierte is sicher gut. Das eisblaue dürfte wohl mit dem blauen für "Abgeschaltet" für verwirrung stiften. Was würde dagegen sprechen die ränder des weißen symbols, und nur des weißen symbols, dicker und schwarz zu machen? Ansonsten zb einfach komplett hellgrau machen, heller als das jetzige bei "storniert". Das würde auch schematisch passen: hellgrau - in planung, schwarz - gescheitert. Dann würde aber ein [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke|A voll arbeit]] auf dich zukommen. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:04, 29. Sep. 2012 (CEST)<br />
[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-iceblue.svg|miniatur|Eislblau]]<br />
[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-black.svg|miniatur|Schwarz]]<br />
:::::So, habe mal beide Versionen hochgeladen. Irgendwie ist das RB verrutscht, aber mal davon abgesehen würde es farblich so aussehen. Was hältst du davon? Die Arbeit ist kein Problem, im MS Editor kann man das innerhalb von Sekunden entsprechend anpassen! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 09:30, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
::::::hmm, das eisblaue ist sehr hell. Vlt mal testweise das weiße durch eisblau ersetzen? Die verworfenen anlagen sollten trotzdem eine einheitliche farbe bekommen. Das [[Kernkraftwerk Neupotz]] wird zb in der [[Liste_der_verworfenen_Kernkraftwerke#Deutschland]] als "weiß" geführt, im [[Kernkraftwerk Neupotz|artikel]] aber grau. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:26, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
:::::::Neja, dass die so geführt wurden hat schon seinen Sinn, in der Liste der verworfenen Kernkraftwerke hatte ich das so Implementiert um zwischen gestoppt und storniert zu differenzieren. Die Infobox im Artikel wiederum orientiert sich nur an den etwaigen Status (Planung, Bau, Betrieb, Abgeschaltet, Stillgelegt und pauschal verworfen). Mit weiteren Icons kann man das noch weiter differenzieren. In Deutschland mal so nebenbei ist das sowieso so ne Sache, Da viele KKW's zwar aus der Verwaltung gestrichen wurden, nie aber von der Gesellschaft eine Stornierung ausgesprochen wurde. Für Vahnum gilt ja immer noch Baurecht für RWE. De facto sind all diese Anlagen storniert, man kann den Status aber so gesehen wenn man sich nach den genauen Status richtet nicht differenzieren. So kann man nur von Verworfen reden, das ist aber sehr pauschalisiert. Aktuell ist es zwar so noch in den Artikel implementiert, das wollte ich aber genauer aufspalten. Mit dem Eisblauem Icon bekommt man auch wieder Probleme, siehe unten. Ich könnte höchstens den Fabunterschied etwas stärker gestalten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:48, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
{{Markerkarte<br />
|ausrichtung=links<br />
|land=Finnland<br />
|größe=150<br />
|rahmen=<br />
|beschreibung=Mögliche Standorte<br />
|marker={{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-black.svg<br />
|marksize=12<br />
|label=Kristianstad<br />
|position=<br />
|lat=62.312782<br />
|long=21.321316<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-iceblue.svg<br />
|marksize=12<br />
|label=Pyhäjoki<br />
|position=<br />
|lat=64.529216<br />
|long=24.267240<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-white V2.svg<br />
|marksize=12<br />
|label=Ruotsinpyhtää<br />
|position=bottom<br />
|lat=60.387229<br />
|long=26.335058<br />
}}<br />
{{Marker<br />
|Finnland<br />
|mark=Icon NuclearPowerPlant-black.svg<br />
|marksize=12<br />
|label=Simo<br />
|position=<br />
|lat=65.636296<br />
|long=24.699311<br />
}}<br />
}}<br />
Nachtrag: Schau es dir jetzt mal an. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:54, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
Nachtrag II: Habe für das weiße Icon noch eine zweite Version in die Karte eingefügt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:11, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
:hmm, stimmt. Das eisblaue kratzt sich mit dem wasser. Weiß#2 ist da wesentlich besser. Grau könnte dann für planungen gestoppt/storniert, und schwarz für bau gestoppt/storniert eingesetzt werden. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:08, 30. Sep. 2012 (CEST)<br />
:: Also ich schlage vor die Farben wie folgt einzusetzen:<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-white.svg|12px]] - In Planung (für Karten [[Datei:Icon NuclearPowerPlant-white V2.svg|12px]])<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-yellow.svg|12px]] - In Bau<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-green.svg|12px]] - In Betrieb<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-blue.svg|12px]] - Abgeschaltet<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-red.svg|12px]] - Stillgelegt<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-iceblue.svg|12px]] - Planung gestoppt <small>Eingefroren :D</small><br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-grey.svg|12px]] - Bau gestoppt<br />
::*[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-black.svg|12px]] - Bau/Planung storniert<br />
::Diese Reihenfolge wäre zumindest so in etwa alles abdeckend denke ich, oder wie siehst du das? beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 15:49, 30. Sep. 2012 (CEST)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Vorlage:Infobox_Kernkraftwerk&diff=3758Vorlage:Infobox Kernkraftwerk2012-09-27T07:30:12Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div><includeonly>{| id="Infobox_Kernkraftwerk" style=" background: #f9f9f9; color: #000; font-size:90%; line-height:1.1em; float:right; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; width:300px; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="7"<br />
|-<br />
! colspan="2" cellpadding="10" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000; height:40px; font-size:150%;" |{{PAGENAME}}<br />
|-<br />
{{#if: {{{BILD|}}}|<br />
{{!}} colspan="2" style="color:#000000" align="center" {{!}} [[Datei:{{{BILD|}}}|280px|{{{BESCHR|}}}]]<br />{{{BESCHR|}}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Standort<br />
|-<br />
{{#if: {{{LAND|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Land'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{#switch: {{{LAND|}}}<br />
| Ägypten = [[Datei:Flag of Egypt.svg|border|18px]] Ägypten<br />
| Argentinien = [[Datei:Flag of Argentina.svg|border|18px]] Argentinien<br />
| Armenien = [[Datei:Flag of Armenia.svg|border|18px]] Armenien<br />
| Aserbaidschan = [[Datei:Flag of Azerbaijan.svg|border|18px]] Aserbaidschan<br />
| Belgien = [[Datei:Flag of Belgium.svg|border|18px]] Belgien<br />
| Brasilien = [[Datei:Flag of Brazil.svg|border|18px]] Brasilien<br />
| Bulgarien = [[Datei:Flag of Bulgaria.svg|border|18px]] Bulgarien<br />
| China = [[Datei:Flag of the People's Republic of China.svg|border|18px]] Volksrepublik China<br />
| Deutschland = [[Datei:Flag of Germany.svg|border|18px]] Deutschland<br />
| England = [[Datei:Flag of the United Kingdom.svg|border|18px]] Vereinigtes Königreich<br />
| Finnland = [[Datei:Flag of Finland.svg|border|18px]] Finnland<br />
| Frankreich = [[Datei:Flag of France.svg|border|18px]] Frankreich<br />
| Großbritannien = [[Datei:Flag of the United Kingdom.svg|border|18px]] Vereinigtes Königreich<br />
| Indien = [[Datei:Flag of India.svg|border|18px]] Indien<br />
| Indonesien = [[Datei:Flag of Indonesia.svg|border|18px]] Indonesien<br />
| Irak = [[Datei:Flag of Iraq.svg|border|18px]] Irak<br />
| Iran = [[Datei:Flag of Iran.svg|border|18px]] Iran<br />
| Italien = [[Datei:Flag of Italy.svg|border|18px]] Italien<br />
| Japan = [[Datei:Flag of Japan.svg|border|18px]] Japan<br />
| Kanada = [[Datei:Flag of Canada.svg|border|18px]] Kanada<br />
| Kasachstan = [[Datei:Flag of Kazakhstan.svg|border|18px]] Kasachstan<br />
| Korea = [[Datei:Flag of South Korea.svg|border|18px]] Südkorea<br />
| Kuba = [[Datei:Flag of Cuba.svg|border|18px]] Kuba<br />
| Libyen = [[Datei:Flag of Libya.svg|border|18px]] Libyen<br />
| Litauen = [[Datei:Flag of Lithuania.svg|border|18px]] Litauen<br />
| Marokko = [[Datei:Flag of Morocco.svg|border|18px]] Marokko<br />
| Mexiko = [[Datei:Flag of Mexico.svg|border|18px]] Mexiko<br />
| Niederlande = [[Datei:Flag of the Netherlands.svg|border|18px]] Niederlande<br />
| Nordkorea = [[Datei:Flag of North Korea.svg|border|18px]] Nordkorea<br />
| Österreich = [[Datei:Flag of Austria.svg|border|18px]] Österreich<br />
| Pakistan = [[Datei:Flag of Pakistan.svg|border|18px]] Pakistan<br />
| Philippinen = [[Datei:Flag of the Philippines.svg|border|18px]] Philippinen<br />
| Polen = [[Datei:Flag of Poland.svg|border|18px]] Polen<br />
| Republik China = [[Datei:Flag of the Republic of China.svg|border|18px]] Republik China<br />
| Rumänien = [[Datei:Flag of Romania.svg|border|18px]] Rumänien<br />
| Russische Föderation = [[Datei:Flag of Russia.svg|border|18px]] Russische Föderation<br />
| Russland = [[Datei:Flag of Russia.svg|border|18px]] Russische Föderation<br />
| Schweden = [[Datei:Flag of Sweden.svg|border|18px]] Schweden<br />
| Schweiz = [[Datei:Civil Ensign of Switzerland.svg|border|18px]] Schweiz<br />
| Slowakei = [[Datei:Flag of Slovakia.svg|border|18px]] Slowakei<br />
| Slowenien = [[Datei:Flag of Slovenia.svg|border|18px]] Slowenien<br />
| Spanien = [[Datei:Flag of Spain.svg|border|18px]] Spanien<br />
| Südafrika = [[Datei:Flag of South Africa.svg|border|18px]] Südafrika<br />
| Südkorea = [[Datei:Flag of South Korea.svg|border|18px]] Südkorea<br />
| Taiwan = [[Datei:Flag of the Republic of China.svg|border|18px]] Republik China<br />
| Tschechien = [[Datei:Flag of the Czech Republic.svg|border|18px]] Tschechien<br />
| Türkei = [[Datei:Flag of Turkey.svg|border|18px]] Türkei<br />
| Ukraine = [[Datei:Flag of Ukraine.svg|border|18px]] Ukraine<br />
| Ungarn = [[Datei:Flag of Hungary.svg|border|18px]] Ungarn<br />
| USA = [[Datei:Flag of the United States.svg|border|18px]] Vereinigte Staaten<br />
| Venezuela = [[Datei:Flag of Venezuela.svg|border|18px]] Venezuela<br />
| Vereinigte Staaten = [[Datei:Flag of the United States.svg|border|18px]] Vereinigte Staaten<br />
| Vereinigte Staaten von Amerika = [[Datei:Flag of the United States.svg|border|18px]] Vereinigte Staaten<br />
| Vereinigte Arabische Emirate = [[Datei:Flag of the United Arab Emirates.svg|border|18px]] Vereinigte Arabische Emirate<br />
| Vereinigtes Königreich = [[Datei:Flag of the United Kingdom.svg|border|18px]] Vereinigtes Königreich<br />
| Vietnam = [[Datei:Flag of Vietnam.svg|border|18px]] Vietnam<br />
| Volksrepublik China = [[Datei:Flag of the People's Republic of China.svg|border|18px]] Volksrepublik China<br />
| Weißrussland = [[Datei:Flag of Belarus.svg|border|18px]] Weißrussland<br />
| #default = {{{LAND|}}}<br />
}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{REGION|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''{{#switch: {{{LAND|}}}<br />
| Ägypten = Gouvernement<br />
| Argentinien = Provinz<br />
| Armenien = Provinz<br />
| Aserbaidschan = Rajon<br />
| Belgien = Region<br />
| Brasilien = Bundesstaat<br />
| Bulgarien = Oblast<br />
| China = Provinz<br />
| Deutschland = Bundesland<br />
| England = Region<br />
| Finnland = Landschaft<br />
| Frankreich = Region<br />
| Großbritannien = Region<br />
| Indien = Bundesstaat<br />
| Indonesien = Region<br />
| Irak = Gouvernement<br />
| Iran = Provinz<br />
| Italien = Provinz<br />
| Japan = Präfektur<br />
| Kanada = Provinz<br />
| Kasachstan = Gebiet<br />
| Korea = Provinz<br />
| Kuba = Provinz<br />
| Libyen = Provinz<br />
| Litauen = Distrikt<br />
| Marokko = Provinz<br />
| Mexiko = Bundesstaat<br />
| Niederlande = Provinz<br />
| Nordkorea = Provinz<br />
| Österreich = Bundesland<br />
| Pakistan = Provinz<br />
| Philippinen = Provinz<br />
| Polen = Woiwodschaft<br />
| Republik China = Provinz<br />
| Rumänien = Kreis<br />
| Russische Föderation = Oblast<br />
| Russland = Oblast<br />
| Schweden = Provinz<br />
| Schweiz = Kanton<br />
| Slowakei = Landschaftsverband<br />
| Slowenien = Region<br />
| Spanien = Provinz<br />
| Südafrika = Provinz<br />
| Südkorea = Provinz<br />
| Taiwan = Provinz<br />
| Tschechien = Region<br />
| Türkei = Provinz<br />
| Ukraine = Oblast<br />
| Ungarn = Komitat<br />
| USA = Bundesstaat<br />
| Venezuela = Bundesstaat<br />
| Vereinigte Staaten = Bundesstaat<br />
| Vereinigte Staaten von Amerika = Bundesstaat<br />
| Vereinigte Arabische Emirate = Emirat<br />
| Vereinigtes Königreich = Region<br />
| Volksrepublik China = Provinz<br />
| Vietnam = Provinz<br />
| Weißrussland = Woblast<br />
| #default = Region<br />
}}'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{{REGION|}}}<br />
{{!-}}<br />
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext" style="float:right; font-size:80%;">Landkarte</span></div><br /><br />
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}}<br />
{{#if: {{{BC-JAHR|}}}|<br />
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}}<br />
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}}<br />
{{#if: {{{R-BST_AZ|}}}|<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} '''Bau gestoppt'''<br />
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}}<br />
{{#if: {{{ESPG-JAHR|}}} {{{GESESPG|}}}|<br />
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" {{!}} Einspeisung<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
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{{!-}}<br />
}}<br />
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{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{STAND|}}}|<br />
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{{!-}}<br />
}}<br />
{{#if: {{{DUALNUTZEN|}}}|<br />
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| FW = Zusatzfunktion<br />
| FW,PW = Zusatzfunktionen<br />
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| PW = Zusatzfunktion<br />
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| PW,WE = Zusatzfunktionen<br />
| PW,WE,FW = Zusatzfunktionen<br />
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| WE = Zusatzfunktion<br />
| WE,FW = Zusatzfunktionen<br />
| WE,PW = Zusatzfunktionen<br />
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}}'''<br />
{{!}} width="50%" valign="top" {{!}} {{#switch: {{uc:{{{DUALNUTZEN|}}}}}<br />
| FW = Fernwärme<br />
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| FW,WE,PW = Fernwärme<br />Wasserentsalzung<br />Prozesswärme<br />
| FW,PW,WE = Fernwärme<br />Prozesswärme<br />Wasserentsalzung<br />
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| PW,WE = Prozesswärme<br />Wasserentsalzung<br />
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| PW,FW,WE = Prozesswärme<br />Fernwärme<br />Wasserentsalzung<br />
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| WE,FE,PW = Wasserentsalzung<br />Fernwärme<br />Prozesswärme<br />
| #default = <span style="color:red">Falscher Parameter!</span><br />
}}<br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{!}} colspan="2" style="border-top: 3px solid #AAA;" {{!}}<br />
{{!-}}<br />
{{#if: {{{COMMONSCAT|}}}|<br />
{{!}} align="center" colspan="2" {{!}} <div style="margin:0.1em 0 0 0;">{{Akronym|[[Datei:Commons-logo.svg|x16px|link=]]|Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien}}&nbsp;'''<span class="plainlinks">[{{fullurl:Commons:Category:{{{COMMONSCAT|}}}|uselang=de}} Commons: {{PAGENAME}}]</span>'''</div><br />
{{!-}}<br />
}}<br />
{{!}} align="center" colspan="2" {{!}} [[Datei:Spacer.gif|12px|links|verweis=]][[Datei:Gtk-dialog-info.svg|12px|rechts|verweis=Vorlage:Infobox Kernkraftwerk]] Die Quellen für diese Angaben sind in der [[Vorlage:Infobox Kernkraftwerk/Zusatzinformation|Zusatzinformation]] einsehbar.<br />
{{!-}}<br />
|}</includeonly><noinclude>{{Dokumentation}}[[Kategorie:Vorlagen Portal Kernkraftwerk|Infobox Kernkraftwerk]]</noinclude></div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Kostroma&diff=3405Kernkraftwerk Kostroma2012-08-22T17:26:54Z<p>10.0.1.47: richtige Koordinaten</p>
<hr />
<div>{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAT =58.373998<br />
|LON =41.596785<br />
|LAND =Russland<br />
|ORT =Tschistyje Bory<br />
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|BETREIBER =OAO Energoatom Konzern<br />
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|PS-JAHR =<br />
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|BC-JAHR =1986<br />
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|R-BCC_MW =3000<br />
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|R-PST_MW =<br />
|R-PCC_AZ =2<br />
|R-PCC_MW =1000<br />
|WEBSITE =<br />
|STAND =26. Dezember 2009<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Kostroma''' (russisch Костромска́я АЭС {{Audio|Ru-Костромская АЭС.ogg}} [kurz КАЭС, deutsch KAES], oft auch als Буйска́я АЭС bezeichnet, deutsch ''Kernkraftwerk Bui'') sollte nahe der Stadt Tschistyje Bory entstehen im Rajon Bui, Oblast Kostroma. Die 75 Kilometer von der Stadt Kostroma entfernte Anlage wurde nach Aufgabe des Projekts als Bauruine zurück gelassen. Heute gibt es Pläne zehn Kilometer nördlich ein neues Kernkraftwerk zu errichten.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahr 1978 wurde erstmals eine Machbarkeitsstudie für den Bau eines Kernkraftwerks in dem östlichen Teil von Zentralrussland aufgestellt. Am 15. April 1980 wurde der Bau vom Minister für Energie der UdSSR Genehmigt, sodass erste Bauarbeiten ab dem 11. Juni 1980 Beginnen könnten. Ein Team bestehend aus 44&nbsp;Experten hatte am 26. Juni 1980 den Standort ausgewählt, nahe der Siedlung Tschistyje Bory. Zeitgleich wurde begonnen am Standort das Direktionsgebäude zu errichten und erste Pläne für das Kernkraftwerk zu Designen. Neben dem Grundaufbau bestehend aus zwei [[RBMK|RBMK-1500]] sollte das Kernkraftwerk erweiterte Einrichtungen haben, unter anderem zwei Reservekessel. Die Ausstattung sieht außerdem vor das Kernkraftwerk durch einen künstlich angelegten See zu Kühlen, dessen Bau noch teilweise begonnen wurde.{{Ref|1}}<br />
<br />
Die Elektrizität sollte über eine offene Umspannanlage die mit 500&nbsp;kV Arbeitet in das Netz gespeist werden. Anschließend soll die Elektrizität über die Umspannwerke ''"Borok"'' (Transformation zu 220 kV, 110 kV und 10 kV), ''"Western"'' (Transformation zu 110 kV und 10 kV) und ''"Popowka"'' (Transformation zu 110 kV und 6 kV). Wichtig für die Ausstattung der Infrastruktur ist es genügend Wohnraum für Arbeiter zu schaffen. Deshalb plante man die Siedlung Tschistyje Bory für weitere 7000&nbsp;Menschen zu erweitern. Im Jahr 1986 kam es jedoch zur [[Katastrophe von Tschernobyl]], weshalb man den Bau stoppte und den Plan, das Kernkraftwerk mit zwei RBMK-1500 auszustatten, endgültig auf. Das Projekt ein Kernkraftwerk zu errichten wurde aber bis auf weiteres fortgeführt.{{Ref|1}}<br />
<br />
Die Regierung der Oblast Kostroma sprach sich am 15. Juni 1990 mit 100 zu zwei Stimmen gegen ein Kernkraftwerk aus. Kurz darauf kam der Zusammenbruch der Sowjetunion, was in Russland zu einer Wirtschaftskrise führte. Darauf hin stoppte man 1992 die weitere Finanzierung des Projekts.{{Ref|1}}<br />
<br />
== Neuorientierung nach Zusammenbruch der UdSSR ==<br />
Nach dem Zusammenbruch der Sowjetunion hatte durch den Wechsel der Regierung die Oblast Kostroma 1992 wieder Interesse an dem Kernkraftwerk bekundet. Am 21. April 1993 wurde eine Machbarkeitsstudie in Auftrag gegeben.{{Ref|1}} Noch im gleichen Jahr wurde durch Spenden der Anwohner die Fertigstellung des Hilfskessels der mit Öl betrieben wird Finanziert um Fernwärme daraus zu beziehen. Aufgrund der schlechten Zustände auf der Baustelle ist das Gebäude jedoch auf dem unterstem Niveau erbaut worden, da schon kurz nach der Inbetriebnahme immer wieder Öllecks entstanden und in die Umwelt gelangten. Man ahnte zu diesem Zeitpunkt bereits, dass der Bau der Kernkraftwerks wahrscheinlich ähnlich ablaufen wird. Trotzdem waren die Anwohner weiterhin für das Kernkraftwerk, vor allem die örtliche Regierung des Rajons Bui erhofften sich große Steuereinnahmen vom Kernkraftwerk. [[Minatom]], das zuständige Ministerium für Kernkraftwerke, wies allerdings darauf hin, dass das Kernkraftwerk wohl die Geldprobleme der Oblast Kostroma nicht lösen werden.{{Ref|2}}<br />
<br />
Am 19. Juli 1994 war bereits der bau von vier WPBER-600 beschlossen worden, eine 600&nbsp;MW-Reaktor mit erweiterter Sicherheit, basierend auf der bewährten [[WWER|WWER-Baulinie]]. Im Rahmen eines möglichen Baus sollte die Bevölkerung befragt werden, ob diese ein Kernkraftwerk Akzeptieren möchten. Im Rahmen dessen wurde ein Referendum unter der Aufsicht von Greenpeace durchgeführt, zeitgleich zu den lokalen Wahlen. Unter dam Motto ''"Keine Kernenergie in unseren schönen, ökologisch sauberen Kostroma!"'' haben insgesamt 58,12&nbsp;% der Bürger der Oblast Kostroma daran Teilgenommen von denen 10,46&nbsp;% für den Bau des Kernkraftwerks waren und 87,44&nbsp;% dagegen. bNach dem Referendum wurden die Planungen für das Kernkraftwerk eingestellt.{{Ref|1}}<br />
<br />
Eine Gruppe von Ingenieuren aus der anliegenden Arbeitersiedlung Tschistyje Bory klagten 1999 gegen das Referendum. Es habe gegen die Verfassung verstoßen und wäre daher ungültig. Das Gericht urteilte gegen das Referendum für die Ingenieure. Darauf hin wurde am 20. Juli 2000 beschlossen den Bau auf der Grundlage von Reaktoren vom Typ WPBER-600 nicht fortzuführen sondern mit zwei bis vier WWER-1000 fortzuführen.{{Ref|1}}{{Ref|3}}<br />
<br />
Am 1. März 2007 beschloss die Duma der Oblast Kostroma ihre Entscheidung, die vor einigen Jahren getroffen wurde, das Kernraftwerk nicht zu Bauen, zu Revidieren. Darauf hin schließten sich die Oblasten Yaroslawl, Wladimir, Iwanowo, Wolgograd, Kirow und einige andere dem Projekt an, hauptsächlich auf Grund dessen, dass in Zentralrussland sowie anderen Teilen des Landes eine Knappheit an elektrischer Energie besteht. Das Projekt wird heute unter den Namen [[Kernkraftwerk Zentral]] fortgeführt. Allerdings an einem Standort zehn Kilometer nordwestlich der Stadt Bui nahe dem Dorf Tsentralnaja.{{Ref|1}}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
{{References|1|http://www.rosenergoatom.ru/eng/about/branches/branch6/about/index.wbp|Energoatom Konzern - Branch: ''Directorate for Construction of Kostoma NPP''|englisch}}<br />
{{References|1=2|2=http://www.dtic.mil/cgi-bin/GetTRDoc?AD=ADA333114&Location=U2&doc=GetTRDoc.pdf|3=JPRS-Report - Science & Technology: ''Central Eurasia: Engineering & Equipment''|4=englisch}}<br />
{{References|3|http://www.nti.org/db/nisprofs/russia/reactor/power/newpower/kostroma.htm|NTI - Russia: ''Kostroma NPP''|englisch}}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
* [http://www.daserste.de/weltspiegel/beitrag_dyn~uid,wzi1u7zdss2w5y55~cm.asp DasErste.de - ''Rückschau: Russland Auferstehen aus Atomruinen''] WDR, Sonntag, 3. Oktober 2010 ([http://mediathek.daserste.de/daserste/servlet/content/5533572?pageId=&moduleId=329478&categoryId=&goto=&show= Video])<br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Kernenergie in der Sowjetunion]]<br />
* [[Liste der RBMK]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
* [[RBMK]]<br />
* [[WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Russland}}<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Russland|Kostroma]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Kostroma]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Kostroma&diff=3404Kernkraftwerk Kostroma2012-08-22T17:25:46Z<p>10.0.1.47: Koordinaten richtig</p>
<hr />
<div>{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAT =55.74610<br />
|LON =60.89380<br />
|LAND =Russland<br />
|ORT =Tschistyje Bory<br />
|EIGENTÜMER =OAO Energoatom Konzern<br />
|BETREIBER =OAO Energoatom Konzern<br />
|V-JAHR =1980<br />
|PS-JAHR =<br />
|PC-JAHR =<br />
|BS-JAHR =<br />
|BC-JAHR =1986<br />
|R-BST_AZ =<br />
|R-BST_MW =<br />
|R-BCC_AZ =2<br />
|R-BCC_MW =3000<br />
|R-PST_AZ =<br />
|R-PST_MW =<br />
|R-PCC_AZ =2<br />
|R-PCC_MW =1000<br />
|WEBSITE =<br />
|STAND =26. Dezember 2009<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Kostroma''' (russisch Костромска́я АЭС {{Audio|Ru-Костромская АЭС.ogg}} [kurz КАЭС, deutsch KAES], oft auch als Буйска́я АЭС bezeichnet, deutsch ''Kernkraftwerk Bui'') sollte nahe der Stadt Tschistyje Bory entstehen im Rajon Bui, Oblast Kostroma. Die 75 Kilometer von der Stadt Kostroma entfernte Anlage wurde nach Aufgabe des Projekts als Bauruine zurück gelassen. Heute gibt es Pläne zehn Kilometer nördlich ein neues Kernkraftwerk zu errichten.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahr 1978 wurde erstmals eine Machbarkeitsstudie für den Bau eines Kernkraftwerks in dem östlichen Teil von Zentralrussland aufgestellt. Am 15. April 1980 wurde der Bau vom Minister für Energie der UdSSR Genehmigt, sodass erste Bauarbeiten ab dem 11. Juni 1980 Beginnen könnten. Ein Team bestehend aus 44&nbsp;Experten hatte am 26. Juni 1980 den Standort ausgewählt, nahe der Siedlung Tschistyje Bory. Zeitgleich wurde begonnen am Standort das Direktionsgebäude zu errichten und erste Pläne für das Kernkraftwerk zu Designen. Neben dem Grundaufbau bestehend aus zwei [[RBMK|RBMK-1500]] sollte das Kernkraftwerk erweiterte Einrichtungen haben, unter anderem zwei Reservekessel. Die Ausstattung sieht außerdem vor das Kernkraftwerk durch einen künstlich angelegten See zu Kühlen, dessen Bau noch teilweise begonnen wurde.{{Ref|1}}<br />
<br />
Die Elektrizität sollte über eine offene Umspannanlage die mit 500&nbsp;kV Arbeitet in das Netz gespeist werden. Anschließend soll die Elektrizität über die Umspannwerke ''"Borok"'' (Transformation zu 220 kV, 110 kV und 10 kV), ''"Western"'' (Transformation zu 110 kV und 10 kV) und ''"Popowka"'' (Transformation zu 110 kV und 6 kV). Wichtig für die Ausstattung der Infrastruktur ist es genügend Wohnraum für Arbeiter zu schaffen. Deshalb plante man die Siedlung Tschistyje Bory für weitere 7000&nbsp;Menschen zu erweitern. Im Jahr 1986 kam es jedoch zur [[Katastrophe von Tschernobyl]], weshalb man den Bau stoppte und den Plan, das Kernkraftwerk mit zwei RBMK-1500 auszustatten, endgültig auf. Das Projekt ein Kernkraftwerk zu errichten wurde aber bis auf weiteres fortgeführt.{{Ref|1}}<br />
<br />
Die Regierung der Oblast Kostroma sprach sich am 15. Juni 1990 mit 100 zu zwei Stimmen gegen ein Kernkraftwerk aus. Kurz darauf kam der Zusammenbruch der Sowjetunion, was in Russland zu einer Wirtschaftskrise führte. Darauf hin stoppte man 1992 die weitere Finanzierung des Projekts.{{Ref|1}}<br />
<br />
== Neuorientierung nach Zusammenbruch der UdSSR ==<br />
Nach dem Zusammenbruch der Sowjetunion hatte durch den Wechsel der Regierung die Oblast Kostroma 1992 wieder Interesse an dem Kernkraftwerk bekundet. Am 21. April 1993 wurde eine Machbarkeitsstudie in Auftrag gegeben.{{Ref|1}} Noch im gleichen Jahr wurde durch Spenden der Anwohner die Fertigstellung des Hilfskessels der mit Öl betrieben wird Finanziert um Fernwärme daraus zu beziehen. Aufgrund der schlechten Zustände auf der Baustelle ist das Gebäude jedoch auf dem unterstem Niveau erbaut worden, da schon kurz nach der Inbetriebnahme immer wieder Öllecks entstanden und in die Umwelt gelangten. Man ahnte zu diesem Zeitpunkt bereits, dass der Bau der Kernkraftwerks wahrscheinlich ähnlich ablaufen wird. Trotzdem waren die Anwohner weiterhin für das Kernkraftwerk, vor allem die örtliche Regierung des Rajons Bui erhofften sich große Steuereinnahmen vom Kernkraftwerk. [[Minatom]], das zuständige Ministerium für Kernkraftwerke, wies allerdings darauf hin, dass das Kernkraftwerk wohl die Geldprobleme der Oblast Kostroma nicht lösen werden.{{Ref|2}}<br />
<br />
Am 19. Juli 1994 war bereits der bau von vier WPBER-600 beschlossen worden, eine 600&nbsp;MW-Reaktor mit erweiterter Sicherheit, basierend auf der bewährten [[WWER|WWER-Baulinie]]. Im Rahmen eines möglichen Baus sollte die Bevölkerung befragt werden, ob diese ein Kernkraftwerk Akzeptieren möchten. Im Rahmen dessen wurde ein Referendum unter der Aufsicht von Greenpeace durchgeführt, zeitgleich zu den lokalen Wahlen. Unter dam Motto ''"Keine Kernenergie in unseren schönen, ökologisch sauberen Kostroma!"'' haben insgesamt 58,12&nbsp;% der Bürger der Oblast Kostroma daran Teilgenommen von denen 10,46&nbsp;% für den Bau des Kernkraftwerks waren und 87,44&nbsp;% dagegen. bNach dem Referendum wurden die Planungen für das Kernkraftwerk eingestellt.{{Ref|1}}<br />
<br />
Eine Gruppe von Ingenieuren aus der anliegenden Arbeitersiedlung Tschistyje Bory klagten 1999 gegen das Referendum. Es habe gegen die Verfassung verstoßen und wäre daher ungültig. Das Gericht urteilte gegen das Referendum für die Ingenieure. Darauf hin wurde am 20. Juli 2000 beschlossen den Bau auf der Grundlage von Reaktoren vom Typ WPBER-600 nicht fortzuführen sondern mit zwei bis vier WWER-1000 fortzuführen.{{Ref|1}}{{Ref|3}}<br />
<br />
Am 1. März 2007 beschloss die Duma der Oblast Kostroma ihre Entscheidung, die vor einigen Jahren getroffen wurde, das Kernraftwerk nicht zu Bauen, zu Revidieren. Darauf hin schließten sich die Oblasten Yaroslawl, Wladimir, Iwanowo, Wolgograd, Kirow und einige andere dem Projekt an, hauptsächlich auf Grund dessen, dass in Zentralrussland sowie anderen Teilen des Landes eine Knappheit an elektrischer Energie besteht. Das Projekt wird heute unter den Namen [[Kernkraftwerk Zentral]] fortgeführt. Allerdings an einem Standort zehn Kilometer nordwestlich der Stadt Bui nahe dem Dorf Tsentralnaja.{{Ref|1}}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
{{References|1|http://www.rosenergoatom.ru/eng/about/branches/branch6/about/index.wbp|Energoatom Konzern - Branch: ''Directorate for Construction of Kostoma NPP''|englisch}}<br />
{{References|1=2|2=http://www.dtic.mil/cgi-bin/GetTRDoc?AD=ADA333114&Location=U2&doc=GetTRDoc.pdf|3=JPRS-Report - Science & Technology: ''Central Eurasia: Engineering & Equipment''|4=englisch}}<br />
{{References|3|http://www.nti.org/db/nisprofs/russia/reactor/power/newpower/kostroma.htm|NTI - Russia: ''Kostroma NPP''|englisch}}<br />
<br />
== Weblinks ==<br />
* [http://www.daserste.de/weltspiegel/beitrag_dyn~uid,wzi1u7zdss2w5y55~cm.asp DasErste.de - ''Rückschau: Russland Auferstehen aus Atomruinen''] WDR, Sonntag, 3. Oktober 2010 ([http://mediathek.daserste.de/daserste/servlet/content/5533572?pageId=&moduleId=329478&categoryId=&goto=&show= Video])<br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Kernenergie in der Sowjetunion]]<br />
* [[Liste der RBMK]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
* [[RBMK]]<br />
* [[WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Russland}}<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Russland|Kostroma]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Kostroma]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Neckarwestheim&diff=3391Kernkraftwerk Neckarwestheim2012-08-21T07:27:06Z<p>10.0.1.47: /* Wissenswertes */ Bild</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =Atomkraftwerk GKN Neckarwestheim.JPG<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Deutschland<br />
|REGION =Baden-Württemberg<br />
|ORT =Neckarwestheim<br />
|LAT =49.041164<br />
|LON =9.173988<br />
|EIGENTÜMER =EnBW,<br /><br />
|BETREIBER =EnBW Kernkraft GmbH<br />
|V-JAHR =1971<br />
|B-JAHR =1976<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BTR_AZ =1<br />
|R-BTR_MW =1400<br />
|R-STG_AZ =1<br />
|R-STG_MW =840<br />
|ESPG-JAHR =2011<br />
|ESPG-GW =12163<br />
|GESESPG =423780<br />
|STAND =2012<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Nuclear Power Plant Neckarwestheim<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Neckarwestheim''' (voller Name ''Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar'', kurz ''GKN'', oft auch als ''Kernkraftwerk Neckar'' bezeichnet) steht nahe der Gemeinde Neckarwestheim im Bundesland Baden-Württemberg. Die Anlage besteht aus zwei Reaktoren, wobei Block 2 der jüngste deutsche in Betrieb befindliche Reaktor ist. Das GKN ist weltweit das einzige Kernkraftwerk, das über einen Generator Bahnstrom erzeugt. Regional ist die Bevölkerung in ihrer Meinung gespalten; insbesondere Block 1 ist bei Umweltgruppen stark umstritten. Die Entfernung der Anlage zu den nächsten größeren Städten beträgt nach Heilbronn zehn Kilometer, nach Neckarsulm, Weinsberg und Ludwigsburg je 15&nbsp;Kilometer, nach Waiblingen 25&nbsp;Kilometer und nach Sinsheim, Öhringen und der Landeshauptstadt Stuttgart 30&nbsp;Kilometer. <br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Erste Pläne für ein Gemeinschaftskernkraftwerk mit einer Leistung von rund 775&nbsp;MW gab es seitens der Neckarwerke (350&nbsp;MW Bedarf), der Technischen Werke der Stadt Stuttgart (250&nbsp;MW Bedarf), der damaligen Deutschen Bundesbahn (150&nbsp;MW Bedarf) und dem Portland-Cement-Werk Lauffen (25&nbsp;MW) erstmals 1961.<ref name="Ital_Bd-2">Salvatore Buscema, Nicola D'Amati: ''Documenti e discussioni sulla formazione del sistema tributario italiano, Band 2''. In: Documenti e discussioni sulla formazione del sistema tributario italiano, Nicola D'Amati; Bände 10-11 von Storia della finanza pubblica. Cedam, 1961.</ref> Bis 1968 konkretisierten sich die Pläne hierfür weiter.<ref>Heinrich Kolbenschlag, u.a.: ''Zentrale Einrichtungen des Gesundheitswesens''. In: Ämter und Organisationen der Bundesrepublik Deutschland. Boldt, 1968.</ref> Ab 1969 wurde das Projekt offiziell als ''Kernkraftwerk Neckar'' oder ''Kernkraftwerk Lauffen'' (kurz ''KKL'') bezeichnet, wobei es sich bei Lauffen um den möglichen Standort handelte. Allerdings war bisher keine Wahl getroffen worden, welcher Reaktortyp zum Einsatz kommen sollte.<ref>Euratom: ''Euro-spectra, Bände 8-9''. European Atomic Energy Community, 1969.</ref> Die Neckarwerke machten den anderen Beteiligten des Projekts ab 1969 starken Druck und hoben die Notwendigkeit eines neuen Großkraftwerks, dessen Bau spätestens 1971 begonnen werden musste, hervor. Ob die Anlage nuklear oder konventionell sein sollte, darüber hatte man keine Entscheidung getroffen, jedoch waren die Erzeugungskosten des Kernkraftwerks mit 2 Pfennig je Kilowattstunde weitaus kostengünstiger.<ref>Bundesverband der Arbeitsgemeinschaften Kleinkraftwerk e.V.: ''Das Wassertriebwerk, Bände 18-21''. 1969.</ref><br />
<br />
Die Energie-Versorgung Schwaben beteiligte sich ebenfalls an dem Projekt und erhoffte sich so, bis zur Fertigstellung des Gemeinschaftskernkraftwerks der Energie-Versorgung Schwaben und des Badenwerks in [[Kernkraftwerk Philippsburg|Philippsburg]] die Stromversorgung Baden-Württembergs über den Winter 1973/74 durch eigene Kernkraftwerke zu decken, ohne Elektrizität aus anderen Bundesländern importieren zu müssen. Da in Lauffen bereits Vorarbeiten geleistet wurden, hätte die Anlage bereits 1973 ans Netz gehen können, ein Jahr früher als ursprünglich geplant.<ref>''Baden-Württemberg''. Baden-Württembergische Verlagsanstalt, 1969.</ref> Die Beteiligten erwarteten Mitte 1969 die Vergabe des Projekts. Allerdings stellte die Energie-Versorgung Schwaben einen Änderungsantrag, was ein Scheitern des Projekts in Lauffen zur Folge hatte. Allerdings wurde hierdurch die Planungen für das Kernkraftwerk Philippsburg positiv beeinflusst, sodass dieses Projekt schneller als erwartet realisiert werden konnte.<ref>Österreichisches Forschungsinstitut für Wirtschaft und Politik: ''Berichte und Informationen, Band 25''. Berichte und Informationen, 1970.</ref><br />
<br />
=== Standortverschiebung ===<br />
Im Jahr 1971 wurde im Eilverfahren der Standort nach Neckarwestheim verlegt und der Auftrag für einen [[Druckwasserreaktor]] mit rund 800&nbsp;MW an die Kraftwerk Union vergeben, die die Anlage errichten und den Erstkern liefern sollte.<ref name="KTK-13">''Kerntechnik, Band 13''. K. Thiemig., 1971.</ref> Das Gelände für die Anlage ist ein Steinbruch des Portland-Cement-Werks Lauffen, der größtenteils bereits ausgebeutet war.<ref name="ATW_16-1">Kerntechnische Gesellschaft: ''Atomwirtschaft-Atomtechnik, Band 16,Teil 1''. Handelsblatt.</ref> Die Anlage steht damit auf den Gemarkungen der Gemeinden Neckarwestheim und Gemmrigheim.<ref>Verein Deutscher Eisenhüttenleute, u.a.: ''Stahl und Eisen: Zeitschrift für das Deutsche Eisenhüttenwesen, Band 95'', 1975</ref> Die Fläche beläuft sich auf etwa 20&nbsp;Hektar.<ref name="Werkstofftechnik_1-2">Dechema, u.a.: ''Zeitschrift für Werkstofftechnik, Bände 1-2''. Verlag Chemie, 1970.</ref> Nachdem sich die Energie-Versorgung Schwaben fast aus dem Projekt zurückgezogen hatte, sind lediglich die ursprünglichen Investoren Neckarwerke, Technische Werke Stuttgart, Deutsche Bundesbahn sowie eventuell auch das Portland-Cement-Werk Lauffen als eigentliche Bauherren übriggeblieben. Die Energie-Versorgung Schwaben behielt allerdings einen Anteil von 9&nbsp;%.<ref name="ATW_16-1"/> Am 20.&nbsp;Juli 1971 wurde die Betreibergesellschaft, die ''Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar (GKN) GmbH'' gegründet.<ref name="GKN_2000-7"/><br />
<br />
=== Block 1 ===<br />
Die Kosten wurden auf etwa 600&nbsp;Millionen DM veranschlagt. Der Bau sollte nach Plan am 1. September 1971 beginnen und der Probebetrieb am 1. Dezember 1975 beginnen.<ref name="Werkstofftechnik_1-2"/><br />
<br />
==== Bau ====<br />
[[Datei:Bundesarchiv B 145 Bild-F056652-0023, Kernkraftwerk Neckarwestheim (GKN).jpg|miniatur|Block 1 am 29.&nbsp;August 1979]]<br />
Mit dem Bau des ersten Reaktors wurde am 1. Februar 1972 begonnen.<ref name="IAEA"/> Das Reaktorzentrum Seibersdorf in Wien entwickelte bis 1972 ein neuartiges Verfahren für die Reinigung von radioaktiven Abwässern aus Kernkraftwerken. Dadurch soll die Effektivität im Vergleich zu älteren Verfahren um das hundertfache gesteigert worden sein. Die erste Anlage mit diesem Verfahren wurde für Neckarwestheim<ref>Arbeitsgemeinschaft Chemische Industrie, Verband der Chemischen Industrie: ''Chemische Industrie: Zeitschrift für die deutsche Chemiewirtschaft, Band 24''. 1972.</ref> im Mai desselben Jahres bei der Firma Böhler in Auftrag gegeben.<ref>Österreichischer Ingenieur- und Architekten-Verein, u.a.: ''Österreichische Ingenieur-Zeitschrift, Band 17''. Springer-Verlag., 1975.</ref> Da bisher alle sieben Wärmekraftwerke am Neckar mit Durchlaufkühlung projektiert und gebaut wurden, würde sich im Sommer, wenn alle Anlagen auf Volllast liefen, das Wasser über 28&nbsp;°C erwärmen, teilweise sogar auf 32 bis 35&nbsp;°C. Aufgrund dessen wurde eine Regelung erlassen, die es zur Pflicht machte, die Anlagen ohne Durchlaufkühlung zu errichten, wovon auch das Kernkraftwerk Neckarwestheim betroffen war.<ref>Kosmos, Gesellschaft der Naturfreunde (Stuttgart, Germany): ''Kosmos, Band 70''. Kosmos, Gesellschaft d. Naturfreunde, 1974.</ref> Aufgrund dessen wurden für die Anlage Kühltürme eingeplant.<ref name="KTK-13"/> Die beiden 186&nbsp;Meter hohen Türme wurden 1974 von der baden-württembergischen Landesregierung genehmigt und sollen die Wasserqualität des Neckars positiv beeinflussen.<ref>K. Thiemig., 1974: ''Kerntechnik, Band 16''.</ref> Aufgrund geringerer Kosten sowie zum Schutz des Landschaftsbildes der Neckarregion entschied man sich später für Zellenkühler.<ref>''Geschichte und Geschichten rund um das GKN – 25 Jahre GKN''. Herausgeber: Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar GmbH, Neckarwestheim, 1996, Seite 39.</ref><br />
<br />
Neben den Kühlturmkonzept gab es zusätzlich die Untersuchung, [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] aus dem Kernkraftwerk auszuspeisen, parallel zu einer gleichen Studie für das [[Kernkraftwerk Wyhl]], um die Abwärme wirtschaftlich zu nutzen. Während um das Kernkraftwerk Wyhl kein entsprechender Abnehmerkreis vorhanden war, wurde die Frage im Fall des Kernkraftwerks Neckarwestheim für den Raum Stuttgart als machbar beantwortet. Allerdings stellten die hohen Kosten für den Aufbau eines solchen Fernwärmenetzes keine wirtschaftliche Lösung dar.<ref>Deutsche Physikalische Gesellschaft (1963): ''Physikalische Blätter, Band 33''. VCH Verlagsgesellschaft, 1977.</ref> Im Gegensatz zu anderen Kraftwerksgroßprojekten in Baden-Württemberg stellt ein Bericht des Ministeriums für Wirtschaft, Mittelstand und Verkehr fest, dass die Bauarbeiten nur in Neckarwestheim nach Plan vorangehen und ohne größere Verzögerungen ablaufen würden. Der Bericht stellte weiter fest, dass es, sollte sich bei den anderen Großprojekten der Bau weiter verzögern, ab 1977 zu Versorgungsengpässen kommen könnte. Die Vereinigung Deutscher Elektrizitätswerke sah dies ähnlich und warnte davor.<ref>Volker Emmerich, Rudolf Lukes: ''Die Sicherheit der Energieversorgung: ist sie gegenwärtig gefährdet u. durch welche Reformmassnahmen wird sie vergrössert? : Referate u. Diskussionen e. Arbeitsgemeinschaft im Zentrum f. Interdisziplinäre Forschung, Universität Bielefeld am 7./8. Dez. 1973''. In: Band 4 von Recht, Technik, Wirtschaft. Heymann, 1974. ISBN 3452178242.</ref><br />
<br />
Das angereicherte Uran für das Kernkraftwerk Neckarwestheim, betreffend den Erstkern und die Nachladungen bis 1980, wurde 1976/77 zusammen mit den Nachladungen für das [[Kernkraftwerk Niederaichbach]] von der [[Gesellschaft für Kernforschung Karlsruhe]] bei der sowjetischen Firma [[Techsnabexport]] bestellt. Die Kosten für den Erstkern des Gemeinschaftskernkraftwerks Neckarwestheim beliefen sich auf 30&nbsp;Millionen deutsche Mark. Zusammen mit der Bestellung des Erstkerns sowie der Nachladungen für das [[Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich]] waren dies die ersten Daueraufträge für die Anreicherung von nuklearem Brennstoff für deutsche Kernkraftwerke in der UdSSR. Der Grund hierfür war das Ziel, sich vom Monopol der Vereinigten Staaten zu lösen, die ihre Preise für angereichertes Uran stetig erhöhten. Bereits 1960 schlug deshalb Techsnabexport bei der [[Internationale Atomenergiebehörde|Internationalen Atomenergiebehörde]] in Wien vor, für Staaten, die den [[Atomwaffensperrvertrag]] unterzeichnet haben, Uran für Kernreaktoren bis zu fünf Prozent anzureichern.<ref>Wolfgang D. Müller: ''Auf der Suche nach dem Erfolg - Die sechziger Jahre - Geschichte der Kernenergie in der Bundesrepublik Deuschland Band II''. Schäffer Poeschel, Stuttgart 1996. ISBN 3820210296.</ref> Noch 1975, kurz vor der Fertigstellung des Werkes, geriet der Kunststoffanstrich des Reaktorbeckens in Brand und beschädigte aufgrund der enormen Hitzeentwicklung den dahinter liegenden Beton so stark, dass eine fünf Zentimeter dicke Schicht abgestemmt werden musste. Der Beton wurde durch das Torkretverfahren wieder aufgetragen.<ref>''Deutsche Bauzeitung: Fachzeitschrift für Architektur und Bautechnik, Band 109''. Deutsche Verlags-Anstalt., 1975. Seite 81.</ref> Man rechnete trotzdem noch damit, im Winter 1975 den Block in Betrieb zu nehmen.<ref name="Stahl und Eisen Bd-95">Verein Deutscher Eisenhüttenleute, u.a.: ''Stahl und Eisen: Zeitschrift für das Deutsche Eisenhüttenwesen, Band 95''. 1975. Seite 901.</ref><br />
<br />
Am 27.&nbsp;Februar 1976 konnte die Beladung des Reaktors mit Kernbrennstoff abgeschlossen werden. Noch zuvor wurden im ersten Warmprobebetrieb die neuen Hauptkühlmittelpumpen der Firma Andritz überprüft, die erstmals in einem solchen Reaktor verwendet wurden. Gegen Ende März 1976 sollte der zweite Warmprobebetrieb erfolgen, sodass im April der Block erstmals kritisch gefahren werden könnte. Der Zeitplan sah vor, dass zwischen September und Oktober der Probebetrieb des Blocks stattfinden sollte und die Übergabe des Werks somit im November erfolgen könnte.<ref>''Kerntechnik, Band 18''. K. Thiemig., 1976. Seite 99.</ref> Eine Besonderheit im Bezug auf etwaige Einsprüche gegen das Werk wurde am 8. August 1972 festgelegt, das nur Klagen zuließ, die von Anwohnern in einem Umkreis von zehn Kilometern um das Werk kamen.<ref>Dieter Neumeyer: ''Die Klagebefugnis im Verwaltungsprozeß''. In: Band 62 von Schriften zum Prozeßrecht. Duncker & Humblot, 1979. ISBN 3428044959. Seite 47.</ref> Insgesamt gab es knapp weniger als 5000 Einsprüche bis zum Baubeginn.<ref>Iwaniec, Mario: ''ˆDie ̃Betrachtung der Risiken der Kernenergie in ausgewählten deutschen Printmedien''. In: Band 13 von Berliner Schriften zur Medienwissenschaft. Univerlagtuberlin, 2010. ISBN 379832283X. Seite 46.</ref><br />
<br />
==== Betrieb ====<br />
[[Datei:GKN 2-2.jpg|miniatur|Nahaufnahme des Blocks]]<br />
Im Jahre 1973 rechnete man mit der Inbetriebnahme des ersten Blocks zwischen 1974 und 1975.<ref>Klaus Kaiser (Diplomgeograph.), u.a.: ''Stuttgart und die Region Mittlerer Neckar''. In: Band 13 von Zahl + Leben. W. Kohlhammer; Deutscher Gemeindeverlag, 1973. ISBN 3171380218. Seite 169.</ref> Der Block wurde am 26.&nbsp;Mai 1976 erstmals kritisch und am 3.&nbsp;Juni 1976 erstmals mit dem Stromnetz synchronisiert.<ref name="IAEA"/> Die Landesanstalt für Pflanzenschutz wurde beauftragt, während der Testbetriebsphase die Auswirkungen des Kühlturmbetriebs der Zellenkühler auf den Weinbau zu beobachten. An den am stärksten gefährdeten Hängen wurden deshalb entsprechende Schorfwarngeräte installiert, die modifiziert wurden und die Anzahl der aufgelaufenen Infektionen der Pflanzen vergleichen können. Lokal erkannte man eine Häufung von Infektionen, was jedoch auf den Standort der Messgeräte zurückzuführen war. Die Daten des an das Kernkraftwerk angrenzenden Hanges wurden mit einem Hang nahe Kirchheim am Neckar verglichen. Im Vergleich konnten keine Unterschiede festgestellt werden, womit der Kühlturmbetrieb nachweisbar keine Auswirkungen auf den Weinbau und die Pflanzen hatte.<ref>Pflanzenschutzdienst Baden-Württemberg, u.a.: ''Jahresbericht des Pflanzenschutzdienstes Baden-Württemberg''. Landesanstalt für Pflanzenschutz., 1976. Seite 103.</ref> Am 1.&nbsp;Dezember 1976 ging der Block in den regulären kommerziellen Betrieb.<ref name="IAEA"/> Aufgrund der fehlenden Qualifikation des Personals und zum Sammeln von Erfahrung fuhr bis September 1977 nur Personal der Kraftwerk Union AG den Reaktor. Der Reaktor wurde bereits im August zu einer Revision mit Brennelementewechsel abgeschaltet. Nach dem Brennelementewechsel wurde der Block am 21.&nbsp;September 1977 durch das eigentliche Betriebspersonal erstmals angefahren. Da aber noch die entsprechende Erfahrung fehlte, kam es zu einigen Bedienungsfehlern und einer Abweichung vom Betriebshandbuch, weshalb der Prozessrechner im falschen Betriebsmodus blieb und der Reaktor schneller als normal kritisch gefahren wurde. Durch den Druck dieses schnellen Anfahrens und das langsame Nachregeln kam es zum Ausdampfen einer der drei Dampferzeuger, was einen Druckabfall nach sich zog und den Block automatisch abschaltete. Diese Störung war eines der ersten größeren Ereignisse in einem Kernkraftwerk in der Bundesrepublik Deutschland und zog scharfe Kritik nach sich, da dieses fehlerhafte Betriebsverhalten erst zwei Monate später bekanntgegeben wurde.<ref>Germany (West). Bundestag: ''Verhandlungen des Deutschen Bundestages: Stenographische Berichte, Band 238''. 1977.</ref><br />
<br />
Neben den eigentlichen Bedienungsproblemen des wenig erfahrenen Personals gab es auch Probleme mit den Hauptkühlmittelpumpen, die beispielsweise zwischen dem 6. und 10. April 1978 das Werk zu einem Stillstand zwangen.<ref>Germany (West). Bundestag: ''Verhandlungen des Deutschen Bundestages: Stenographische Berichte, Band 246''. 1978. Seite 16.</ref> Im Gutachten zum Bau des zweiten Blocks wurde erstmals behandelt, dass die Dampfschwaden der Zellenkühler teilweise Bodenberührungen im Bereich der angrenzenden Wohngebiete aufweisen und so die Wohnqualität mindern. Als weitere Qualitätsminderung wurde die Lärmbelästigung des Werksbetriebs genannt.<ref name="d-14333802">Der Spiegel: ''Sonnenschein spürbar vermindert'', 3. August 1981. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14333802.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69x7vQXI2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 6.&nbsp;Juni 1983 kam es aufgrund eines Blitzeinschlages im Hauptnetzanschluss des Blocks zu Überspannungen in einigen Signalkabeln. Mehrere elektronische Karten für die Meldeverknüpfungen des Blockbetriebssystem wurden hierbei zerstört, gefolgt von einer Umschaltung der Generatorregelung vom automatischen Betrieb auf Handbetrieb. Nachdem die Hauptkühlmittelpumpe an Drehzahl verlor, sprach der Blockschutz an und schaltete den Reaktor ab. Der Bericht wurde unter Verschluss gehalten und erst seitens der Gesellschaft für Reaktorsicherheit veröffentlicht. In dem Bericht wird vermerkt, dass trotz der technischen Verbesserungen an der Anlage die Anzahl der Störungen nicht abnimmt.<ref>Der Spiegel: ''Blitz im Atommeiler'', 5. September 1983. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14018673.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xEl9eXX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
[[Datei:Neckarwestheim-1 with cooling tower.jpg|miniatur|links|Block 1 mit Reaktorgebäude, Frischdampfarmaturenkammer und Turbinenhalle, im Hintergrund der Kühlturm von Block 2]]<br />
Zum Jahreswechsel 1999/2000 wurde ein aus 20&nbsp;Personen bestehendes ''„Projektteam Jahr 2000“'' zusammengestellt, um die Tauglichkeit des Werkes für das neue Jahrhundert festzustellen. Bei einem simulierten Test des Prozessrechners im ersten Block druckte ein Drucker eine fünfstellige Jahreszahl nach der Umstellung auf ein Datum im neuen Jahrhundert.<ref>Der Spiegel: ''Störung im Dunkeln'', 9. August 1999. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14143580.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ydTn4OO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Unter Berufung auf Kreise im Bundesumweltministerium schrieb die ''Hannoversche Allgemeine Zeitung'', dass Block 1 zum Jahreswechsel vom Netz gehen werde. Dies bestritt das Umweltministerum des Landes Baden-Württemberg, da es keinen Grund für das vorsorgliche Abschalten gebe.<ref>SPIEGEL Online: ''Streit um Atomkraftwerke'', 22. Dezember 1999. [http://www.spiegel.de/netzwelt/tech/jahr-2000-streit-um-atomkraftwerke-a-57427.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yeovqiQ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2001 wurden im [[Kernkraftwerk Philippsburg]] Mängel im ersten Block entdeckt, was zur Sicherheitsüberpfüung anderer Reaktoren der EnBW führte. In der Folge stellte man fest, dass neben Obrigheim auch im ersten Block in Neckarwestheim das Notkühlsystem fehlerhaft war.<ref>SPIEGEL Online: ''Trittin und Konzerne bleiben beim Fahrplan'', 27. Oktober 2001. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/atomausstieg-trittin-und-konzerne-bleiben-beim-fahrplan-a-164860.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yhaPw3s Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
[[Datei:GKN Kühlturm Aufschrift.jpg|miniatur|Die Aufschrift von Greenpeace auf dem Kühlturm nach der Überstreichung durch die EnBW]]<br />
Nach der Laufzeitverlängerung 2010 wurde ein Gutachten von Wolfgang Renneberg bekannt, wonach diverse Sicherheitsnachrüstungen für den Block verschleppt wurden. Daraus geht hervor, dass 2007 seitens EnBW diverse Nachrüstmaßnahmen beantragt, jedoch nicht umgesetzt wurden. Zu diesen Nachrüstungen zählen unter anderem die räumliche Trennung der Notstromsysteme, was einen Neubau des Dieselgeneratorgebäudes erfordert hätte, die Installation weiterer Notabschaltsysteme sowie die Modernisierung der Sicherheitsleittechnik. Nach Kontaktaufnahme mit dem Onlinemagazin ''SPIEGEL Online'' stellte die Betreibergesellschaft EnBW klar, dass der aktuelle Technikstand ohne die Nachrüstungen den Anforderungen für die im Atomgesetz verankerten Vorgaben vollständig entspräche. Infolge der Abänderung des Atomgesetzes lief zu diesem Zeitpunkt noch eine anlagenspezifische Bewertung zum Abgleich mit den im Oktober 2010 hinzukommenden neuen Vorgaben. Die EnBW wollte erst diese Analyse abwarten, um etwaige weitere anlagenspezifische Nachrüstungen vorzunehmen. Als einen Grund für die Verschiebung der ehemals vorgesehenen Modernisierungen nannte der Betreiber, dass die Unsicherheit über eine etwaige Laufzeitverlängerung und die eventuelle Abschaltung 2009 ungeklärt im Raum stand.<ref>Spiegel Online: ''Umweltschützer kritisieren Mängel an Uralt-Meiler'', 21. Januar 2011. [http://www.spiegel.de/wissenschaft/technik/neckarwestheim-i-umweltschuetzer-kritisieren-maengel-an-uralt-meiler-a-740808.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yrqv889 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Diese Gründe und die verlegte Stilllegung des Blocks führten zu Widerstand gegen das Werk. Am 28.&nbsp;Februar 2011 überquerten Greenpeace-Aktivisten mit Schlauchbooten den Neckar und drangen gegen 5:30&nbsp;Uhr auf das Kernkraftwerksgelände ein. Ein Wachmann bemerkte die Eindringlinge, allerdings wurde er von diesen überrannt und in ein Gebüsch gestoßen, wobei er sich leicht verletzte.<ref name="stimme_01-03-2011">Stimme.de: ''Greenpeace-Protestaktion am GKN-Kühlturm'', 1. März 2011. [http://www.stimme.de/heilbronn/gkn/Greenpeace-Protestaktion-am-GKN-Kuehlturm;art30651,2071312 Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69z5cEGh5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine weitere Wachperson wurde beim Versuch, die Eindringliche vom Beklettern des Hybridkühlturms abzuhalten, gewaltsam abgedrängt.<ref>EnBW: ''Mitarbeiter der GKN Objektsicherung bei Greenpeace Aktion verletzt'', 28. Februar 2011. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2011/02/PM_20110228_GKN_cu_mw_01/index.jsp Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69z61Hkp7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Polizei traf gegen 8:30&nbsp;Uhr mit großen Hundestaffeln und 194&nbsp;Beamten am Hubschrauberlandeplatz des Werkes ein. Das Spezialeinsatzkommando war gegen etwa 10:00&nbsp;Uhr bereit, auf den Kühlturm zu klettern. Insgesamt wurden 53&nbsp;Personen wegen Hausfriedensbruch, Sachbeschädigung und Körperverletzung festgenommen. Gegen 11:00&nbsp;Uhr verschwand der Nebel um den Kühlturm, sodass ein vor Radioaktivität warnender Totenkopf mit dem Schriftzug ''„Atomkraft schadet dem Ländle“'' auf dem Kühlturm zu sehen war. Der Polizeieinsatz kostete etwa 25.000&nbsp;Euro.<ref name="stimme_01-03-2011"/><br />
<br />
Am 12.&nbsp;März 2011 war eine Großkundgebung mit rund 40.000&nbsp;Teilnehmern geplant gewesen. Einen Tag vor dem geplanten Termin kam es an der Küste von Japan zum Tōhoku-Erdbeben mit einer Momenten-Magnitude der Stärke 9,0. Der folgende Tsunami war Auslöser des [[Reaktorunfal von Fukushima-Daiichi|Reaktorunfalls von Fukushima-Daiichi]], der vier Reaktoren des [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi|Kernkraftwerks Fukushima-Daiichi]] betraf. Hinsichtlich dessen flammte auch die Diskussion über die Erdbebensicherheit des Kernkraftwerks Neckarwestheim auf.<ref>SPIEGEL Online: ''Beschädigtes AKW befeuert deutsche Atomdebatte'', 11. März 2011. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/katastrophe-in-japan-beschaedigtes-akw-befeuert-deutsche-atomdebatte-a-750466.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ysERQZ1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die von den Medien geschürte Hysterie führte dazu, dass statt 40.000 ganze 60.000&nbsp;Personen eine 45&nbsp;Kilometer lange Menschenkette von Neckarwestheim bis in die Landeshauptstadt Stuttgart bildeten. Am gleichen Tag explodierte der erste Block des Kernkraftwerks Fukushima-Daiichi. In der Folge kritisierte der Grünen-Fraktionsvorsitzende Jürgen Trittin, dass die älteren deutschen Kernkraftwerke – auch Neckarwestheim-1 – nicht gegen solch einen Zwischenfall ([[Kernschmelze]]) ausgelegt seien.<ref>SPIEGEL Online: ''SPD und Grüne stellen Merkel die Atomfalle'', 12. März 2011. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/debatte-ueber-deutsche-akw-spd-und-gruene-stellen-merkel-die-atomfalle-a-750537.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ysXsEjF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Infolge der Naturkatastrophe in Japan beschloss die Bundesregierung am 14.&nbsp;März 2011 die vorläufige Aussetzung der Laufzeitverlängerung der deutschen Kernkraftwerke, wovon Block 1 in Neckarwestheim betroffen war und sofort vom Netz gehen musste.<ref>Die Zeit: ''Regierung setzt Laufzeitverlängerung für AKW aus'', 14.03.2011. [http://www.zeit.de/politik/deutschland/2011-03/westerwelle-atomkraft-roettgen/komplettansicht Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ysydWe7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Einen Tag später wurde bekanntgegeben, dass der Block nicht nur vorübergehend, sondern dauerhaft stillgelegt werde, so die Entscheidung des EnBW-Vorstands Hans-Peter Villis.<ref>Die Zeit: ''Merkel will sieben AKW vorübergehend abschalten'', 15. März 2011. [http://www.zeit.de/politik/deutschland/2011-03/kaw-deutschland-abschalten Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ytF0JBY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Noch am gleichen Tag gab EnBW eine entsprechende Pressemitteilung heraus, dass der Block aufgegeben wird. In dieser heißt es, ''„dass ein dauerhaft wirtschaftlicher Betrieb von GKN&nbsp;1 und damit ein Wiederanfahren des Kernkraftwerks voraussichtlich nicht mehr darstellbar ist“''.<ref>EnBW: ''Wir fahren unser Kernkraftwerk GKN 1 ab'', 15. März 2011. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2011/03/PM_2011030315_GKN__cu_mw01/index.jsp Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ytZiFa8 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am Abend des 16.&nbsp;März 2011 wurde der Block abgefahren und in der Nacht endgültig stillgelegt, zusammen mit dem ersten Block des Kernkraftwerks Philippsburg.<ref name="EnBW_16-03-2011">EnBW: ''Kernkraftwerke GKN I und KKP 1 gehen vom Netz'', 16. März 2011. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2011/03/PM_20110316_Kernkraftwerke_vom_Netz_cu_ys_01/index.jsp Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ytmF6gP Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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==== Stilllegung ====<br />
[[Datei:Anti-Atom-Demonstration 2011-03-20 Neckarwestheim 05.jpg|miniatur|Proteste gegen das Werk am 20.&nbsp;März 2011]]<br />
Im Vorfeld der Bundestagswahl 1998 gab es zwischen Bündnis 90/Die Grünen und der SPD den Konsens, bei einem Wahlsieg den Ausstieg aus der zivilen Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung einzuleiten. Im August kündigten die potenziellen Koalitionspartner an, bei einer gewonnenen Wahl unter anderem Neckarwestheim-1 noch innerhalb der ersten Legislaturperiode vom Netz zu nehmen.<ref name="d-7956396">Der Spiegel: ''Der Ausstieg ist möglich'', 03. August 1998. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-7956396.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xWwlerH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis Juni 1999 stand der Zeitplan, wonach Block 1 2011 vom Netz gehen sollte.<ref name="d-13849958">Der Spiegel: ''Der letzte schaltet ab'', 21. Juni 1999. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13849958.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yciw7G4 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Termin war jedoch nicht sicher, so pochte Umweltminister Jürgen Trittin darauf, den Block noch in der ersten Legislaturperiode abzuschalten. Weiter wurde gefordert, die Restlaufzeit in Jahren festzulegen, während die Betreiber auf die Festlegung in Volllaststunden pochten.<ref name="d-14255321">Der Spiegel: ''Sechs Meiler vom Netz?'', 23. August 1999. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14255321.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yeTpQWO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Man einigte sich letztlich auf Restlaufzeiten, die für den Block so ausgelegt wurden, dass das Werk 2008 vom Netz gehen würde. Seitens der EnBW gab es 2006 den Antrag, den Block acht Jahre länger in Betrieb zu lassen und dafür im Gegenzug Block 2 gleichzeitig mit Block 1 vom Netz zu nehmen. Allerdings stieß dies auf Unverständnis und es wurde vermutet, den ersten Block über die Bundestagswahl 2009 in Betrieb lassen zu wollen, da man sich bei einem Regierungswechsel eine eventuelle Revidierung des Atomausstiegs versprach.<ref name="Zeit_21-12-2006">Die Zeit: ''EnBW beantragt längere Laufzeit'', 21. Dezember 2006. [http://www.zeit.de/online/2006/52/atomkraft-neckarwestheim-enbw/komplettansicht Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yh8WfE2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der damalige Bundesumweltminister Sigmar Gabriel (SPD) kündigte allerdings bereits im Vorfeld an, diese Laufzeitverlängerung nicht zu genehmigen.<ref name="Zeit_12-03-2007">Die Zeit: ''Koalitionsstreit verschärft sich'', 12. März 2007. [http://www.zeit.de/online/2007/11/kernkraft-koalition/komplettansicht Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yhLWptY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Nach der Bundestagswahl 2005 forderte der baden-württembergische Ministerpräsident Günther Ottinger eine Laufzeitverlängerung für den ersten Block über das Jahr 2009 hinweg. Die CDU versprach den Unternehmen längere Laufzeiten, was allerdings der damalige Koalitionspartner SPD nicht wollte.<ref>SPIEGEL Online: ''Die Harmonie bröckelt'', 04. Dezember 2005. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/cdu-die-harmonie-broeckelt-a-388441.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ykafCyd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Noch 2007 schlug er vor, die sieben ältesten deutschen Kernkraftwerke vom Netz zu nehmen, wovon auch Neckarwestheim-1 betroffen gewesen wäre.<ref>SPIEGEL Online: ''Gabriel will sieben älteste Atomkraftwerke sofort abschalten'', 31. August 2007. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/ausstiegsvorstoss-gabriel-will-sieben-aelteste-atomkraftwerke-sofort-abschalten-a-503294.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ymBlOu9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Juni 2008 wurde der Antrag auf die Übertragung der Stromkontingente von Block 2 auf Block 1 abgelehnt. Als Begründung wurden die Sicherheitsreserven der Blöcke genannt, von denen Block 1 weniger besitze als Block 2.<ref>SPIEGEL Online: ''Neckarwestheim I darf nicht länger laufen'', 12. Juni 2008. [http://www.spiegel.de/wissenschaft/mensch/atommeiler-neckarwestheim-i-darf-nicht-laenger-laufen-a-559333.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ymJkl0X Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Gegen diese Entscheidung erhob der Betreiber EnBW im Juli 2008 Klage am Verwaltungsgerichtshof Mannheim gegen das Bundesumweltministerium, um beide Blöcke 2017 vom Netz nehmen zu können. Grund für die Klage sei die politisch motivierte Ablehnung des Ministeriums, der keine Sachentscheidung zugrunde läge.<ref name="a-565513">SPIEGEL Online: ''EnBW klagt gegen das Aus für Neckarwestheim I'', 12. Juli 2008. [http://www.spiegel.de/wirtschaft/atomkraftwerk-enbw-klagt-gegen-das-aus-fuer-neckarwestheim-i-a-565513.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ymssK6O Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Im Herbst 2008 ging der Block für eine ausgedehnte Wartungsperiode vom Netz. Laut EnBW-Kritikern sei dies ein Versuch gewesen, die Laufzeit so künstlich bis Anfang 2010 zu strecken, sodass der Block mit seinen Reststrommengen nicht Mitte 2009 vom Netz gehen müsse. Laut EnBW wurde der Block über mehrere Monate im Streckbetrieb und der Lastfolge gefahren, um so das Überangebot und den Preisverfall im Netz zu begrenzen.<ref>SPIEGEL Online: ''Konzern wollte Laufzeit von Alt-Reaktor künstlich verlängern'', 13. Oktober 2009. [http://www.spiegel.de/wirtschaft/unternehmen/enbw-konzern-wollte-laufzeit-von-alt-reaktor-kuenstlich-verlaengern-a-651156.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yowUT15 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens der CSU wurde nach dem Wahlerfolg 2009 im Januar 2010 eilig gefordert, die Kernreaktoren [[Kernkraftwerk Isar|Isar-1]] und Neckarwestheim-1 nicht vor der Novellierung des Atomgesetzes vom Netz zu nehmen.<ref>Der Spiegel: ''CSU fordert Tempo'', 04. Januar 2010. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-68525242.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yp8HNwf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Zu diesem Zeitpunkt reichten die Reststrommengen von Block 1 des Kernkraftwerks Neckarwestheim noch bis etwa Ende April 2010.<ref>Die Zeit: ''Wie die Atomlobby die Altmeiler retten will'', 16. Februar 2010. [http://www.zeit.de/wirtschaft/2010-02/akw-laufzeitverlaengerung/komplettansicht Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ypQgZp3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens der Regierung wurde den Betreibern zugesichert, dass keiner der 17 deutschen Kernreaktoren vom Netz gehen werde. Allerdings war eine Gesetzesänderung erst im Oktober mit Vorliegen des neuen Energiekonzepts angedacht. Um [[Kernkraftwerk Biblis|Biblis A]] und Neckarwestheim-1 in Betrieb zu halten, sollten Reststromkontingente von anderen alten Anlagen auf diese Blöcke übertragen werden.<ref>Der Spiegel: ''Regierung will alle Reaktoren erhalten'', 25. Januar 2010. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-68785432.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ypvbVo7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 28.&nbsp;Oktober 2010 wurde der Laufzeitverlängerung der Kernkraftwerke im deutschen Bundestag zugestimmt, sodass Block 1 nun bis 2019 am Netz bleiben sollte.<ref name="Bundestag_28-10-2010">Deutscher Bundestag: ''Laufzeitverlängerung von Atomkraftwerken zugestimmt'', 28. Oktober 2010. [http://www.bundestag.de/dokumente/textarchiv/2010/32009392_kw43_de_atompolitik/index.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yqMToHA Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Infolge der Katastrophe von Fukushima-Daiichi wurde der Block am 16.&nbsp;März 2011 abgeschaltet<ref name="EnBW_16-03-2011"/> und mit der Novellierung des Atomgesetzes 2011 per Gesetz am 6.&nbsp;August 2011 endgültig die Stilllegung vollzogen.<ref name="IAEA"/> Die Folge der Abschaltung war ein großer finanzieller Verlust für die EnBW, der sich einschließlich der Verluste aufgrund der Abschaltung des [[Siedewasserreaktor]]s Philippsburg-1 auf 600&nbsp;Millionen Euro innerhalb des ersten Halbjahres 2011 belief.<ref>World Nuclear News: ''EnBW loss from policy change'', 22. Juli 2011. [http://www.world-nuclear-news.org/C_EnBW_losses_from_policy_change_2207113.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69z9YrWpV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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==== Rückbau ====<br />
[[Datei:GKN Zellenkuehler Abriss Detail.JPG|miniatur|Abrissarbeiten an den Zellenkühlern]]<br />
Als erste eigentliche Maßnahme zur Stilllegung des Werkes beantragte am 28.&nbsp;März 2012 die EnBW Kernkraft GmbH bei der Gemeinde Neckarwestheim eine Abrissgenehmigung für die Zellenkühler des Werkes. Grund für den eiligen Abbau ist der dadurch gewonnene Platz, der für den Rückbau des ersten Blocks genutzt werden soll. Ein entsprechender Änderungsantrag für die betrieblichen Regelungen, da die Zellenkühler ein Teil des Blocksystems sind, jedoch nicht dem Atomgesetz unterliegen, wurde beim Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Baden-Württemberg eingereicht.<ref>EnBW: ''EnBW Kernkraft GmbH reicht Bauanträge zur Demontage der Zellenkühltürme in Neckarwestheim ein'', 28. März 2012. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2012/03/PM_20120328_Zellenkuehltuerme_cu_si02/index.jsp;jsessionid=4494384FC671EB5B59559C8903AC5656.nbw04 Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69zAFIubD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 21.&nbsp;Mai wurde die Genehmigung seitens der Gemeinde Neckarwestheim zum Abbau der Zellenkühler gegeben. Der Schutt und die Teile der Zellenkühler sollten über den Neckar verschifft werden.<ref>EnBW: ''Start der Arbeiten zur Demontage der Zellenkühltürme in Neckarwestheim'', 21. Mai 2012. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2012/05/pm_20120521_demontage_gkn_cu_fr_01/index.jsp Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69zASrW0k Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 2. August 2012 verabschiedete das Unternehmen die Rückbaustrategie für das Werk. Weil das Unternehmen den Rückbau ''„nicht auf die lange Bank“'' schieben möchte, wählte EnBW den direkten Rückbau des Blocks. Der sichere Einschluss als Alternative wurde abgelehnt. Begründet wurde die Entscheidung aus sicherheitstechnischen und ökonomischen Aspekten. Nach der Festlegung des Abbaukonzeptes wurde mit der Ausarbeitung der ersten Stilllegungs- und Abbaugenehmigung begonnen, was zwischen einem und zwei Jahren in Anspruch nehmen soll.<ref>EnBW: ''Rückbaustrategie verabschiedet: EnKK stellt Weichen für direkten Rückbau ihrer Kernkraftwerke '', 2. August 2012. [http://www.enbw.com/content/de/presse/pressemitteilungen/2012/08/PM_20120802_Rueckbau_cu_si01/index.jsp Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69zArWPag Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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=== Block 2 ===<br />
[[Datei:Neckarwestheim 2 mit Abluftkamin.jpg|miniatur|Block zwei]]<br />
Im Jahre 1974 äußerte der Vorstandsvorsitzende der Neckarwerke, Beichter, erstmals die Absicht, einen zweiten Block in Neckarwestheim errichten zu wollen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, 1974. Seite 373, 374</ref> Im gleichen Jahr wurde seitens des Landtages ein Ersuchen für eine Baugenehmigung eines baugleichen Werkes bis auf weiteres abgelehnt, da man erst die Auswirkungen des noch in Bau befindlichen Blocks erwiesen haben wollte, insbesondere der beiden Nasskühltürme,<ref name="Parlamentsspiegekl_Bd-17">North Rhine-Westphalia (Germany). Landtag, u.a.: ''Parlamentsspiegel, Band 17''. Landtag Nordrhein-Westfalen, 1974. Seite 66.</ref><ref name="Stahl und Eisen Bd-95"/> die jedoch nicht errichtet wurden. An den Planungen für einen baugleichen Block wurden jedoch auch über das Jahr 1976 weiterhin festgehalten.<ref>United States. Government Printing Office: ''Congressional serial set''. U.S. G.P.O., 1976. Seite 183.</ref> Allerdings veränderten sich über die Jahre hinweg die bestellten Blockgrößen der Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland vornehmlich auf eine Leistungsklasse von 1.300&nbsp;MW, wovon Block 2 des Kernkraftwerks Neckarwestheim als einzige Anlage noch abwich und auf rund 800&nbsp;MW projektiert war.<ref>Herbert Kitschelt: ''Kernenergiepolitik''. Campus Verlag, 1980. ISBN 3593326515. Seite 133, 134.</ref> In der Folge wurde der Block 1980 in das Konvoi-Bauprogramm der [[KWU-Baulinie '80]] übernommen.<ref>Der Spiegel: ''Noch mal neu'', 22. September 1980. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14331645.html Abgerufen] am 14.08.2012. ([http://www.webcitation.org/69uVAJiHo Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings ging aus einem Gutachten hervor, dass der Block hinsichtlich der ökologischen Richtlinien eine schwer zumutbare Belastung sei. Zum einen besagte das Gutachten, dass die Emissionen des Naturzug-Nasskühlturms langfristig zu einer Einschwämmung der Oberflächengewässer und folglich zu einer Abwertung des betroffenen Landwerts inklusive verminderter Erträge von diesen Feldern führen würden. Weiter musste mit einer Einschränkung der Sonnenscheindauer in einem bis 1,2&nbsp;Kilometern Entfernung vom Werk an ungünstigen Tagen gerechnet werden. Aufgrund des hohen Grundwasserspiegels im Steinbruch ging man davon aus, dass bei einer etwaigen Störung radioaktive Abwässer direkt in das Grundwasser einsickern könnten. Als weiteres Problem sah man eine Rückstauung des Neckars und die Niederschläge des Kühlturmes, die nicht mit den Zielen und Auflagen des Naturschutzes vereinbar waren. Laut dem Bericht gefährde der Bau der neuen Schaltanlagen ''„die landwirtschaftliche Struktur des Gebietes ernsthaft“''.<ref name="d-14333802"/><br />
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[[Datei:GKN 1&2.jpg|miniatur|Block zwei im Vordergrund, im Hintergrund Block eins]]<br />
Dieses Gutachten selbst wurde bereits seit 1976 seitens des Ministeriums für Wirtschaft, Mittelstand und Verkehr ausgearbeitet und kam zu den Schluss, dass sich Neckarwestheim für einen weiteren Kernkraftwerksblock nicht eignen würde. Als Alternativen aufgrund von Widerstand seitens der Landjugend des Kreisbauernverbandes wurden noch Sersheim und Lauffen als alternative Standorte vorgeschlagen, was aber von diesen jeweils abgelehnt wurde. Neckarwestheim wurde später aufgrund der Toleranz vor Ort doch akzeptiert. Der Bericht zu dem Gutachten wurde allerdings seitens der Landesregierung unter Verschluss gehalten, sodass nur Auszüge daraus bekannt waren. Die Landesregierung sowie der Kernkraftwerksbetreiber stellten sich allerdings über dieses Gutachten und leiteten das Genehmigungsverfahren für einen 1.300&nbsp;MW starken Block zwischen dem ersten Juli und dem 31.&nbsp;August 1981 ein. Im Rathaus der Gemeinde Neckarwestheim lagen rund 50&nbsp;Gutachten zum Werk und dessen Sicherheit mit rund 3.000&nbsp;Seiten aus. Im Gegensatz zum Bau von Block 1 gab es gegen Block 2 seitens der Neckarwestheimer kaum Widerstand, eher breiten Zuspruch. Damit Neckarwestheim und Gemmrigheim dem neuen Block zustimmen würden, forderten die beiden Gemeinden bereits 1979 eine Handreichung von fünf Millionen DM, die der Betreiber bezahlte. Da andere Gemeinden außen vor gelassen wurden, forderte der damalige Bürgermeister der Gemeinde Kirchheim, Erwin Biedermann, die Eingemeindung der Standortgemeinden, um auch von den erheblichen Steuereinnahmen zu profitieren.<ref>Der Spiegel: ''Mit Zitterprämie'', 03. August 1981. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14333780.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69x7tdSTA Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis zum 31.&nbsp;August gingen insgesamt 27.000 schriftliche Einwände gegen den neuen Block ein, von denen alleine 25.000 von der Öko-Organisation ''Bund Bürgerinitiativen Mittlerer Neckar'' stammten. Der Neckarwestheimer Gemeinderat entschied sich unterdessen mit einer Mehrheit von acht CDU-Stimmen gegen fünf SPD-Stimmen für den neuen Block.<ref>Der Spiegel: ''Rückspiegel - Der SPIEGEL berichtete ...'', 14. September 1981. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14346016.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xDMlw5C Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens der Grünen gab es Kritik an der Nichtbeachtung des Gutachtens. Durch die Gemeinschaftskernkraftwerk Neckarwestheim GmbH wurde argumentiert, dass das Dokument wissenschaftlich bedenklich und in Teilen schlichtweg falsch sei, was die Grünen als Verschwörung zwischen dem Staat und der Atomindustrie ansahen.<ref>Der Spiegel: ''Rückspiegel - Zitate'', 07. Dezember 1981. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14352230.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xDbpnNj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Ein Streitpunkt waren auch die Kühltürme des Blocks. Im ehemaligen Konzept waren zwei 150&nbsp;Meter hohe Naturzug-Nasskühltürme vorgesehen,<ref name="Parlamentsspiegekl_Bd-17"/> im späteren Konzept mit 1.300&nbsp;MW ein 160&nbsp;Meter hoher Kühlturm. Aufgrund des Landschaftsbildes wurde die Höhe stufenweise über 100 und 80&nbsp;Meter auf 56&nbsp;m im Jahre 1981 als Hybridkühlturm heruntergesetzt.<ref>Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar GmbH [Hrsg.]: ''Geschichte und Geschichten rund um das GKN – 25 Jahre GKN''. Neckarwestheim, 1996. Seite 40, 41.</ref><br />
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==== Bau ====<br />
Am 9. November 1982 ging der zweite Block offiziell in Bau.<ref name="IAEA"/> Die Kosten für den Block wurden auf 5,7&nbsp;Milliarden DM geschätzt. Bis 1987 gab es jedoch ein gewisses Überangebot an Elektrizität sowie Prognosen, die eine geringere Nachfrage voraussagten, weshalb der Block überflüssig schien. Um die Energie trotzdem abzunehmen, gab es seitens der Technischen Werke der Stadt Stuttgart, die selbst 260&nbsp;MW aus dem Block als Anteil besaßen, die Initiative, kostenfrei Elektroheizungen mit kostenfreier Belieferung mit Elektrizität beispielsweise in Schulen einzubauen. Der Sinn dahinter war, die Nachfrage an Elektrizität prophylaktisch zu erhöhen, besonders die Abnahme des so genannten ''Nachtstroms'' zwischen 22:00&nbsp;Uhr und 6:00&nbsp;Uhr über die eher niedrigen Lastzeiten. Das Konzept, die Heizungen kostenfrei einzubauen, fand großen Anklang, weshalb 300&nbsp;Altenwohnungen in Bad Cannstatt mit Elektroheizungen ausgestattet wurden und auch Daimler ein neues Verwaltungszentrum mit Elektroheizung plante. Die Technischen Werke der Stadt Stuttgart bezogen bereits rund 70&nbsp;% ihres Stroms aus Kernenergie, genauer aus Block 1, mit dem erhöhten Anteil von Block 2 sogar rund 90&nbsp;%, was allerdings einen Regelverstoß in der Branche darstellte: Da das Kernkraftwerk Neckarwestheim vornehmlich Grundlast lieferte, jedoch außerhalb der Spitzenzeiten der Strombedarf kaum vorhanden ist, wird mehr Energie erzeugt als benötigt wird. Die Folge ist das Abfahren anderer Kraftwerke sowie das Abfallen des Strompreises auf ein sehr niedriges Niveau während der Nacht. Tagsüber steigen die Kosten wieder auf ein normales Niveau an, mit einem Aufschlag, um den finanziellen Verlust des Nachtstroms wieder einzufahren. Um dies zu umgehen, versuchten die Technischen Werke der Stadt Stuttgart, den Stromverbrauch künstlich anzuheben. Sekundär wurde so der Markt für andere Heizquellen untergraben: So wurde billiger Atomstrom der Versorgung durch Fernwärme und Blockheizkraftwerke vorgezogen. Die Folge war ein steigender Stromverbrauch und die Verdrängung der anderen Versorgungsarten sowie die Nachfrage nach weiteren neuen Kernkraftwerken.<ref>Der Spiegel: ''Heiße Röhre'', 16. Februar 1987. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13522154.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xKrkisB Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> <br />
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[[Datei:Bundesarchiv B 145 Bild-F082413-0001, Bremen, CDU-Bundesparteitag, Späth.jpg|miniatur|Lothar Späth 1987 auf dem Bundesparteitag der CDU]]<br />
Innerhalb Baden-Württembergs war der Block stark umstritten, insbesondere um 1988 aufgrund der Landtagswahlen. Während die CDU unter Führung von Ministerpräsident Lothar Späth den Block unter allen Umständen ans Netz gehen lassen wollte, war die SPD unter Führung von Dieter Spöri für die Einmottung.<ref>Der Spiegel: ''Gern bubeln'', 7. März 1988. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13526555.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xQk5YbO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit der Inbetriebnahme des Blocks sollte der Atomstromanteil im Ländle auf rund 70&nbsp;% steigen. Ein Problem war neben politischen Debatten der Neckar als Kühlwasserlieferant, aus dem sämtliche Kraftwerke zusammen 112.000 bis 140.000&nbsp;Kubikmeter Wasser entnahmen und dessen Pegelstand im Sommer ohnehin bereits niedrig war. In der Folge beschloss man, die Betriebslizenz für den Block zu begrenzen, sodass die Anlage im Falle eines niedrigen Pegelstandes abfahren muss. Selbst die CDU argumentierte, dass die Anlage im Falle einer nicht gesicherten Kühlung des Blocks nicht angefahren werde. Als alternative Lösungen diskutierte man den Bau von Speicherbecken am Neckar, was jedoch im Laufe der Debatte scheiterte.<ref name="d-13529652">Der Spiegel: ''Durchbohrt und gestört'', 12. September 1988. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13529652.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xQnVHuj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein ähnliches Prinzip verwendet auch das bereits 1988 in Betrieb genommene [[Kernkraftwerk Emsland]], das bei niedrigem Wasserstand Kühlwasser aus dem Speicherbecken in den Dortmund-Ems-Kanal nachspeist.<ref>RWE Power AG: ''Kraftwerke Lingen, ein Standort voller Energie''. [http://www.rwe.com/web/cms/mediablob/de/236116/data/235582/6/rwe-power-ag/mediencenter/kernenergie/Standortportrait.pdf Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xQpuKOx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Da das Projekt scheiterte, erwog man als Alternative, von der kleinen Kinzigtalsperre in Hessen einen neun Kilometer langen Tunnel zum Heimbach zu graben. Das Wasser könnte so über die Glatt zwischen Sulz und Horb in den Neckar geleitet werden und den Pegelstand ausgleichen. Allerdings handelte es hierbei um Trinkwasser, weshalb das Projekt von Ökoideologen mit Parolen wie ''„Kein Trinkwasser für Atomstrom“'' stark kritisiert wurde. Der Zweckverband, der die Talsperre betreibt, war dem Projekt allerdings mehrheitlich zugeneigt.<ref name="d-13529652"/> Das Projekt wurde dennoch nie realisiert.<br />
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==== Betrieb ====<br />
Am 29. Dezember 1988 wurde der Reaktor erstmals kritisch und am 3. Januar 1989 erstmals mit dem Stromnetz synchronisiert.<ref name="IAEA"/> GKN&nbsp;2 war der letzte Kernkraftwerksblock auf dem Gebiet der alten Bundesrepublik und der vorletzte auf dem heutigen deutschen Bundesgebiet, der seinen Betrieb aufnahm.<ref>Institute for Defence Studies and Analyses: ''Strategic digest, Band 19, Ausgaben 7-12''. Institute for Defence Studies and Analyses., 1989. Seite 1034.</ref> Von vielen Kernkraftwerksgegnern wurde der Block als endgültig letztes deutsches Kernkraftwerk bezeichnet,<ref>Erich Schneider [Hrsg.]: ''Der Landtag: Standort und Entwicklungen''. Nomos, 1989. ISBN 3789017434. Seite 197.</ref> womit sie einige Jahre später recht behalten sollten.<ref name="d-13849958"/> Nach dem Testbetrieb und der Erprobung, ob der Neckar die Wärmebelastung aushalten würde, gab im Sommer 1989 die Reaktorsicherheitskommission bekannt, dass der Block auf Volllast fahren dürfte.<ref>Heinz H. Poker: ''Chronik der Stadt Stuttgart, 1976-1979''. University of Michigan. ISBN 3608913327.</ref><br />
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Im Jahr 2002 wurde im Nachhinein festgestellt, dass das Notboriersystem des Blocks blockiert war und nicht zur Verfügung gestanden hätte.<ref>SPIEGEL Online: ''Wieder Pannen in Baden-Württemberg'', 24. August 2002. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/atomkraft-wieder-pannen-in-baden-wuerttemberg-a-210919.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yigLfBp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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==== Stilllegung ====<br />
Nach Plan sollte der Block bis mindestens 2029 – insgesamt 40 Jahre – Elektrizität erzeugen, die Mindeststandzeit des gesamten Werks.<ref>Der Spiegel: ''Alles brutal vom Tisch gefegt'', 25. Januar 1993. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13680051.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xVlfiXS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Vorfeld der Bundestagswahl 1998 gab es zwischen Bündnis 90/Die Grünen und der SPD das Versprechen, bei einem Wahlsieg den Ausstieg aus der zivilen Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung einzuleiten. Im August kündigten die potenziellen Koalitionspartner an, im Falle einer gewonnenen Wahl unter anderem Neckarwestheim-2 am Netz zu lassen und die gesetzliche Laufzeit auf 40&nbsp;Jahre zu begrenzen, womit das Datum der Standzeit des Reaktors entsprechen würde.<ref name="d-7956396"/> Diese Zeiträume verkürzten sich nach dem Wahlsieg der beiden Parteien zunächst auf 35&nbsp;Jahre, wonach Block 2 bereits 2024 vom Netz gehen würde, sekundär standen auch 30&nbsp;Jahre zur Diskussion.<ref>Der Spiegel: ''Meiler für Meiler'', 26. Oktober 1998. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-8026941.html Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xXFrqum Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Man einigte sich letztlich darauf, dass der Block 2024 nach 35&nbsp;Jahren Betrieb als letzter deutscher Kernreaktor vom Netz gehen sollte.<ref name="d-13849958"/> Allerdings gab es aus Reihen der Grünen sowie der SPD Widerstand von Politikern, die dieses Zeitfenster als zu lang ablehnten. Der grüne Umweltminister Jürgen Trittin sprach von einer mximalen Laufzeit von 25&nbsp;Jahren und gab bekannt, man werde sich darauf einigen.<ref>SPIEGEL Online: ''Rot-Grün verschiebt Atomkonsens'', 05. Juli 1999. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/lahme-brueter-rot-gruen-verschiebt-atomkonsens-a-30036.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yd04aua Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein weiterer Streitpunkt war die Tatsache, dass Trittin die Restlaufzeiten in festen Jahren veranschlagen wollte, die Betreiber jedoch die Restlaufzeiten in Volllaststunden aufteilen wollten.<ref name="d-14255321"/><br />
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Man einigte sich letztlich auf 2021 als Zeitpunkt der Stilllegung des Blocks in Form von Reststrommengen.<ref name="Zeit_21-12-2006"/> Im Jahr 2002 wollte die EnBW vom zweiten Block Reststrommengen auf das [[Kernkraftwerk Obrigheim]] übertragen, wobei eigentlich nur die Übertragung von Reststrommengen von alten auf neue Reaktoren möglich war.<ref>SPIEGEL Online: ''Uraltmeiler soll an den Tropf kommen'', 25. September 2002. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/atomausstieg-verschoben-uraltmeiler-soll-an-den-tropf-kommen-a-215509.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yj6aKe0 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> In einer geheimen Absprache wurde dieses Vorhaben durch die EnBW mit SPD-Bundeskanzler Gerhard Schröder abgesprochen, laut der Wochenzeitung ''Die Zeit'' unter Wissen des Umweltministers Jürgen Trittin. Als diese geheime Unterredung zutage kam, gab es einen großen Aufschrei in der grünen Basis darüber. Jürgen Trittins Sprecher, Michael Schroeren, dementierte die Unterstellung, dass Trittin hiervon wusste. Die zu übertragenden Reststromkontingente beliefen sich auf 15&nbsp;Terrawattstunden, womit Obrigheim noch bis 2006 Strom hätte produzieren können. Seitens der Grünen wurde Druck auf Trittin ausgeübt, den Antrag der EnBW abzulehnen.<ref>SPIEGEL Online: ''Trittin wusste angeblich von Schröders Geheimabsprache'', 09. Oktober 2002. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/akw-obrigheim-trittin-wusste-angeblich-von-schroeders-geheimabsprache-a-217515.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yjZYTlk Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Anders als erwartet wurde der Kompromiss zwischen Kanzler Gerhard Schröder und der EnBW vom Umweltminister an einer Abstimmung der grünen Basis vorbei gelenkt. Man fand letztlich einen Kompromiss, wonach Obrigheim zwei Jahre lang länger laufen dürfte und die verringerten Kontingente von 5,5&nbsp;Terrawattstunden nicht von Neckarwestheim 2, sondern von [[Kernkraftwerk Philippsburg|Philippsburg-1]] übertragen werden sollten.<ref>SPIEGEL Online: ''Obrigheim-Kompromiss verstrahlt Rot-Grün'', 14. Oktober 2002. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/tricksen-taeuschen-dealen-obrigheim-kompromiss-verstrahlt-rot-gruen-a-218189.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yk24Tad Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Am 28.&nbsp;Oktober 2010 wurde der Laufzeitverlängerung der Kernkraftwerke im deutschen Bundestag zugestimmt, sodass Block 2 nun bis 2036 am Netz hätte bleiben dürfen.<ref name="Bundestag_28-10-2010"/> Infolge der [[Katastrophe von Fukushima-Daiichi]] und der Novellierung des Atomgesetzes 2011 wurde die Laufzeit von Neckarwestheim auf das Jahr 2022 beschränkt.<ref>SPIEGEL Online: ''Bundesrat stimmt Atomausstieg zu'', 8. Juli 2011. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/energiewende-bundesrat-stimmt-atomausstieg-zu-a-773200.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yuNBQ5c Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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== Standortdetails ==<br />
[[Datei:Kernkraftwerk Neckwarwestheim Luftbild 2011.jpg|miniatur|Luftaufnahme des Werkes aus dem Jahr 2011]]<br />
Der Standort des Kernkraftwerks ist seismisch ruhig gelegen und statistisch bei einem Beben Beschleunigungswerten von 70 bis 220 cm×s<sup>-2</sup> ausgesetzt. Da dieser Wert nicht sehr aussagekräftig ist, gab die Genehmigungsbehörde beim Institut für Geophysik ein Gutachten in Auftrag, dass das Auftreten, die Stärke und etwaige weitere Auswirkungen eines Bebens auf das Kernkraftwerk Neckarwestheim analysierte. Entsprechend dieses Gutachtens sind beide Blöcke gegen Beben im großen Umfang ausgelegt, ausgenommen das Notnebenkühlwasserpumpenbauwerk. Geologisch gesehen ist das Gelände des Kernkraftwerks, ein ausgedienter Steinbruch, im Verbreitungsgebiet des oberen Muschelkalks gelegen, überlagert von Deckschichten aus Löss und Neckarschotter, die auf die Eisenzeit zurück gehen. Die meisten Schichten sind hierbei im Steinbruch aufgeschlossen. Um die tieferen Schichten zu untersuchen, wurden zum Bau des ersten sowie des zweiten Blocks 1980 Bohrungen bis in Tiefen von maximal 94,25&nbsp;Meter vorgenommen. Der Untergrund wurde als tragfähig bewertet.<ref name="GKN_2000-7">''Strom aus Neckarwestheim - Die Technik''. GKN GmbH, 2000. 7. Auflage.</ref> Allerdings wurde bereits 1977 in einem anderen Gutachten festgestellt, dass sich Neckarwestheim eher weniger für ein weiteres Kernkraftwerk eignen würde, da das Gestein, auf dem der zweite Block errichtet werden sollte, nicht sehr tragfähig sei. Die unter dem Werk liegenden Gipsschichten neigten dazu, Wasser aufzunehmen und aufzuquellen, was in der Folge zur Auslaugung dieser Schichten führen und dadurch ein Hohlraum entstehen könnte. Im ungünstigsten Fall könnten diese einstürzen und ganze Gebäudeteile des Blocks absenken. Im Falle eines Erdbebens könnten diese Hohlräume noch einfacher verfallen. Rund fünf Kilometer vom Kernkraftwerk entfernt ist dies bereits ohne Beben mehrmals im Neckar passiert, wovon ein Wehr betroffen war und notdürftig mit Beton unterfüttert wurde. Deshalb wurde vorsorglich beim Bau unter dem zweiten Block eine acht Meter dicke Pufferschicht aus Beton errichtet.<ref>Der Spiegel: ''Löchrig wie Käse'', 24. Oktober 1988. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13531703.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69zDE9JXv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Das Gelände selbst liegt im Oberwasser der Staustufe Lauffen am Neckar bei Flusskilometer 129,250. Das Gelände selbst hat eine Höhe von 172,5&nbsp;Meter über Normalnull und damit 2,8&nbsp;Meter über dem Wasserspiegel des Neckars, der auf 169,7&nbsp;Meter über Normalnull angestaut ist. Die Abflussmenge beträgt maximal 2.400&nbsp;Kubikmeter Wasser pro Sekunde, entsprechend der Auslegung der Lauffener Staustufe. Nach den letzten Untersuchungen vom Mai 1978 überschritt der Neckar auf Höhe des Standortes in den vorherigen 100 Jahren niemals die Marke von 171&nbsp;Metern über Normalnull.<ref name="GKN_2000-7"/> Allerdings sinkt der Wasserstand an heißen Sommertagen gelegentlich unter den Mindeststand, weshalb die Blöcke ihre Leistung verringern mussten.<ref name="FV_Heilbronn"/> Um die Kühlung und den Wasserstand des Neckars auszugleichen, wurde 2001 das Hochwasserrückhaltebecken Ehmetsklinge um zwei Drittel vergrößert. Die Kapazität der Einleitung des Wassers über die Zaber in den Neckar liegt bei 800&nbsp;Liter pro Sekunde.<ref>Gewässerdirektion Neckar: ''Integrierende Konzeption Neckar-Einzugsgebiet''. [http://www.ikone-online.de/fileadmin/template/hefte/IKONE_Heft_5.pdf Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xUAzT7r Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Von einem Volumen von 590.000&nbsp;Kubikmeter sind rund 335.000&nbsp;Kubikmeter Wasser für die Nachspeisung in den Neckar vorgesehen, womit der Staudamm einen sieben- bis achttägigen Volllastbetrieb beider Blöcke ausgleichen könnte.<ref name="FV_Heilbronn">Fischereiverein Heilbronn e.V.: ''Pressemitteilungen zum Neckar''. [http://www.fv-heilbronn.de/presseneckar.htm Abgerufen] am 16. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69xUR9XOq Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Neben dieser Maßnahme besitzen beide Blöcke mechanische Kühlmöglichkeiten: die Zellenkühler und den Hybridkühlturm.<ref name="GKN_2000-7"/> Die Entnahmemenge des Kernkraftwerks aus dem Neckar ist begrenzt auf 43,7&nbsp;Kubikmeter pro Sekunde.<ref name="GKN_2000-7"/><br />
<br />
Das Gelände selbst ist aufgrund der Tatsache, dass es sich um einen ehemaligen Steinbruch handelt, in seiner Größe und Topografie begrenzt. Während der erste Block eher im südwestlichen Teil des Steinbruchs angelegt ist, wurde Block 2 im Südosten positioniert. Die Turbinenhalle von Block 1 ist längs von Südwest nach Nordost ausgerichtet, im Südosten befindet sich das Reaktorgebäude des Blocks mit den davor gelagerten Hilfsanlagen. Die Zellenkühler des Blocks befinden sich nördlich des Blocks, parallel zu den Gebäudeanordnungen mit einem Längsverlauf von Südost nach Nordwest. Die Turbinenhalle des zweiten Blocks ist längs von Südost nach Nordwest positioniert, im Nordwesten davon gelagert das Reaktorgebäude mit den Hilfsanlagen. Ganz im Norden des Steinbruchs befindet sich der Hybridkühlturm des zweiten Blocks etwas abseits der Hauptgebäude. In südwestlicher Richtung von Block 2 aus gesehen bzw. in südöstlicher Richtung von Block 1 aus gesehen befinden sich die von Block 1 und 2 gemeinsam genutzten Anlagenteile. Südwestlich der Turbinenhalle von Block 1 befindet sich die Kernkraftwerksverwaltung mit den Parkplätzen. Anders als die Blöcke mit ihren Anlagen befindet sich die Verwaltung nicht im Steinbruch.<br />
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=== Öffentliche Kommunikation ===<br />
[[Datei:Neckarwestheim-panorama-2012.jpg|miniatur|Blick über Neckarwestheim]]<br />
Um einerseits die Anwohner über die Vorgänge im Kernkraftwerk zu informieren, und aufzuklären, aber auch um Einblicke in die Kernenergetik selbst zu gewähren, veröffentlichte die Gemeinschaftskernkraftwerk Neckarwestheim GmbH seit 1980 die Werbezeitung ''„Nachbar“'', die kostenlos an 20.000&nbsp;Haushalte in und um Neckarwestheim verteilt wurde.<ref>''Publik-Forum, Band 12''. 1983. Seite 5.</ref> Heute verteilt EnBW lediglich ein Informationsblatt des Konzerns, nicht auf das Kernkraftwerk spezifiziert, informiert jedoch auch darin über aktuelle Entwicklungen in den EnBW-Kraftwerken und dem Konzern.<br />
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Gegen Ende der 1980er-Jahren wurde geplant, direkt neben dem Kernkraftwerk ein Freibad zu errichten, das ganzjährlich geöffnet sein sollte. Die Wärme für die Beheizung der Becken sollte aus dem Kernkraftwerk stammen. Die betreffenden Gemeinden Gemmrigheim und Neckarwestheim standen diesem Objekt unterschiedlich gegenüber, weshalb es in der Folge eine Bürgerabstimmung zu dem Projekt gab. So wurde das 20&nbsp;Millionen DM teure Freibad von der Mehrheit der Neckarwestheimer befürwortet, seitens der Gemmrigheimer mehrheitlich abgelehnt. Als Kompromiss zahlte das Kernkraftwerk Neckarwestheim beiden Gemeinden jeweils die Hälfte der Baukosten für das Freibad und somit 10 Millionen pro Gemeinde aus.<ref>Historischer Verein Ludwigsburg: ''Ludwigsburger Geschichtsblätter, Ausgabe 46''. Kommissionsverlag J. Aigner., 1992. Seite 208, 209.</ref> Im Jahr 1993 wurden in Neckarwestheim die 10 Millionen DM in die Gründung der ''Bürgerstiftung Neckarwestheim'' investiert.<ref>Gereon Shomacher: ''Mehr Demokratie durch Bürgerengagement - Stärken Bürgerstiftungen die lokale Zivilgesellschaft?'', Seite 58. [http://kops.ub.uni-konstanz.de/bitstream/handle/urn:nbn:de:bsz:352-opus-8571/schomacher.pdf?sequence=1 Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0OdX7hx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Stiftung befasst sich vornehmlich mit den kulturellen, sportlichen und sozialen Belangen der Gesellschaft in Neckarwestheim und organisiert den Verkauf der Frei- und Hallenbadkarten, kostenfreie Fahrten zu anderen Hallenbädern, ein Kinderferienprogramm, Zuschüsse für Schulfahrten und etwaige andere finanzielle Unterstützungen. Diese Vorteile gelten nur für die Gemeinde Neckarwestheim selbst.<ref>Gemeinde Neckarwestheim: ''Stiftungen & Genossenschaften''. [http://www.neckarwestheim.de/index.php?id=76 Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0OyHJiA Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Die Gemeinde Neckarwestheim nahm während des Betriebs beider Blöcke jährlich rund fünf Millionen Euro Gewerbesteuern ein,<ref>Waiblinger Kreiszeitung: ''Neckarwestheim soll vom Netz'', 14. März 2011. [http://www.zvw.de/inhalt.mappus-fordert-neckarwestheim-soll-vom-netz.0abcd7aa-d3cc-4f37-b527-6eea735cefa4.html Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0PlDGci Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> von denen rund 80&nbsp;% alleine vom Kernkraftwerk stammten.<ref>taz: ''Zwischen Atombunker und Uranium-Bar'', 23. März 2011. [http://www.taz.de/1/archiv/print-archiv/printressorts/digi-artikel/?ressort=sw&dig=2011%2F03%2F23%2Fa0097&cHash=78fcf3607c/ Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0Pu8e95 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seit 1995 ist die Gemeinde durch die Steuereinnahmen vollständig schuldenfrei geworden. Neckarwestheim bietet im Landkreis Heilbronn nach Stand 2012 die niedrigsten Grundstückspreise und hat nach Neckarsulm mit neun Millionen Euro Gesamtsteueraufkommen die zweitstärkste Steuerkraft. Nach der gesetzlichen Stilllegung des ersten Blocks reduzierten sich die Gewerbesteuereinnahmen der Gemeinde auf drei Millionen Euro.<ref>''Amts- und Gemeindeblatt Neckarwestheim'', 27. Januar 2012, Seite 3. [http://www.neckarwestheim.de/fileadmin/Dateien/Dateien/Amts-und_Gemeindeblatt/Gemeindeblatt_2012_KW_04.pdf Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0QHtDJN Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Steuereinnahmen aus dem Kernkraftwerk werden vornehmlich zur Verbesserung und Umsetzung neuer Infrastrukturprojekte in der Gemeinde verwendet.<ref>Gemeinde Neckarwestheim: ''Kurzportrait''. [http://www.neckarwestheim.de/index.php?id=7 Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0QPQa07 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Internationale Kooperation ===<br />
Vom ersten Januar 1996 bis zum 31.&nbsp;Dezember 1999 nahm das Kernkraftwerk Neckarwestheim am Programm für technische Hilfe in der Gemeinschaft unabhängiger Staaten (TACIS) teil. Bereits seit 1994 unterhielt das Kernkraftwerk deshalb eine Partnerschaft mit dem [[Kernkraftwerk Saporischschja]] in der Ukraine über technische Hilfeleistungen vor Ort. Die von den Neckarwestheimern geforderten Dienstleistungen mussten seitens der Kommission der Europäischen Gemeinschaft beglichen werden. Die Summen beliefen sich auf mehrere Millionen Euro. Allerdings zahlte die Europäische Komission nach Unterredung mit einigen Ingenieuren vor Ort in Saporischschja nicht den vollständigen Betrag aus. Die Folge war, dass die EnBW Kernkraft GmbH die EU-Kommission verklagte. Die Klage wurde am Ende jedoch abgewiesen.<ref>''Rechtssache T‑283/02''. [http://eur-lex.europa.eu/LexUriServ/LexUriServ.do?uri=CELEX:62002TJ0283:DE:HTML Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0RCOyhC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Zwischen dem 8. und 24.&nbsp;Oktober 2007 fand im Kernkraftwerk die 142. Operational Safety Review Mission des [[Operational Safety Review Team]] (OSART) der IAEA statt, zum ersten Mal in Neckarwestheim. Hierbei wurde das Kernkraftwerk auf seine operative Sicherheit hinsichtlich internationaler Maßstäbe geprüft und anhand der Ergebnisse bewertet sowie Verbesserungen vorgeschlagen. Die Überprüfung des Werkes fand auf Anfrage der Bundesregierung statt. Das Team beurteilte die Sicherheitsstruktur im Werk sehr positiv, ebenso die Anstrengung zur Verwaltung des Werkes. Von den Empfehlungen des Teams zur Verbesserung an der Anlage wurden 80&nbsp;% der Vorschläge bis zur Folgemission zwischen dem 11. und 14.&nbsp;Mai 2009 umgesetzt, die restlichen 20&nbsp;% der Verbesserungsvorschläge befanden sich zu diesem Zeitpunkt noch in der Umsetzung.<ref>''Report of the Operational Safety Review Team to the Neckarwestheim Nuclear Power Plant''. [http://www.enbw.com/content/de/der_konzern/_media/pdf/enkk/GKN_OSART-Bericht_2009_08.pdf Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0SLl6yh Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Technik Block 1 ===<br />
Block 1 ist ausgestattet mit einem [[Druckwasserreaktor]] vom Typ KWU 3-loop und gehört zum so genannten ''„Typ Biblis“''.<ref name="IAEA"/> Der Block erzeugte im Reaktor seine Wärme aus 177&nbsp;Brennelementen mit einer Gitterung von 15×15&nbsp;Brennstäben und steuerte die Kettenreaktion mit 45&nbsp;Steuerstäben. Die thermische Leistung von 2.497&nbsp;MW wurde über drei Primärschleifen mit je einem Dampferzeuger an einen sekundären Kreislauf abgegeben. Das Wasser wurde anschließend über eine Pumpe in jeder Schleife wieder in den Druckbehälter und durch den Kern geleitet. Die an den sekundären Kreis abgegebene Wärme und der dort entstehende Dampf wurden an zwei verschiedene Dampfturbinen weitergeleitet. Die erste Dampfturbine diente herkömmlich der Erzeugung von Strom und bestand aus einem zweiflutigen Niederdruckläufer und drei zweiflutigen Niederdruckläufern, die mit einer Drehzahl von 3.000&nbsp;Umdrehungen pro Minute fuhren. Dort trieben die Läufer über eine Welle einen zweipoligen Generator an, der eine Scheinleistung von 850&nbsp;Megavoltampere erreichte und eine Wirkleistung von 688&nbsp;Megavolt besaß. Die zweite Turbine bestand aus einer einflutigen Hochdruckturbine und einer einflutigen Niederdruckturbine. Diese Läufer trieben über eine Welle einen zweipoligen Bahnstromgenerator mit nur einer Phase an, der eine Scheinleistung von 187,5&nbsp;Megavoltampere mit einer Wirkleistung von 152,0&nbsp;Megavolt aufwies. Der Generator arbeitete mit der Bahnstromfrequenz von 16⅔&nbsp;Hertz.<ref name="GKN_2000-7"/> Insgesamt erreichte der Block eine Bruttoleistung von 840&nbsp;MW, von denen 785&nbsp;MW in das Netz eingespeist wurden. Die Gesamtleistungsangabe umfasste sowohl die Produktion des normalen Generators als auch des Bahnstromgenerators.<ref name="IAEA"/><br />
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Zur Kühlung des Kühlwassers und zur Einhaltung der Temperaturgrenzwerte besaß Block 1 zwei Zellenkühlerreihen, die aus jeweils 17&nbsp;Zellen bestanden. Die Reihen waren rund 186,8&nbsp;Meter lang und am oberen Teil 23,5&nbsp;Meter sowie am unteren Teil 16,9&nbsp;Meter breit. Die Höhe betrug 18&nbsp;Meter. Jede Zelle bestand aus einen Ventilator, der einen Sog verursachte und so einen Luftstrom erzeugte. Das Wasser wurde in diesem Luftstrom verrieselt, womit es seine Wärme an die strömende Luft abgab. Hierbei verdunstete ein Anteil von etwa einem Prozent. Zwei Zellen der ersten Kühlturmreihe wurden modifiziert und mit einer Trockenkühlung ausgestattet. Hierbei wollte man Erfahrungen über die Schwadenbildung bei einem eventuellen Hybridbetrieb sammeln. Die Zellenkühler führten durch Rückleitung des Wassers in den Neckar zu einer Sauerstoffanreicherung des Flusses, welche sich positiv auf die Ökologie auswirkte.<ref name="GKN_2000-7"/><br />
<br />
=== Technik Block 2 ===<br />
Der zweite Block ist mit einem Druckwasserreaktor der [[KWU-Baulinie '80]] ausgestattet.<ref name="IAEA"/> Der Block erzeugt seine Energie im Kern durch 193&nbsp;Brennelemente mit einer Gitterung von 18×18&nbsp;Brennstäben. Die Kettenreaktion wird gesteuert mit 61&nbsp;Steuerstäben. Die thermische Leistung von 3.850&nbsp;MW wird über vier Primärschleifen an jeweils Dampferzeuger pro Schleife weitergeleite. Nach Durchlaufen des Erzeugers und der Übertragung der Wärme in den Sekundärkreislauf wird das Wasser durch Pumpen, von denen jede Schleife eine besitzt, wieder in den Reaktorkern geleitet. Die an den Sekundärkreislauf weitergegebene Wärme wird zu einer Turbine weitergeleitet, die aus einem zweiflutigen Hochdruckläufer und zwei zweiflutigen Niederdruckläufern besteht. Die Laufgeschwindigkeit liegt bei 1.500&nbsp;Umdrehungen pro Minute. Die Welle der Dampfturbine treibt einen vierpoligen Dreiphasengenerator an, der eine Scheinleistung von 1.640&nbsp;Megavoltampere und eine Wirkleistung von 1365&nbsp;Megavolt erreicht.<ref name="GKN_2000-7"/><br />
<br />
Zur Kühlung des Kühlwassers verwendet Block 2 im Gegensatz zu Block 1 einen Hybridkühlturm. Ein weiterer Unterschied ist der Kühlanspruch, der bei Block 2 einerseits aus der höheren Leistung, andererseits aus der Tatsache, dass der Block das Wasser nicht in den Neckar zurückleitet, sondern bis zur Verdunstung umwälzt, resultiert. Die Hybridbauweise ermöglicht einen Betrieb des Kühlturms sowohl in einem Nass-Trocken-Betrieb, dem Hybridbetrieb, wobei die Schwadenbildung verringert wird, als auch in einem Nassbetrieb, bei dem größere Schwaden entstehen. Im Hybridbetrieb wird zunächst das Kühlwasser über das Trockenteil geleitet, bei dem es auf 10 bis 30&nbsp;% seiner Verdampfungsenthalpie erhitzt wird. Anschließend wird das Wasser im Nassteil des Kühlturms herkömmlich verrieselt. Der benötigte Luftzug wird mit Ventilatoren künstlich erzeugt. Um ein Eindicken des Kühlwassers zu verhindern, wird ein kleiner Teil des Wassers mit hoher Sauerstoffanreicherung in den Neckar zurückgeleitet. Dies geschieht aber nicht stetig, sondern in unregelmäßigen Zeitintervallen. Der Kühlturm selbst hat einen Basisdurchmesser von 160&nbsp;Metern und eine Höhe von 51,22&nbsp;Metern. Der Schlot alleine hat eine Höhe von 24,97&nbsp;Metern, die oberste Öffnung hat einen Durchmesser von 73,6&nbsp;Metern. Die 44&nbsp;Ventilatoren des Kühlturms benötigen im Nassbetrieb eine Leistung von 8,14&nbsp;MW, die sich beim Hybridbetrieb auf 11,22&nbsp;MW erhöht.<ref name="GKN_2000-7"/><br />
<br />
=== Anlagenschutz ===<br />
In einem Urteil 1989 wurde seitens des Bundesverwaltungsgerichts festgelegt, dass das Sicherheitspersonal des Kernkraftwerks Neckarwestheim mit Pistolen und Revolvern ausgestattet werden muss. Der Sinn dahinter war, mehr Zeit schinden zu können, bis die örtlichen Polizeikräfte beim Eindringen von Terroristen auf das Werksgelände vor Ort wären. Der Betreiber kommentierte diese Regelung als ''„Unfug“'' und argumentierte, man könne ein Kernkraftwerk nicht mit einer Dienstpistole schützen. Gegen eine paramilitärische Gruppierung, die auf das Werksgelände eindringen könnte, war das Werk nicht geschützt. Infolge der Terroranschläge vom 11.&nbsp;September 2001 änderten sich die Ansichten, weshalb der Anlagenschutz und das Unfallspektrum in den Sicherheitsanalysen breiter analysiert wurde und auch unwahrscheinliche Fälle eher unter die Lupe genommen wurden.<ref>Der Spiegel: ''GEFAHR OHNE GRENZEN'', 29. Oktober 2001. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-20462145.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yiDHkqR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
[[Datei:GKN Eingang Uferweg-2.JPG|miniatur|Einer der Leinwegeingänge des Kernkraftwerks]]<br />
Hinsichtlich eines Flugzeugabsturzes ist Block 1 auf den Einschlag eines Starfighters ausgelegt, die Standfestigkeit beim Absturz eines Verkehrsflugzeugs ist jedoch fraglich.<ref>Der Spiegel: ''Ältere AKW weisen Sicherheitsdefizite auf'', 31. Januar 2006. [http://www.spiegel.de/politik/deutschland/umweltministerium-aeltere-akw-weisen-sicherheitsdefizite-auf-a-398278.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69ykrjF29 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Im Juli 2009 kam eine Sicherheitslücke im Kernkraftwerk Neckarwestheim zutage, mit der ein ehemaliger externer Mitarbeiter den Energiekonzern EnBW erpresste. Der Arbeiter entdeckte und dokumentierte diverse Sicherheitslücken bei seiner Tätigkeit im Sicherheitsbereich des Werkes. Da die Person den Anschein erweckte, für die Dokumentationen der Mängel Geld zu verlangen, zeigte die EnBW den ehemaligen Mitarbeiter bei der Staatsanwaltschaft Heilbronn an. Weiter wurde das Umweltministerium des Landes Baden-Württemberg eingeschaltet. Die EnBW kündigte an, sobald die Dokumentation für den Konzern zugänglich seien, entsprechende Prüfungen und etwaige Nachbesserungen vorzunehmen.<ref>SPIEGEL Online: ''Ex-Mitarbeiter soll Atomkonzern erpresst haben'', 09. Juli 2009. [http://www.spiegel.de/wirtschaft/enbw-ex-mitarbeiter-soll-atomkonzern-erpresst-haben-a-635361.html Abgerufen] am 17. August 2012. ([http://www.webcitation.org/69yo2HXko Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Wissenswertes ===<br />
* Beim Bau des Verwaltungsgebäude auf der Gemarkung Gemmrigheim wurden Fundstücke aus der Hallstattzeit gefunden.<ref>''Fundberichte aus Baden-Württemberg, Band 21''. Theiss, Konrad, 1996. ISBN 3806212953. Seite 261.</ref><br />
<br />
* Direkt über das Kernkraftwerksgelände, aber im äußeren Sicherheitsbereich, verläuft der Leinpfad direkt am Neckar entlang. Beim Bau des ersten Blocks 1972 setzte sich der Gemmrigheimer Bürgermeister Helmut Klass dafür ein, dass das Wegrecht erhalten blieb. Zur Gewährung des Durchgangs, der im Wegrecht verankert und für Gruppengrößen von bis zu fünf Personen möglich ist, gibt es an beiden Seiten des Kernkraftwerksgeländes ein Tor mit einer Klingel. Sicherheitskräfte des Kernkraftwerks begleiten die Personen über das Gelände bis zum anderen Ausgang. Das Fotografieren innerhalb der Sicherheitsumzäunung ist jedoch untersagt. Während größerer Demonstrationen und nach den 11.&nbsp;September 2001 war der Weg zeitweise gesperrt.<ref>Netzeitung: ''Altes Wegerecht erlaubt Wanderung durchs AKW'', 17. August 2009. [http://www.netzeitung.de/reise/1434459.html Abgerufen] am 18. August 2012. ([http://www.webcitation.org/6A0XJ4Mce Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Neckarwestheim besteht aus zwei Blöcken, von denen sich einer in Betrieb befindet und einer stillgelegt wurde.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=DE „Germany“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Neckarwestheim-1<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | KWU 3-Loop ''„Typ Biblis“''<br />
| align="right" | 785 MW<br />
| align="right" | 840 MW<br />
| align="right" | 01.02.1972<br />
| align="right" | 03.06.1976<br />
| align="right" | 01.12.1976<br />
| align="right" | 06.08.2011<br />
|-<br />
| Neckarwestheim-2<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | KWU-Baulinie '80<br />
| align="right" | 1310 MW<br />
| align="right" | 1400 MW<br />
| align="right" | 09.11.1982<br />
| align="right" | 03.01.1989<br />
| align="right" | 15.04.1989<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
* [[Kernenergie in Deutschland]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Deutschland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Deutschland|Neckarwestheim]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1970er Jahren|Neckarwestheim]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk am Neckar|Neckarwestheim]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer_Diskussion:TZV&diff=3283Benutzer Diskussion:TZV2012-08-14T09:29:34Z<p>10.0.1.47: /* ideen? */ aw</p>
<hr />
<div>== Servus ==<br />
Weihen wir hier das ganze ein! ;D Und immer schön kompleks sein. Beste Grüße, [[Spezial:Beiträge/93.134.12.191|93.134.12.191]] 20:29, 15. Dez. 2011 (CET)<br />
: Natürlich ;D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:34, 15. Dez. 2011 (CET)<br />
<br />
== Mail Server ==<br />
<br />
Hallo,<br />
der Mailserver scheint noch nicht richtig eingerichtet zu sein, denn statt versandten E-Mails gibt es nach der Anmeldung nur eine Fehlermeldung:<br />
<pre>Nucleopedia konnte die Bestätigungs-E-Mail nicht an dich versenden. Bitte prüfe die E-Mail-Adresse auf ungültige Zeichen.<br />
<br />
Rückmeldung des Mailservers: Failed to connect to mailserver at "nucleopedia.org" port 25, verify your "SMTP" and "smtp_port" setting in php.ini or use ini_set() </pre><br />
Ansonsten noch viel Spaß,<br />
--[[Benutzer:Theaitetos|Theaitetos]] 00:54, 6. Feb. 2012 (CET)<br />
:Hallo Theaitetos, erst einmal will ich dich herzlich Willkommen in der Nucleopedia heißen! Ja, das Problem mit dem Mailserver war schon einmal einige Zeit lang, dachte aber das wäre gelöst. Jedenfalls danke ich dir für den Hinweis, ich werde mich darum kümmern. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:06, 6. Feb. 2012 (CET)<br />
<br />
== Frage ==<br />
danke für die ergänzung zum cepr. Ich bastel [http://de.wikipedia.org/w/index.php?title=Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier] grad einen artikel über das strahlenrisiko, was aber noch ne weile dauern wird. ich setz ihn dann hier rein wenn er fertig wird. ich hab dazu allerdings noch de frage an dich. wie sachlich hättest du es gerne? die piraten haben [http://wiki.piratenpartei.de/AG_Ausstiegskritische_Nuklearia hier] zb eine schöne seite, wo technik und anti-EEG so etwa 50-50 ausmachen. Horst Trummler - du kennst ihn vielleicht da er auf die KE-wiki verlinkte, als er seine homepage dichtmachte (so kam ich überhaupt auf die ke-wiki) - hatte zum beispiel wesentlich mehr polemik gegen das öko-zeug und grüne ängste auf seiner seite. die frage stellt sich, weil ich wissen muss, ob ich die ökologisierte Kinderkrebsstudie vom BfS reinpacken soll, die sich nur mit polemik ertragen lässt. Im prinzip is das auch nich notwendig, weil die RERF-daten [http://www.rerf.jp/radefx/late_e/leukemia.html bis 200 mGy durch alle altersgruppen] keinen anstieg zeigen. <br />
<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:56, 15. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
PS: Das zahlenspiel funzzt net, um links reinzusetzen<br />
<br />
: Hallo Segelboot, die Ergänzung zum CEPR ist leider sehr kurz, habe woanders noch gelesen, dass das Modell noch auch 1800 MW vergrößert werden soll, habe aber den Link verlegt. Wie du letztlich den Artikel auslegen möchtest ist dir weitestgehend frei gestellt. Solange entsprechende Fakten enthalten sind ist das denke ich relativ gut untermauert. Das was bisher drinnen steht sieht zumindest schon sehr gut aus! :) Die Seite der Piraten kenne ich, die ist ganz gut gestellt aber noch zu leicht angreifbar durch zweitklassige Argumente, beispielhaft auf der Diskussionsseite zu sehen. Die Seite von Horst Trummler kenne ich, ja, ihn persönlich zwar nicht fand aber die Beiträge super da sie sich zumindest weitestgehend objektiv mit solchen Öko-Thematiken. Finde es schade, dass die Seite dicht ist, habe aber gar nicht bemerkt, dass die Seite weiterleitet. Das mit der Studie vom BfS ist denke ich mal pauschal gesagt nicht notwendig. Das mit den Links habe ich nicht ganz verstanden, habe diese aber mal funktionsfähig gemacht. Vielleicht liegt ein Rechtefehler vor, da ich im Zusammenhang mit Spamtexten in der Nucleopedia vor kurzem wieder zu kämpfen hatte, aber anscheinend haben die Schritte Wirkung gezeigt. Ich schau mal was ich machen kann. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 10:40, 16. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::danke für deine prompte antwort. trummler leitete noch auf die ke-wiki weiter, die seite (bzw der querlink) existiert aber nichtmehr. Ein nebeneffekt ist aber noch zu sehen: wenn du bei google das wort "oekoreligion" oder "ökoreligion" eingibst, landet die nucleopedia an 2. stelle [https://www.google.de/search?q=%C3%B6koreligion&ie=utf-8&oe=utf-8&aq=t&rls=org.mozilla:de:official&client=firefox-a]<br />
<br />
::Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:00, 16. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::PS: leider wieder: ''„Deine Bearbeitung enthält neue externe Links. Zum Schutz vor automatisiertem Spam gib bitte die beiden folgenden Wörter in das folgende Feld ein: Input error: k: Format of site key was invalid “''<br />
<br />
:::Ist nur positiv, habe auch mittlerweile herausgefunden, dass einige Artikel auch vor der Wikipedia landen, meist sind diese aber auch wesentlich länger. Meistens sind die Suchbegriffe auch wesentlich komplexer. Im Vorteil sind wir aber heute, da im Kernkraftwerk Süd-Ukraine ein Transformator gebrannt hatte, aber alle Medien nur den begriff Juschnoukrainsk erwähnen, der im Wikipedia-Artikel nicht genannt wird. Habe jedenfalls das Linkproblem hoffentlich gelöst. Anscheinend hatte ich einen Schreibfehler drinnen, normalerweise sollte das Captcha nicht mehr bei automatisch bestätigten Benutzern kommen. Hoffe dass das jetzt so passt, sollten noch Probleme vorliegen, dann melde dich. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:40, 17. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
So, das wärs erstmal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Lies es dir bitte durch. Wenn du verbesserungsvorschläge hast immer her damit, auch unklarheiten u mögliche fehler geraderaus ansagen. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:54, 28. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Das sieht doch schon super aus, Fehler konnte ich auf den ersten Blick nicht finden, werde den Artikel aber noch einmal Lesen. Ich weiß nicht ob es in den Artikel gehört, aber aktuell gibt es Spekulationen, dass weniger Mädchen um Gorleben infolge der niedrigen ionisierenden Strahlung geboren werden. Vielleicht wäre in diesem Zusammenhang eine Studie die im Falle des [[Kernkraftwerk Hamaoka|Kernkraftwerks Hamaoka]] im Bezug auf Niedrigstrahlung während des Normalbetriebs vorgenommen wurde. Genauer meine ich ein Versuch mit Blumen, genaueres steht im Artikel. Ich habe mich damit nicht weiter großartig befasst, auch weil ich im Bezug auf Strahlung Wissenslücken habe und einiges nur flüchtig kenne. Schau dir mal das an was drinnen steht, vielleicht lohnt es sich ja hinsichtlich dieser Informationen weitere Ergebnisse hiervon in der Literatur zu suchen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:28, 28. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:: das einzig seriöse was ich dazu gefunden habe ist [http://www.journalarchive.jst.go.jp/english/jnlabstract_en.php?cdjournal=ggs1921&cdvol=47&noissue=6&startpage=411 das]. Die blümlein wurden hier mit 12mR/h bis 510mR/h bestrahlt. 1 R(öntgen) ist dabei etwa 0,01 Gy. Also 0,12 mGy/h bis 5,1 mGy/h, macht 1 Gy/a bis 44,6 Gy/a, eine sehr hohe dosis. Wenn ich nach "Dreimasterblumen Atomkraftwerk" bzw "- kernkraftwerk" google, kommt die nukleopedia und ein paar private wortspenden auf anderen internetseiten. Is wenig.<br />
<br />
:: Im übrigen gibt es keine wissenschaftliche erkentnis, das ionisierende strahlung das geschlechterverhältnis ändert. das war ganz am anfang mal in diskussion [http://www.rerf.jp/radefx/genetics_e/sexratio.html hier], spielt aber heute keine rolle mehr. Die kunst der linkspresse besteht nun darin irgendwelchen nonsens zu verbreiten, selbst wenn er erwiesenermaßen nichts mit atomstrahlung zu tun hat. hauptsache die leute glauben es, irgendwas bleibt immer hängen. zum beispiel: <br />
<br />
"Waldsterben und Atomkraftwerke: Der Geldregen aus Bonn für die Wissenschaft hatte seltsame Wirkungen. Einem Forscher gelang zum Beispiel 1984 das Kunststück, zwei der beliebtesten Presse-Horrorthemen zu verknüpfen: Dieser Professor Reichelt verortete das KKW Würgassen als Quelle der Waldvernichtung - das Medienecho war enorm. Als ihm der Forschungsbeirat Waldschäden bereits ein Jahr darauf Fehler über Fehler nachwies und seine These verwarf, nahm die Presse dies nicht zur Kenntnis."<br />
<br />
:: das ist in D normalzustand, ich ignoriere ihn für gewöhnlich. Aus solchen meldungen wächst der glaube, die wirkung niedriger dosen seit viel gefährlicher als bisher angeommen. Im nächsten schritt wird dann alles, von kopfschmerzen bis zur arthrose radioaktiver strahlung angelastet. Da sich kein seriöser forscher mit diesem nonsense beschäftigt, wird eine verharmlosung behauptet, und verschwörungstheorien konstruiert. Bist du sicher, dass die Quelle Nr 5 (No nukes: everyone's guide to nuclear power) seriös ist und erwähnt werden muss!? Das Buch ist kernenergiefeindlich, wie man aus einer kurzen lektüre von google books ersehen kann. Die Frau arbeitet wie [http://www.commondreams.org/author/anna-gyorgy hier] zu lesen auch [http://www.wloe.org/Deutsch.de.0.html hier], was mich grausen lässt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:40, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::: Ob es nun Seriös ist oder nicht, mal abgesehen dass ich die Seriösität eines Buches nicht an der allgemeinen Tendenz für oder gegen Kernenergie festmache, die gleichen Informationen könnte man auch mit anderen Werken untermauern. Beispielsweise gibt es vergleichbare Artikel über die Dreimasterblume (auch ''Spiderworth'' oder ''Tradescantia'' genannt) auch bei der IAEA, dort hauptsächlich unter den Fachnamen Tradescantia. Bezüglich geringer radioaktiver Dosen gibt es tatsächlich zeitnahe neue Erkenntnisse der Universität Berkeley, oder man ist ihnen zumindest auf der Spur. Ich habe mich damit nicht sehr beschäftigt, kam nur durch [http://www.world-nuclear-news.org/RS_New_data_on_low_dose_radiation_2112111.html Diesen Artikel] drauf und durch einen Kollegen der sich damit auch beschäftigt. Hier geht es darum, dass geringe ionisierende Strahlung sogar die Reparatur der DNA verbessert. Ich habe mich damit wie gesagt wenig beschäftigt, ich denke du kannst damit mehr anfangen als ich. :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:11, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:::: hmm. man könnte im abschnitt "hormesis" noch einen hinweis auf die versuche mit driemasterblumen einbauen, und das Berkeley National Laboratory im unteren abschnitt erwähnen. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:41, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::::: Neja gut, das mit der Dreimasterblume ist nicht so wichtig, aber anscheinend wird diese bevorzugt für solche Experimente genutzt. ich denke mal wichtig wäre für den Artikel nur das mit der Niedrigstrahlung und der verbesserten Neuerung der DNA. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:13, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
ich habe den abschnitt mit der hormesis bewußt etwas unklar gehalten, do ich so etwas wie konsens nicht finden konnte. Die großen gruppen wie das BEIR Committee haben die LNT-Hypothese zum dogma erhoben (so scheint es mir). Als biologisch wenig bewannter laie bin ich eben darauf angewiesen, sachliche übereinstimmungen zu sammeln und zu vergleichen. Und da sieht es bei der hormesis etwas dünn aus, jeder sagt hier was anderes (so scheint es mir). Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:16, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Da blicke ich auch nicht wirklich durch obwohl ich es besser wissen sollte, da ich in einem Radonheilbad wohne. ;) Interessant finde ich, dass du Bad Gastein erwähnst, wenn in der Projektion sollte das [[Kernkraftwerk Isar]] dem gleichen Zweck dienen, eine komische Idee aus den 1970ern eben! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:46, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
:: Lol. Ok, habs [[Strahlenrisiko|gesetzt]]. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:27, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::: Super, viel Lob von mir für deine Recherchearbeit! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:16, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
::::nix zu danken. xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 29. Apr. 2012 (CEST)<br />
<br />
== Lust auf lesen? ==<br />
<br />
Moin. Wenn du Zeit u Lust hast lies bitte mal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Du musst dir auch noch überlegen wie das Lemma heißen soll. Denkbar wären:<br />
<br />
* Generation IV (mein Favorit)<br />
* Generation-IV-Reaktor<br />
* Generation-IV-Kernkraftwerk<br />
* Kernkraftwerk der 4. Generation<br />
<br />
Bedenke das es irgendwann noch weitere Artikel zur Generation III usw geben wird.<br />
<br />
Mir ist beim Surfen mit der Nucleopedia auch aufgefallen, das man häufig etwas wühlen muss. Das "[[Kernkraftwerk Olkiluoto]]" findet man nur wenn man das lemma vollständig eingibt. Es wäre nett wenn du zu jeden KKW immer noch ein paar redirects setzen würdest, zb "[[kkw olkiluoto]]" und "[[olkiluoto]]". [[TMI]] ist in dieser hinsicht ein lichtblick, bei "[[olkiluoto]]" wäre eine BKL zwischen KKw und Endlager notwendig. Wenn du nämlich bei goooooooooooooooogle [https://www.google.de/search?q=hanhikivi&ie=utf-8&oe=utf-8&aq=t&rls=org.mozilla:de:official hanhikivi] eingibst landet der nucleopedia-artikel zwar sehr weit oben, aber verlinkt auf zufällige seite. Wenn ein benutzer nun verzweifelt "hanhikivi" in die suchzeile hackt, sieht er nur rot. Das muss nicht sein.<br />
<br />
Das problem bei der Nucleopedia ist im moment noch die geringe zahl an interlinks: google setzt die ergebnisse um so höher an, je mehr text ein artikel hat, je häufiger das suchwort in ihm vorkommt, je häufer die seite bereits in der vergangenheit angeklickt wurde, und je stärker der artikel mit anderen verlinkt ist. Ich werde deshalb im aktuellen artikel später noch nucleolinks zu TMI, Fukushima-Daiichi, Strahlenrisiko, Kernfänger usw. sowie weiterleitungen auf den artikel setzen.<br />
<br />
Gruß vom fleißigen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:48, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
:Also der Artikel ist auf den ersten Blick gut. Was aber noch beispielsweise beim SCWR fehlt ist welches Land sich um welche Entwicklung kümmert, denn bei den Modell handelt es sich überraschender Weise um den [[WWER|WWER-1700/393]], der als Super-WWER bereits seit Sowjetzeit entwickelt wird unter dem Kürzel SKD. Das ist hinsichtlich des Faktes interessant, da es sich bei allen vorherigen WWER um Druckwasserreaktoren handelte, bei diesem Modell aber um einen Siedewasserreaktor. Ich wollte zu dem Reaktor bereits selbst mal einen Artikel schreiben, komme aber leider der Arbeit nicht hinterher. Vielleicht wenn ich meinen Artikel zum Kernkraftwerk San Onofre fertig habe. Dadurch die Nucleopedia eh spezialisiert ist würde der Titel [[Generation IV]] wohl vollständig ausreichen, es sei denn die fällt ein besserer ein, habe ich auch nichts dagegen! ;) Zu den Suchergebnissen: Ja, das stimmt. Ich habe aber allgemein generell keine wirkliche Vorstellung wie man das übersichtlicher gestalten könnte. Eigentlich wollte ich das über Portale machen wie beispielsweise das [[Portal:Kernkraftwerk]] sowie über die Kategorien. Aber leider ist die Organisation mit gleichzeitigen Aufbau alleine ziemlich schwer, weshalb dann entweder das eine oder das andere schleift. Mehr Begriffsklärungen durchaus, praktiziere ich auch teilweise sofern die Artikel da sind. Wenn sie nicht vorhanden sind eignen sich diese oftmals nicht. Zum Endlager Olkiluoto hätte sich ein Artikel parallel zum Artikel des Kernkraftwerks Olkiluoto geeignet, da es massig Quellen aus dem Zeitraum gab und besonders die ersten Jahre, jetzt das nachzuarbeiten dauert eine weile. Vielleicht mache ich das mal in der näheren Zukunft, dann würde sich denke ich eine Begriffsklärungsseite anbieten. Solange wäre wohl eine Weiterleitung genug. Die KKW-Kürzel nutze ich eigentlich nicht, lege aber jeweils eine Weiterleitung von ''Atomkraftwerk XXXXX'' an. Das mit der zufälligen Seite überrascht, da es in robots.txt eigentlich verboten ist zu listen. Ich werde das über die Google Webmastertools deaktivieren. Das mit den Wikilinks ist schon mal gut, werde das auch zukünftig mehr ins Auge fassen, vielleicht hilft es ja. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:46, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::jutt. Weißt du ob sich der WWER-1700/393 am referenzdesign orientiert? russland ist nicht in der projektgruppe, und kocht sein eigenes süppchen. Die kanadier wollen auch lieber ihren ollen candu superkritisch machen. Ich hab zum wwer-skd, super-wwer und wwer-1700/393 auf die schnelle nix gefunden, außer das es sie in planung/konzept gibt. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:12, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
:::Das weiß ich nicht direkt, muss aber anscheinend irgendwie sich teilweise daran orientieren. Russland geht ja noch weiter und hat den Reaktorkern selbst innoviert hinsichtlich des double-flow-inlet, gemeint ist die Positionierung von Brennelementen bereits im Zulauf außerhalb des eigentlichen Kerns. Dadurch bekommen die auch die hohe Effizienz hin. Das Design scheint mehr oder weniger die eigene Suppe zu sein, die sich noch im [http://www.gidropress.podolsk.ru/en/projects/SCWR.php Entwurfsstadium] befindet und im Prototypcharakter im WWER-1700/393 verwirklicht werden soll. Der Nummer 393 ist das Projekt selbst wirklich älter und schätze es in die 1980er, Anfang der 1990er da er noch zur dritten WWER-Generation gehört, der 9 zurfolge ist die Konfiguration die ähnliche wie sie jetzt für das Kernkraftwerk Chmelnytzkyj in Block 3 und 4 im WWER-1000/392B zum Einsatz kommt auch mit passiven Systemen, das Gebäude ist allerdings bisher nicht realisiert worden. Soviel zur Version 393. Die Entwicklungen wurden erst 2007 wieder aufgenommen im Rahmen des Entwicklungsprogramm für die Kernenergie bis zum Jahr 2020 und 2030. Die allgemeine Frage ist jetzt erst mal wie es weiter geht, da der Federführende bei diesen Projekten im Juni 2011 bei dem Flugzeugabsturtz in Petrosawodsk ums Lebem kam, weshalb sich einige Reaktorprojekte verzögerten, so auch die Inbetriebnahme von Buschehr um mehr als einen Monat. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:35, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
:::Nachtrag: Hab noch was, da bin ich mir aber nicht sicher. Ist der KWU-HCR nicht eigentlich auch ein Modell, dass der vierten Genration zumindest ziemlich entsprechen würde? Das Projekt stammte zwar aus den 1970ern/1980ern und entsprach im weitesten Sinne den Konvoianlagen aber als Hochkonverter mit höheren Wirkungsgrad? Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:43, 6. Mai 2012 (CEST)<br />
::::der KWU-HCR war soweit ich weiß ein PWR, und die fähigkeit zum hochkonvertieren macht noch kein gen iv system aus. Ich werd im text dann den WWER-SCWR erwähnen, um den ballast der vergangenheit mal außen vor zu lassen. gidropress selbst nennt das ding ja auch so. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:15, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::Der WWER-1700/393 ist der WWER-SCWR, im Russischen wird er ja als WWER-SKD geführt. Da alle anderen Reaktoren der WWER-Linie unter der Nummer geführt werden sollte man es denke ich auch hier machen, da es sonst zu Irritationen führen kann, mal abgesehen, dass der Trend aktuell sowieso zu den bewährten Reaktormodellen geht. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:58, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::korrigiert. danke --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:00, 7. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Luft auf lesen vol.2 ? ==<br />
<br />
Moin. Wenn du Zeit u Lust hast lies bitte mal [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Da ich nicht direkt auf die EUR zugreifen kann musste ich pdfs von EUR-missionen u hersteller verwenden, hoffe das bessert sich langfristig. Wenn du was besseres hast, her damit! xD. <br />
<br />
Die sache mit den mini-reaktoren hab ich erstmal weggelassen. das schwimmende ungetüm in russland sieht finanziell nicht so toll aus (Kernkraftwerk Akademik Lomonossow für 267 mio eur @ 70 MWe, dh € 3814/kw), und die reaktormodule westlicher hersteller sind noch in der entwicklungsphase ohne baustelle oder kunden. Den abschnitt [[EPR#Karenzzeit|karenzzeit beim epr]] werd ich mir dann nochmal zur brust nehmen, um die sache mit den venting (sheltering) einzuarbeiten sowie den bezug zu den EUR herzustellen. <br />
<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:17, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:Hey Segelboot, das liest sich bisher schon super! Habe aber da noch einige Punkte bei denen eventuell Verbesserungsbedarf besteht. Einmal schreibst du im Absatz ''Reaktormodelle'' ganz oben, dass gasgekühlte Reaktoren nicht mehr zu dieser Generation zählen. Möglicherweise könnte es so sein, aber mit Blick in Richtung Russland (Gasturbinen-Hochtemperaturreaktor, GT-HTR) und die VR China (Hochtemperaturreaktor mit Kugelbett, modulares System mit zwei Reaktoren die in einem Kreis eine Turbine speisen, HTR-PM) könnte es sich schon als Modelle der dritten Generation handeln, werden zumindest so angeboten. Das Prinzip ist mehr oder weniger vom THTR abgekupfert bzw. das Wissen dorthin verkauft worden. Ob es nun dritte Generation ist weiß ich leider nicht, auf den ersten Googlesucher kamen zumindest entsprechende Ergebnisse, nicht zu vergessen der Eskom-PBMR, der aber leider nicht mehr fortentwickelt wird. Die ersten beiden Reaktoren sind bereits entwickelt, für den chinesischen Reaktor liegt sogar schon die Armierung, der könnte allerdings schon Generation IV sein. Der nächste Punkt ist die Leistung der Dampferzeuger im Abschnitt ''Druckwasserreaktor'', wäre doch besser, wenn man die thermische Leistung angibt. Was mir noch auffällt ist das mit dem AES-2006. Hier ist das Problem, dass es zwei Versionen gib, die Version 491 und 392M. Das ist noch ein Problem das ich bisher direkt nicht behandelt habe, denn tatsächlich ist das Reaktordesign der Version 392M zum Standarddesign erhoben worden das mehr passive Systeme aufweist als die Version 491, die eher aktive Systeme aufweist und nur noch abgesehen vom Kernkraftwerk Kaliningrad nur noch international vermarktet wird. Ich würde bei der Beispielnennung anstatt AES-2006 eher den MIR-1200 nennen. AES-2006 ist da leider schwammig. Zumal die passive Version 392M zur Version 510 weiterentwickelt wurde im AES-2010, dass ein Modell der Generation III+ darstellt, aber nicht international angeboten wird. Neja soviel dazu. ;) Vielleicht was noch etwas zu entschärfen wäre ist die Ausgangslage, der zweite und dritte Abschnitt ist schon etwas sehr polemisiert. Vielleicht könnte man die Aussagen etwas glätten und weniger Schlagwörter verwenden wie ''Propaganda'' und ''Weltuntergangsszenario''. Ich weiß zwar auch, dass es so ist, aber vielleicht ist das etwas zu überstürzt gedacht. Aber ansonsten Faktenreich und um nichts grobes zu bemängeln! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:10, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:Nachtrag: Noch kurz zum schwimmenden Ungetüm: Ist denke ich hier sowieso nicht angebracht, da das Modell selbst Generation II ist und dem in den 1980ern belebten Sowjet-Projekt 1:1 entspricht. [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:12, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::also: das die gasgekühlten reaktoren nicht dabei sind habe ich bewußt hingeschrieben, da sie von keinem hersteller als serie angeboten werden. der HTR-PM in china hat zb [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-March-TWG-GCR/Day1/HTR-PM-Status-SYL-20110328.pdf hier] ein schönes pdf. aufgrund des aufbaus (ähnelt antares) und der aussage "is inherently safe" (S.54) für das nachfolgeprojekt (und damit auch für das im bau befindliche modell) vermute ich, dass es das chinesische gegenstück zur NGNP-Allianz ist, also gen IV.<br />
<br />
::mir-1200 und dampferzeuger korrigiert<br />
<br />
::polemik so okay? ich hab etw gekürzt und weniger oft die wörter "Propaganda", "Weltuntergangsszenario" und "katastrophe" verwendet.<br />
<br />
:: Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:11, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
::: Sieht schon weitaus besser aus! ;) Vielleicht könnte man noch die wichtigsten Serienmodelle der dritten Generation listen beispielsweise so:<br />
{| class="prettytable sortable"<br />
|-<br />
! width="25%" | Reaktorbaulinie<br />
! width="10%" | Reaktortyp<br />
! width="10%" | Thermische Leistung<br />
! width="10%" | Bruttoleistung<br />
! width="10%" | Entwicklungsstand<br />
! width="20%" | Mehrzweck<br />
! width="20%" | Entwickler<br />
|-<br />
| [[CANDU-Reaktor|ACR-1000]]<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1165 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung, Wasserstofferzeugung<br />
| Atomic Energy of Canada Limited<br />
|-<br />
| [[Advanced Boiling Water Reactor]] (ABWR)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3926 MW<sub>th</sub><br />
| 1420 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Advanced Boiling Water Reactor II]] (ABWR-II)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 4960 MW<sub>th</sub><br />
| 1717 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Advanced Heavy Water Reactor]] (AHWR)<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| {{0}}920 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}304 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung<br />
| Bhabha Atomic Research Center<br />
|-<br />
| [[Advanced Passiv]] 600 MWe (AP600)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 1940 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}600 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Westinghouse<br />
|-<br />
| [[Advanced Passiv]] 1000 MWe (AP1000)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3400 MW<sub>th</sub><br />
| 1200 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Westinghouse<br />
|-<br />
| [[Advanced Power Reactor]] 1000 MWe (APR-1000)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 2815 MW<sub>th</sub><br />
| 1050 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| KEPCO, KHNP<br />
|-<br />
| [[Advanced Power Reactor]] 1400 MWe (APR-1400)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3983 MW<sub>th</sub><br />
| 1455 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| KEPCO, KHNP<br />
|-<br />
| [[Advanced Pressurized Water Reactor]] (APWR)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4450 MW<sub>th</sub><br />
| 1700 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Mitsubishi Heavy Industries<br />
|-<br />
| [[ATMEA1]]<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3150 MW<sub>th</sub><br />
| 1200 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva, Mitsubishi Heavy Industries<br />
|-<br />
| [[Economic Simplified Boiling Water Reactor]] (ESBWR)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 4500 MW<sub>th</sub><br />
| 1600 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[CANDU-6|Enhanced CANDU 6]] (EC6)<br />
| Druckschwerwasserreaktor<br />
| 2084 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}740 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| Meerwasserentsalzung, Fernwärme, Prozesswärme, Wasserstofferzeugung<br />
| GE-Hitachi<br />
|-<br />
| [[Evolutionary Power Reactor]] (EPR)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4590 MW<sub>th</sub><br />
| 1770 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[Areva KERNA]] (SWR-1000)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3370 MW<sub>th</sub><br />
| 1290 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[Toshiba Super-Safe, Small and Simple]] (4S)<br />
| Siedewasserreaktor<br />
| 3370 MW<sub>th</sub><br />
| 1290 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Areva<br />
|-<br />
| [[WBER-300]]<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| {{0}}850 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}300 MW<sub>el</sub><br />
| Konzept<br />
| Fernwärme<br />
| OKBM Afrikatow<br />
|-<br />
| [[WWER-300|WWER-300/478]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| {{0}}850 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}300 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-600|WWER-600/498]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 1600 MW<sub>th</sub><br />
| {{0}}600 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/392]] (AES-92)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/466]] (AES-91)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1000|WWER-1000/466B]] (AES-U87/92)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3000 MW<sub>th</sub><br />
| 1060 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/392M]] (AES-2006)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1170 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/491]] (AES-2006, MIR-1200)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3200 MW<sub>th</sub><br />
| 1170 MW<sub>el</sub><br />
| Baureife<br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1200|WWER-1200/510]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 3300 MW<sub>th</sub><br />
| 1250 MW<sub>el</sub><br />
| Basisentwurf <br />
| Fernwärme<br />
| Gidropress<br />
|-<br />
| [[WWER-1500|WWER-1500/448]] (AES-2010)<br />
| Druckwasserreaktor<br />
| 4250 MW<sub>th</sub><br />
| 1560 MW<sub>el</sub><br />
| Detaillierter Entwurf<br />
| <br />
| Gidropress<br />
|-<br />
|}<br />
::: Das sollten zumindest alle weitestgehend sein, die Tabelle kannst du so wenn du möchtest übernehmen, aber zumindest so in der Art stelle ich mir das vor. Vielleicht könnte man diese noch mal einordnen nach Generation III, III+ und III++. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:22, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::::hmm ich bin kein freund von listen, aus verschiedenen gründen:<br />
# das prinzip sollte man wenn dann auch für die Generation II übernehmen, das würde furchbar lang und unübersichtlich werden<br />
# die definition von gen III ( , +, ++) steht nirgends fest. Was dann? ist der BN-800 Gen III? ACR? der hersteller wird ja sagen<br />
# gen III ist nur ein ideenkonzept, die folgen schwerer unfälle zu beherrschen. in der EU gibt es dazu die EUR. Aber Japan? china? korea? die japaner haben nichmal gefiltertes venting. auch in die liste?<br />
# Mehrzweck klingt gut, kann sich aber prinzipbedingt nur auf einzelen kraftwerke beziehen, nicht auf eine serie<br />
# ich hatte bereits mit den gedanken gespielt, unter den abschnitten DWR, SWR, DSWR mit " * " anlagen aufzulisten. da es schei*e aussah und eine vollständige liste weder möglich (s.o.) noch (nach meiner ansicht) sinnvoll war (zur modellsuche?) hab ich es dann gelassen. Auch mit rücksicht auf gen II und die russische vielfalt<br />
# letztere wird schon durch die prima Navigationsleiste WWER abgedeckt. andere hersteller sind arm dran: areva nur epr, toshiba nur abwr, ge-hitachi nur esbwr, westinghouse nur ap1000, khnp nur apr-1400 und SNPTC in zukunft mit dem cap1400. der rest ist unsicher. <br />
::::das sieht man(n) auch [http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html hier]. dort werden ein paar hintergrundinfos losgelassen, und modelle samt beschreibung aufgelistet. HTR-PM und BN-800 sagen ebenfalls hallo. ein klares konzept ist eben nicht erkennbar. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:55, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
::::::Neja gut, denke mal da hast du recht. Ich habe zumindest die realisierten Modelle in die [[Liste der Kernkraftwerke]] eingetragen und weitestgehend auch nicht realisierte Modelle in die [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]. Das Problem an der Sache, und das ist heute leider auch wieder so, ist die nicht eingegangene Spezifikation der Reaktortypen bzw. nur eine begrenzte Spezifikation seitens der Hersteller. So werden die französischen Anlagen unter einer angepassten Version im Contract Programme (CP) errichtet worden und entsprechend benannt, bis ich mal ein Dokument über dieses Programm gelesen habe und erst hier herausgefunden habe, dass es sich faktisch um die M310 von Westinghouse handelt, deren Rechte Framatome erwarb und auch an China weitergab, die faktisch die gleichen Anlagen immer noch errichten. Der CPR-1000 ist faktisch auch ein M310, nur eben auf chinesische Produkte angepasst. Das Problem ist aktuell wieder der Fall, denn der CEPR in China wird nur als EPR geführt obwohl faktisch Modifikationen vorgenommen wurden. Mal abgesehen davon gibt es viele Reaktoren die wieder in der Versenkung verschwinden und nie realisiert wurden, beispielhaft das [[Offshore-Kernkraftwerk Atlantic]] oder gar der ARGOS PHWR-380. Neja, irgendwann will ich mal die Entwicklungsschritte und diese in der Versenkung geendeten Reaktormodelle zusammenfassen. Dazu habe ich mal [http://photos-g.ak.fbcdn.net/hphotos-ak-snc6/166917_247677348640205_100001938259621_571772_567981661_o.jpg das hier] erarbeitet um zu sehen, wo eigentlich die Kompetenzen hingegangen sind. Ist aber tatsächlich äußerst schwierig zu erfassen, aber nicht unmöglich. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:38, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::::dann drück ich dir die daumen, sieht unübersichtlich aus xd! Grüße vom schwimmenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:22, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::::Danke dir, wohl gesagt, das waren nur die Unternehmen mit DWR-Anlagen und die wenigen Anbieter die für die Geschichte notwendig waren mit SWR! ;) --[[Benutzer:TZV|TZV]] 20:26, 15. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Frage #2 ==<br />
Moin. Mir ist aufgefallen, das du bei russischen systemen in die tabelle "Daten der Reaktorblöcke" bei "Reaktortyp" stets den reaktornamen reinschreibst, zb wwer-1200/123. Bei systemen anderer länder wie dem [[Kernkraftwerk Cattenom]] schreibst du hingegen nur "Druckwasserreaktor", statt "P'4". Absicht? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:15, 19. Mai 2012 (CEST)<br />
:Ja, das ist eine Frage die ich mir selbst nicht realistisch beantworten kann. Ich habe mich zumindest in den Artikeln nicht direkt entschieden. Bei Gundremmingen steht beispielsweise KWU-Baulinie '72 drinnen anstatt pauschal Siedewasserreaktor, Bei Würgassen statt AEG-Baulinie '69 einfach nur Siedewasserreaktor. Hinsichtlich des sowjetischen Systems unterscheide ich doch, da es sich bei den eigentlichen WWR, von denen die WWER abstammen um ein modulares System handelt, dass sowohl Siedewasserreaktor als auch Druckwasserreaktor sein kann. Auch hier ist wichtig zu unterscheiden, dass nahezu alle Druckwasserreaktorsysteme der Erde auf den Druckwasserreaktoren von Westinghouse basieren, aber die Sowjets mit dem WWR-System ein eigenes System entwickelten. Deshalb unterscheide ich zumindest hier weitestgehend. Eigentlich ist ja der Reaktortyp zumindest in den Artikeln selbst gefragt. Hatte ja schon überlebt überall die Linie in der Tabelle noch zu übernehmen, vielleicht wäre das noch eine Option. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:44, 19. Mai 2012 (CEST)<br />
:Nachtrag: Wenn du mal zeit hast schau dir mal die Tabelle im Artikel [[Kernkraftwerk William States Lee]] an. Vielleicht könnte man es so realisieren, wäre zumindest von der Breite her noch machbar. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:14, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
::gefällt mir. Gute Idee. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:35, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Would you mind? ==<br />
<br />
[http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 klick]...das übliche. Änderungswünsche, Kritik und Verbesserungsvorschläge willkommen. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:35, 23. Mai 2012 (CEST)<br />
[[Datei:Enrico Fermi Nuclear Generating Station cut.jpg|miniatur|Kernkraftwerk Enrico Fermi, mit den Kühltürmen Links, Block 2 in der Mitte und Block 1 rechts daneben]]<br />
:Also primär finde ich den Artikel soweit gut. Nur was man vielleicht noch etwas mehr hervorheben sollte wäre die Sache mit Obninsk, denn interessanterweise wurde das Projekt nicht unter dem Waffenprogramm sondern im Rahmen des zivilen Programms vorgenommen. Was nicht ganz richtig ist, ist der Export eines Magnox nach Nordkorea. Zwar ist das Design auf Basis des Magnox errichtet worden, die Pläne wurden aber unter der Hand von Japan entwendet. Die Anlage ist wenn man so will eine schlechte Kopie von Tokai-1, aber kein direkter Import seitens Nordkorea bzw. Export seitens Großbritanniens. Was auch falsch ist, ist dass Dresden das erste privat finanzierte Kernkraftwerk wäre. Tatsächlich handelt es sich jedoch um das erste privat finanzierte Kernkraftwerk um das [[Kernkraftwerk Vallecitos]]. Hierzu gibt es sogar [http://www.youtube.com/watch?v=zcBPChGr16g ein Video], aber soviel dazu. Das Bild vom Kernkraftwerk Enrico Fermi würde ich entfernen, da darauf der Brutreaktor nicht abgebildet ist. Auf commons gab es noch ein weiteres Bild, ich habe mal versucht es einigermaßen klar aus zuschneiden, vielleicht könnte man das nutzen. Alternativ könnte ich mich auch noch mal dran versuchen den Brutreaktor alleine aus zuschneiden und entsprechend aufzubereiten. Den ersten Satz im Abschnitt Sicherheitstechnik müsstest du mir auch noch mal erklären, was bedeutet maßgeblich? Wie ist das genau gemeint? Eventuell ist ja auch der Begriff Anti-Atom-Szene besser, denn es gibt ein paar Ökologisten (wenn man es so nennen kann :D) die hinsichtlich dessen sehr objektiv sind. aber ansonsten lässt sich der Artikel super lesen! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:56, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
:::danke erstmal, da ich das KKW Vallecitos nicht kannte. das mit Obninsk würde ich nicht herausstellen, ich hab nur die waffenverwendung von kkws explizit erwähnt, und nicht anders herum. Hab die magnox-kopie korrigiert, danke auch dafür. dresden korrigiert, ist laut betreiber "the nation’s first full-scale, privately financed nuclear power plant". Vallecitos auf platz 1 gesetzt. Dein bildvorschlag reingesetzt. das ausschneiden würde ich lassen, sonst sieht man nur pixelmatsch. das bild soll eh nur einen eindruck von der anlage vermitteln, abgesehen von einem betonklotz gibts von außen sowiso nix zu sehen. Öko-Satz gekürzt, war unnötig, bei "Kraftwerke" taucht die sache sowiso wieder auf. Ok so? Vlt hast du noch eine idee für "weblinks", dort sieht es so leer aus. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:52, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
::::Jetzt passt das soweit denke ich. Weblinks fallen mir keine direkt mehr ein. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:46, 24. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::noch was: ich hab mal ein bisschen rumgegurgelt, und nix explizites gefunden, was für shippingport oder obninsk als erstes kkw "welches ausschließlich friedlichen Zwecken diente" sprechen würde. vielleicht hast du noch ein paar quellen dazu? ich würde die formulierung sonst rausnehmen. Gruß und danke nochmal fürs drübergucken vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:38, 25. Mai 2012 (CEST)<br />
::::::Einerseits weil Kurtschatow es selbst so bezeichnete und weil man es sogar schon im Name des Reaktors selber findet, denn ''AM-1'' steht für ''Atom Mirny-1'', also ''friedliches Atom''! ;) Das ist mehr oder weniger der Sloagen unter dem das Programm lief. Weiter wurde die Anlage nicht wie die Plutoniumreaktoren, hervorgehoben die [[ADE-Reaktor]]en vom Ministerium für mittelschweren Maschinenbau betrieben sondern vom Ministerium für Kraftwerke. Zwar sind die Kernreaktoren vom RBMK-Typ vom Ministerium für mittelschweren Maschinenbau gebaut worden, die späteren WWER aber dann vom Ministerium für schweren Maschinenbau, dass keine militärischen Zweige zu Kernwaffen mehr hatte. Zu Obninsk vielleicht noch das: [http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull264/26404794246.pdf]. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:19, 25. Mai 2012 (CEST)<br />
:::::::sehr gut. hab es geändert. Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:49, 26. Mai 2012 (CEST)<br />
<br />
== Dies und das ==<br />
<br />
Moin, bei mir sind für die gen ii ein paar fragen aufgelaufen, die du vielleicht beantworten kannst:<br />
* Die SU setzte auf RBMK und WWER reaktoren. gab es aber eine standardisierung, zb das man nur RBMK errichten wollte?<br />
* Ein Volldruckcontainment kann das komplette wasserinventar des in ihm enthaltenen kreislaufs aufnehmen, ohne das eine druckentlastung nötig ist?<br />
* Die SU war keine marktwirtschaft, die energiepolitik war also staats- und nicht marktsache. Was waren die ziele? die kkw-fernwärmenutzung scheint mir im osten häufig vorzukommen.<br />
so, das wars erst mal xD. Weitere werden folgen ;-) Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:40, 30. Mai 2012 (CEST)<br />
: Hallo du Segelboot, ;) in der Sowjetunion war als erstes der RBMK da. Der RBMK selbst war mehr oder weniger das einzige wirtschaftlich Kernkraftwerksmodell in der Sowjetunion, seitens Igor Kurtschatow gab es aber nach einem Besuch in Amerika und die Kenntniss über Shippingport den Antrag seitens Kurtschatow beim ZK der KPdSU auch Druckwasserreaktoren für die Energiegewinnung zu nutzen. Nach dem Tod von Kurtschatow gab es darauf keinen direkten Einfluss mehr. Da Alexandrow, einer der Chefdesigner neben Dolleschal als Leiter der Akadamie der Wissenschaften nachrückte waren die wichtigsten Posten in der Hand der RBMK-Befürworter, weshalb zunächst diese Reaktoren vornehmlich gebaut wurden. Der WWER wurde nur noch als Modell für die RGW- und Bruderstaaten der Sowjetunion weiterentwickelt, da der RBMK in diesen Staaten nicht genehmigungsfähig ist aufgrund der raioaktiven Emissionen (die im übrigen beim WWER nur gering darunter lagen weshalb zwei Kilometer um WWER-1000-Anlagen die Landwirtschaft untersagt ist, genauso wie bei RBMK-Werken). Da die Sowjetunion nicht in der Lage war große Druckbehälter und Dampferzeuger zu fertigen, zumindest nicht das bisher einzige Werk, die Ischora-Werke in Sankt Petersburg, wurde Atommasch in Wolgodonsk errichtet. Da die RBMK mehr oder weniger den technischen Anschluss verloren und im Gegensatz zu den WWER-Werken weniger Verfügbarkeit aufwiesen wurden die meisten Werke mit WWER-Anlagen in der Folge ausgestattet, hauptsächlich mit WWER-1000. Mit der großen Serie von WWER-1000/320 konnte das mehr oder weniger standardisiert erfolgen, die einzigen RBMK-Werke die noch neu geplant wurden waren Ignalina und Kostroma. Die Effizienz ist einfach zu schlecht gewesen und im Betrieb eher teuer. Die WWER-Anlagen setzte sich letztlich sicherheitstechnisch durch, auch hinsichtlich der Planung großer Kernheizwerke (Gorki, Woronesch) und Kernheizkraftwerke (Odessa, Minsk, Chakiw, Wolgograd, Leningrad, Kiew, etc.). Hier war das Volldruckcontainment eine Innovation, die wie du bereits erkannt hast normalerweise den Druck des gesamten primären Kreislaufs aufnehmen kann unter der Voraussetzung, dass der Reaktor abgeschaltet wurde. Die primären Ziele der Kernenergienutzung in der Sowjetunion war die Unabhängigkeit von fossilen Energieträgern, da diese im Export mehr Gewinn bringen konnten. Ähnliches war auch für die RGW-Staaten geplant. Die Nutzung von Fernwärme ist mehr oder weniger nur nebenbei entstanden, da die meisten großen sowjetischen Städte große Fernwärmentze und Wärmelasten aufweisen. Die Sowjetunion war technologisch sehr weit fortgeschritten, sodass über 50 Kilometer Fernwärmeleitungen funktionabel überbrückt werden konnten. Allerdings ist wichtig zu unterscheiden, dass die Verwaltung der Kernkraftwerke seitens des Ministerium für Energie und Elektrifizierung durch das Tochterunternehmen Sojusatomenergo vorgenommen wurden, dass später unabhängige Stellen geschaffen hat bezüglich der Wartung und Sicherheit der Kernkraftwerke. Das Ministerium für Atomenergie, Minatom war lediglich für die Sicherheitsprüfung zuständig, hatte aber keine direkte Kontrolle über die Kernkraftwerke. Die Kernkraftwerke selber wurden zwar von Sojusatomenergo verwaltet, bilden aber selber noch einmal eine Organisation die den Betrieb übernehmen. Gerade praktisch, ich schreibe eine überarbeitung zum Kernkraftwerk Tschernobyl, hier waren nur alleine 3000 Arbeiter direkt bei Sojusatomenergo zur Verwaltung beschäftigt, die restlichen 8000 inkl. werkseigener Bauarbeiter waren beim Kernkraftwerk selbst beschäftigt. Das ist ziemlich kompliziert, aber UdSSR eben! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 22:52, 30. Mai 2012 (CEST)<br />
:: wow, danke --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 00:24, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
::: Vielleicht wäre noch die Erwähnung der Brutreaktoren vom Typ BN wichtig, denn gerade in diesem Zusammenhang experimentierte die Sowjetunion viel, Beispiel der BN-350 in Aktau, (zu Sowjetzeit Schwetschenko) und die Nachfolgeanlage BN-600 in Belojarsk, oder heute der BN-800 und die damals noch geplante Anlagen für das Kernkraftwerk Süd-Ural. Alle basieren auf den BOR-60, der übrigens auch für westliche Brutreaktoren oft als Basis diente. Am Ende der Sowjetunion lief sowieso alles darauf hinaus größere Anlagen zu errichten, so wie den WWER-1500 (die ersten Blöcke waren für Saporischschja vorgesehen, Saporischschja-7 und Saporischschja-8), RBMK-2000 und die RBMKP-Konzepte mit 2400, 3600 und 4800&nbsp;MW Leistung. Ein weiteres Modell wurde noch Entwickelt, das ist der VK-50, der einzige Siedewasserreaktor mit kommerziellen Hintergrund. Der Maßstab war zwar eher experimentell, auf dessen Basis aber die VK-300 und VK-500 entwickelt wurden, interessanter weise ist der RDB identisch mit dem WWER-1000-Druckbehälter, nur die Kerneinbauten für Siedewasserreaktoren modifiziert. Gab zwar massig Projekte, so unter anderem Werke in Fernost, genauer Primorsk, konnten sich aber bis heute nicht durchsetzen, wohl auch da es von NIKIET entwickelt wurde, die haben auch den RBMK und den Nachfolger den MKER entwickelt. Soviel noch dazu, das mir wichtig zu erwähnen schien! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 12:50, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
:::Nachtrag: und ganz wichtig ist noch das [[Kernkraftwerk Bilibino]] und die ehemals geplante baugleiche Anlage. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:03, 31. Mai 2012 (CEST)<br />
:::: ok, nochwas: hatte TMI ein volldruckcontainment? ich vermute aufgrund des unfallherganges ja --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:05, 1. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::::Ja, das Containment von TMI war ein Volldruckcontainment. Die Mark-I in Fukushima waren nicht für den Betriebsdruck ausgelegt, weshalb ja im Nachhinein das Belüftungssystem zur Druckentlastung an all diese Anlagen angebracht wurde, leider in ungefilterter Form. das beruht allerdings auf einen Konstruktionsfehler. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:55, 1. Jun. 2012 (CEST)<br />
sodelle. Guckst du bitte [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier] wieder drüber. verbesserungsvorschläge willkommen. ich hab die brüter bei "Reaktormodelle" nit aufgeführt, weil außer prototypen (noch) keine kommerzielle serie existiert. das konnte sich mit dem BN-800 ändern. Ist die mischung aus schemata und bildchen bei "Reaktormodelle" ok? vlt hast du noch eine idee für weblinks, sonst nehm' ich was öko-feindliches von novo. Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:08, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Neja, noch keine kommerziellen schnellen Brüter stimmt so gesehen nicht ganz, der SNR-300 hatte schon kommerzielle Maßstäbe, der BN-600 auch schon, ist aber tatsächlich mit dem BN-800 voll kommerziell geworden. Der BN-800 ist ja genau gesehen auch ein Modell der zweiten Generation. Die meisten kommerziellen Modelle wurden nur leider nicht in Betrieb genommen oder in den European Fast Reactor (EFR) integriert. Zum Artikel selbst würde ich wenn schon Browns Ferry erwähnt wird würde ich die Reihenfolge wenn entsprechend Anpassen. Browns Ferry war von 1975 nur bis Februar 1977 das größte der Erde, denn im Januar 1977 ging Biblis B in den kommerziellen Betrieb und bildete mit Biblis A nicht nur die beiden leistungsstärksten Kernreaktoren der Erde sondern auch das größte Kernkraftwerk der Erde. Erst im März 1077 juckste Browns Ferry mit der Inbetriebnahme des dritten Blocks dem Kernkraftwerk Biblis diesen Titel wieder ab, bis zu Inbetriebnahme von Unterweser 1979 war Biblis B der leistungsstärkste Kernreaktor der Welt, erst 1980 durch eine Leistungserhöhung konnte sich der Block den Titel wieder holen. Mit der Inbetriebnahme von [[Kernkraftwerk Ignalina|Ignalina]] 1983 war der Titel wieder weg. Denke mal als deutsche Errungenschaft sollte man das schon zumindest zum Teil erwähnen, oder zeitnah zu Brwons Ferry! ;) Zum WWER-System wäre vielleicht noch wichtig, dass dieses System für die RGW-Staaten außerhalb der UdSSR von Škoda vermarktet wurde, jedoch die Installation von Atomenergoexport durchgeführt wurde, die Komponenten kamen aber ausschließlich von Škoda aus der Tschechoslowakei. Das ist wichtig da sich Škoda dadurch heute zu einem Exporteur herauf gearbeitet hat, wenn auch meistens nicht alleine vermarktet. Im Bezug auf die rückläufige Zahl der Neubauten würde ich neben der ausreichenden Versorgung die in den USA besonders zum Vorschein gebrachten finanziellen Problemen einen Satz schenken, da sich die private Finanzierung erschwert hat aufgrund gestiegener Anforderungen und folglich höheren Planungs- und Baukosten. Insbesondere nach Three Mile Island. Zum NSC-80: nie gebaut ist leicht gesagt, es wäre genauer wenn man schreibt, dass sich kein Reeder hat finden lassen, leider. Zum Abschnitt Wirtschaftlichkeit: eine Anmerkung im Bezug auf den CPR-1000, dass es sich um einen Preis handelt da der Reaktor im eigenen Land gefertigt wurde, wäre wichtig. Denn tatsächlich spielt die Entfernung für den letztendlichen Preis je Kilowatt eine wichtige Rolle. Es sagt zumindest viel über den Preis von Kernkraftwerken aus, denn die Anlagen aus Frankreich, Kanada und den USA kosten mehr als 2000 Dollar je Kilowatt, während beispielsweise die beiden Anlagen in [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] genauso günstig wie der CPR-1000 für 1500 Dollar je Kilowatt errichtet werden konnte mit den inbegriffenen Exportkosten. CANDU ist auch noch wichtig zu erwähnen, dass die Erzeugung von schweren Wasser aufwändig ist und den Energieanteil für das Stromnetz senken lässt, da normalerweise der Verlust im System mit Anlagen vor Ort kompensiert wird, die geringe Mengen zusätzlich erzeugen. Ansonsten bin ich eigentlich zufrieden. Was man vielleicht noch beim RBMK erwähnen könnte ist, dass trotz des BE-Wechsels während des Betriebs nur 1190&nbsp;Tage maximal gefahren werden können, da der Austausch nicht schnell genug geht, um den Reaktor mit der Platzierung frischer Elemente immer mit entsprechender Spaltreserve zu fahren. Den entsprechenden Teil kannst du ja aus dem Abschnitt Betrieb [[Benutzer:TZV/Spielwiese 2|aus meiner Spielwiese]] mit Quellenangabe kopieren. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 18:45, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
ok, zu den einzelnen punkten. schreib einfach darunter, dann gehts schneller:<br />
* "kommerziell" und brütertechnik ist vor allem was die SU angeht nicht zu definieren, da planwirtschaft herrschte. ob der BN-800 zum kommerziellen erfolg wird hängt davon ab, ob weitere anlagen von "gewinnorientierten elektrizitäts-gesellschaften" errichtet werden. ich gehe zwar zu 100% davon aus, hätte aber gewartet, bis noch was neues aus Sanming oder Kasachstan kommt. aber ok, werds nachtragen.<br />
* Der satz ist aus dem artikel [[Browns Ferry]] übernommen: "Die Anlage nahm zwischen 1973 und 1976 den Betrieb auf und war zu dieser Zeit das größte Kernkraftwerk der Welt und war das erste Kernkraftwerk, das mehr als ein Gigawatt Leistung hatte." irgendwo ist da also der wurm drin<br />
* zu der vermarktung von WWER durch skoda würde ich nix reinschreiben, das gehört eher in den WWER artikel<br />
* "Im Bezug auf die rückläufige Zahl der Neubauten würde ich neben der ausreichenden Versorgung die in den USA besonders zum Vorschein gebrachten finanziellen Problemen einen Satz schenken, da sich die private Finanzierung erschwert hat aufgrund gestiegener Anforderungen und folglich höheren Planungs- und Baukosten." Gehört das schon zu den Gen III standarts? oder unabhängig davon?<br />
* bei NSC-80 ergänzt<br />
* das mit dem preis ist so eine sache, und natürlich stark von der anlage u dem standort abhängig. Die spez investitionskosten des [[Kernkraftwerk Civaux]] wären hier interessant, um einen kostenbereich angeben zu können. nach heutigen preisen wird man nur mit dem CPR-1000 eine vernünftige aussage machen können, da die modernsten WWER-1000 alle gen III sind. sonst ist in sachen gen II sogut wie keine bauaktivität, von exklusivanlagen wie schwimmenden dingen oder atucha 2 abgesehen.<br />
* candu ok so?<br />
* RBMK 1190 tage eingefügt<br />
Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 19:54, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Hm, bei Browns Ferry hatte ich mich nach der Netzsynchronisation gerichtet. Da du 1977 geschrieben hattest habe ich gedacht du nimmst als Referenz den kommerziellen Betrieb. Man kann hier variieren. Aus meiner Sicht wird bereits mit der Stromerzeugung der Betrieb eines Blocks begonnen und richte mich normalerweise nach diesen Daten, dann passt das Datum. Ein anderer geht davon aus, dass erst ab dem Moment indem der Block in den regulären Betrieb geht wirklich in Betrieb ist. ich bevorzuge ersteres weil es IAEA-Standard ist. Das im Bezug auf die Sicherheitsstadard bezieht sich noch auf zweite Generation, die wurden noch 1980 eingeführt und führten letztlich zum Scheitern der Generation II-Neubauten weil die Pläne teilweise neu geprüft und überarbeitet wurden. Bezüglich der Kosten [http://books.google.de/books?ei=lVfKT8TCHJHasgbn7rGbBw&hl=de&id=RNTzAAAAMAAJ&dq=chooz+investment+costs+%24%2Fkw&q=chooz#search_anchor hätte ich was] für Chooz B-1, der 5000&nbsp;Franc je Kilowattstunde 1982 kostete. Denke mal der Rest passt jetzt so. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:21, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
ok, lassen wird es mal so um textkonsistent zu sein. denn man es bei browns ferry ändert, sollte man es eben auch bei gen II ändern. die tmi-usa-sicherheitsthematik hab ich eingearbeitet. wenn chooz B-1 5000frc/kW(1982) gekostet hat, macht das 762eur/kW(1982). bei 2% inflation ergibt sich nach 25 jahren (also 2007) 1250 eur/kW. Du wirst lachen, aber es sind 1550 usd/kW. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 21:11, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
: Genial! ;) Neja ich kenne es nur von den CANDU-Anlagen in Qinshan, die hatten glaube ich rund 2100$/kW gekostet, wenn nicht sogar mehr. Man sollte trotzdem Anmerken, dass es sich auf den Bau von Werken im eigenen Land bezieht, auch wenn heute nicht mehr Anlagen der zweiten Generation exportiert werden, früher wurden sie es. Man kann es ja mal im Raum stehen lassen, kann ich im Laufe des Sonntags noch was beifügen. Einmal Export des KKW Dayawan von Frankreich nach China und Buschehr das alte KWU-Projekt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 21:43, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
:: seufz, mein atomium ist flöten gegangen. es gibt kein gescheites commons-bild dazu. Und sonst: Bastel ruhig rein, dann kann ich mal pause machen xD --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:06, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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== Linkleichen? ==<br />
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Moin. Wenn ich bei google [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+epr&oq=nucleopedia+epr&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...1945.5347.0.5619.15.14.0.1.1.0.189.1705.6j8.14.0...0.0.8_UDC_eO8aQ&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia epr], [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+rbmk&oq=nucleopedia+rbmk&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...116423.117255.3.117518.4.4.0.0.0.0.157.477.2j2.4.0...0.0.oMPHU_TpBog&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia rbmk] oder [https://www.google.de/webhp?hl=de&tab=ww#hl=de&sclient=psy-ab&q=nucleopedia+spielwiese&oq=nucleopedia+spielwiese&aq=f&aqi=&aql=&gs_l=hp.3...11388.14818.2.14953.14.12.2.0.0.0.111.1045.10j2.12.0...0.0.M_uPdZmenTY&pbx=1&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=166609642ed9b7d1&biw=1920&bih=977 nucleopedia spielwiese] eingebe, findet goooogle immer eine seite mit " en.nukes.tk/wiki/abcdefghij.. ". Weißt du woher das kommt? beim anklicken landet man dann immer auf [http://searchmagnified.com/?dn=ROBLOAMB.TK&pid=7POX57615&_=1338671229 einer leeren seite]. Gruß vom fragenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:12, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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PS zur Info: Herr Trummler hat [http://oekoreligion.npage.de/willkommen.html den link korrigiert]. Er will auch bald eine seite "Das Kernkraftwerk der Zukunft" einrichten.<br />
: ja, die Seite war eine meiner Versuchsurls für die Nucleopedia. Kümmere mich bei Google morgen darum. Dass der Link nun.richtig ist ist schön. Das mit der Seite habe ich schon bei eike klima oder wie die Seite hieß gesehen. Mal so nebenbei: von den Generation IV-Konzepten halte ich alle wenig zukunftsweisend da sie.leider alle für den Betreiber nicht Benutzerfreundlich sind, nur dem SCWR und HTR-Konzepte räume ich chansen ein, soviel dazu ;) beste grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 23:56, 2. Jun. 2012 (CEST)<br />
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::du pessimist ;)! Ob sich Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum rechnen hängt davon ab, ob die BE einer Wiederaufarbeitung unterzogen werden. Ob sie benutzerfreundlich sind hängt wohl davon ab ob es gelingt, die komplexität zu reduzieren und die zuverlässigkeit zu erhöhen. Da bin ich vorsichtig optimistisch. SCWR und HTR haben sicher sehr gute marktchancen, wobei der HTR nur bei kleinen anlagen interessant ist. Wenn typische Industrienationen (zb die Türkei) aber > 10 GW an nuklearer Erzeugungskapazität bauen wollen macht es mehr Sinn, extrem große Anlagen zu bauen. Bei 1 GW pro Anlage muss man alles 10x fertigen, bei 2 GW Blockleistung nur 5 mal. Der GFR scheidet hier aufgrund seiner leistungsbeschränkungen aus, ebenso HTR. Bleibt SCWR, MSR und FBR. Beim MSR benötigt jedes KKW seine eigene WAA, scheidet also auch aus, da der Größendegressionseffekt nicht zum tragen kommt - außer man würde den MSR mit >>2 GW Blockleistung bauen, was ich Herrn Trummler als Konzept unterstelle. Bleibt der SCWR und irgendwas schnelles mit flüssigmetall übrig, beides läßt sich mit >1500 MW bauen. Gibts was neues bei en.nukes.tk/wiki/asdfhjl? Und schöner Artikel über [[Kernkraftwerk Tschernobyl|das Zippo unter den Kernkraftwerken]] Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:54, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
::: Na ganz so einfach ist das mit der Leistung nicht. Dass man statt zehn Mal ein Gigawatt auch fünf mal zwei Gigawatt bauen kann ist zu Einfach gedacht, denn umso größer die Anlagen werden, desto mehr zusätzliche Überkapazität muss man bauen wenn solch eine Anlage vom Netz ist. Das ist normal der doppelte Wert, für die Tatsache Wartung + eventuellen Ausfall einer Anlage. Das war viel zu einfach gedacht, deshalb bin ich auch kein Freund von Anlagen über 1500 MW. Den EPR verschmerze ich noch, aber der Netzbedarf lässt sich gut aufgeteilt am Besten mit Anlagen zwischen 1000 und 1500 MW Leistung regeln. Man kann so große Kraftwerksleichen, die nur alle paar Tage in Betrieb gehen wegen eventuellen Ausfällen im Bezug auf Wartung oder ungeplant, verhindern. Man darf ja nicht Vergessen, dass der Stillstand eines Kraftwerkes, egal welches, teuer und Kostenintensiv ist. Größere Anlagen sind logischerweise in der Reserve unsinnig, deshalb lieber kleinere Grundlastwerke zur einfacheren Regelung. Zu klein dürfen sie auch nicht sein, sonst gibt es mit der Netzregelung Probleme. Wichtig da oft nicht berücksichtigt! ;) MSR ist aus meiner Sicht sowieso nur ein Schreckgespenst, da wird nicht viel übrig bleiben. Hochtemperaturreaktoren hinsichtlich chemischer Prozesse eventuell, hier ist der Gasturbinen-Hochtemperaturreaktor (GT-HTR) interessant. Soviel dazu. Danke für das Lob für den Artikel, hat jetzt auch Überwindung gekostet, denn der Artikel schlummerte seit Monaten im Entwurfsstadium, die Werkskarte immer noch, fehlt noch die Schaltanlage.^^ Werde aber wohl die Karte nach Stand 1986 machen, da wichtige Gebäude heute schon abgerissen sind. Mal sehen, jetzt will ich noch San Onofre fertig schreiben, danach muss ich mich mal dem RBMK-Entwurf widmen. Der Plan sieht aktuell vor für RBMK-1000 und RBMK-1500 eigene Artikel zumachen, die sind konstruktiv schon ziemlich unterschiedlich. Vielleicht kommen dann noch die anderen RBMK-Konzepte. Im Bezug auf das nukes.tk hat sich noch nicht viel getan, war ziemlich im Stress in den letzten Tagen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 19:33, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::: ok, aber das mit der größe ist relativ. Vor 50 Jahren hatten Kraftwerke noch eine Leistung von 500 MW oder weniger, der Verbrauch war ebenfalls niedriger. Wenn man mal von einer Verdopplung der Nachfrage (und des Angebotes) ausgeht, sind 1000 MW das maß. Heute sind tatsächlich fast alle kohle- oder kernkraftwerke in diesem bereich. Klar können 500 MW-Kraftwerke die Ausfälle eines 2-GW-Klotzes nicht so leicht stemmen. Wenn das Netz aber nur Kraftwerke mit 1 GW oder mehr hat sollte das mühelos gehen. Es gibt seit Jahren einen trend zu steigenden leistungen, bei allen arten von kraftwerken. Der EPR fängt mit 1600 MW an, und wird noch weiter steigen. Der APWR fängt mit 1500 MW an, und soll(te) bei den amerikanischen Anlagen mit 1700 MW starten. ABWR mit 1250 MW, der ABWR-II geht auf 1600 MW hoch. Die chinesen lizensierten sich den AP1000, nur um mit dem CAP1400 auf 1400 MW hochzugehen. Der ESBWR fängt gleich mit 1500 MW an. Niemand würde auf die Idee kommen, mit einer Ameise einen Berg abzutragen. Wenn die Netze das verkraften, geht das schon. Gruß und frohes schaffen vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:18, 5. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::::Nagut, der Leistungsansteig hat aber auch was mit besseren Technologien zu tun, hinsichtlich effizienterer Turbinen und Generatoren. Technisch mag das zwar möglich sein, will ich auch nicht bezweifeln, aber nicht auf einer wirtschaftlichen Basis. Da müssen immer Kraftwerke in der Lastfolge fahren, das ist nicht gut und macht die Regelung der Netze wieder komplizierter, insbesondere bei unvorhersehbaren Lastanforderungen oder Lastabfällen. Die aktuelle Leistungssteigerung ist logischerweise mit den stetigen Strombedarf und Stromschwankungen gestiegen. Da macht es auch Sinn. Es macht aber keinen Sinn riesige oder zu kleine Anlagen zubauen, wenn diese den Anspruch des Stromnetzes nicht erfüllen können. In Finnland ist das weniger ein Problem, die Regeln mit Importen von Atomstrom aus Russland, Frankreich fährt grundsätzlich einige Blöcke in der Lastfolge weil der Strombedarf dort zumindest stabil ist aufgrund der Auslastung durch Elektroheizungen und der Tatsache, dass preiswerterer Strom zur Verschwendung führt. Die optimale Kombination ist die Anpassung der Kraftwerke auf Lastzentren und keine pauschalen Kraftwerksgrößen. Die großen Anlagen sind für Japan als kleines Land mit mehr oder weniger stromintensiven Lastzentren auf große Anlagen angewiesen, in den USA auch. In Europa liegt die optimale Leistung eines Großkraftwerks bei 1400 bis 1500, da passt der EPR noch rein. Sofern das Wachstum anhält könnte man auch auf größere Anlagen spekulieren. Nur wenn die Abnehmer zu Dezentral gelegen sind und die Besiedlungsdichte für die Leistung nicht ausreicht, dann eignet sich dort auch kein Kernkraftwerk mit 2 Gigawatt oder mehr. Sämtliche Kernkraftwerke zumindest in Deutschland sind nach diesem Kriterium gebaut worden und das ist der wichtige Punkt. Soviel dazu ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 16:34, 6. Jun. 2012 (CEST)<br />
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== im osten was neues... ==<br />
[http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 so ok?] Wenn du mehr infos hast, oder noch was dazutun willst, immer her damit. Ich hab grad eeeewig zeit & lust. Ich hab schon nucleopedia-standardboxen genommen, deshalb sieht's in wiki etwas doof aus. Erscheint das mini-kkw auf der karte dann automatisch? im vorschau-modus war es nicht da. Gruß vom allgegenwärtigen [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:55, 15. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Hallo Segelboot, ja ich hätte da noch ein bisschen was dazu. Erst mal zu der Karte mit dem Mini-Kernkraftwerk: Das kommt dann automatisch. Sobald die Infobox merkt, dass die Koordinaten eingetragen sind, erzeugt die darin enthaltene Markerkarte automatisch mit der entsprechendes Karte von Litauen die richtige Position mit dem KKW-Icon. Zum Kernkraftwerk selber könnte man zumindest in der Planungsphase noch ein Jahr zurück gehen, zum wirklich allerersten Gespräch im Jahr 2006. Hatte vor drei Jahren mal nen Artikel angefangen gehabt, aber über die Absprachen und eine etwaige Alternative kam ich nie hinaus. Ich kopiere es einfach mal hier her, du kannst dann das entnehmen, was du für Sinnvoll hälst:<br />
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<nowiki>=== Geschichte ===</nowiki><br/><br />
Nachdem die Stilllegung des Kernkraftwerks Ignalina sicher war, lud Litauen im Juli 2006 die Nachbarstaaten Lettland, Estland und Polen ein,<ref name="ISBN_3829716664">Carolyn Bain: ''Estland/ Lettland/ Litauen, Ausgabe 2''. In: Lonely Planet. Lonely Planet, 2010. ISBN 3829716664.</ref> die einen großen Teil der im alten Werk erzeugten Energie bezogen,<ref>''Wochenbericht, Band 65''. 1998.</ref> zur Kooperation für ein neues Kraftwerk ein, dass Litauen als Lösung favorisierte. Im Februar 2007 stimmten die Länder dem Plan für ein neues Kernkraftwerk neben der bestehenden Anlage zu und bewilligten ein Budget von 6,7&nbsp;Milliarden Euro.<ref name="ISBN_3829716664"/> Der Grund weshalb ein neues Kernkraftwerk errichtet werden soll ist die Unabhängigkeit von Russland als Energielieferant in Form von Elektrizität und Gas.<ref>Mez Lutz/de Haan G/Gerhold L (Hrsg.): ''Atomkraft als Risiko''. Peter Lang. ISBN 3631558279.</ref> Noch im Frühling 2007 begann die Lietuvos Energija AB mit der Umweltverttäglichkeitsprüfung für das neue Kernkraftwerk am Standort. Untersucht wurden zwei Standorte, einer westlich des alten Kernkraftwerks, einer östlich, der ehemals für weitere Reaktoren des Kernkraftwerks Iganlina vorgesehen war. Ziel ist es zudem die Infrastruktur des alten Kraftwerks zu übernehmen, zumindest in den Teilen, in denen es möglich ist, vorgehoben die Nutzung der Zu- und Ablaufkanäle, elektrische Systeme und die Anschlüsse an das Elektrizitätsnetz. Ebenso soll das Umweltüberwachungsystem übernommen werden.<ref name="EIA">''Environmental Impact Assessment Report New Nuclear Power Plant in Lithuania (Final Report)''. 27.&nbsp;März 2009. ([http://www.vae.lt/files/NNPP_EIAR_D5_270309_EN_part1_1.pdf Online Version], englisch)</ref><br />
<br />
Im Februar 2008 kündigte Russland erstmals den Bau eines neuen Kernkraftwerks in Kaliningrad an. Die neue Anlage soll in direkter Konkurrenz mit dem Kernkraftwerk Visaginas stehen. Die Positionierung des [[Kernkraftwerk Kaliningrad|Kernkraftwerks Kaliningrad]] ist absichtlich in der EU vorgenommen worden, sodass es mit dem EU-Netz synchronisiert werden könnte. Das Hauptziel dieser Anlage ist der Export von Elektrizität in andere Länder, vornehmlich in die EU. Der Standort befindet sich 50&nbsp;Kilometer von der Grenze zu Litauen entfernt. RAO Lietuva hat mit Russland bereits ein Abkommen über den Import von 1000&nbsp;MW nach Litauen aus dem neuen Kernkraftwerk geschlossen.<ref>World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Russa.'' Abgerufen am 16. Juli 2011. ([http://www.world-nuclear.org/info/inf45.html Webpräsenz])</ref> Weiter plant auch Weißrussland eine neue Anlage nahe [[Kernkraftwerk Ostrowets|Ostrowets]] das erste eigene Kernkraftwerk zu errichten. In den Medien werden die drei Projekte in Visaginas, Kaliningrad und Ostrowets als eine art nuklearer Wettkampf wahrgenommen. Seitens Litauen werden diese Projekte als Provokation wahrgenommen.<ref>Vaida Pilibaityte: ''Nuclear Energy Discourses in Lithuania and Belarus''. Budapest, Mai 2010. ([http://www.etd.ceu.hu/2010/pilibaityte_vaida.pdf Online-Version], englisch).</ref> Zumindest gegen den größten Konkurrenten, das Kernkraftwerk Kaliningrad, reichte Litauen einen Antrag auf eine Resolution beim Europarat ein.<ref name="Russland-Aktuell-2010-04-30">''Litauen klagt gegen Atommeiler in Kaliningrad''. In: Russland Aktuell, 30. April 2010. ([http://www.kaliningrad.aktuell.ru/kaliningrad/wirtschaft/litauen_klagt_gegen_atommeiler_in_kaliningrad_112.html Online-Version])</ref><br />
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<nowiki>=== Kritik und Alternativen ===</nowiki><br/><br />
Umweltaktivisten aus Litauen protestieren im April 2010 erstmals gegen das Projekt in Visaginas, allerdings auch gegen die anderen beiden Kernkraftwerke in Kaliningrad und bei Ostrowets.<ref name="Russland-Aktuell-2010-04-30"/><br />
<br />
Eine Alternative zum Kernkraftwerk wäre der Zubau von Windkraftanlagen an der Ostseeküste. Theoretisch könnte Estland seinen gesamten Strombedarf hierdurch decken. In Litauen und Polen wäre der Ersatz durch landwirtschaftliche Kraftwerke die Biomasse nutzen möglich. Dies würde nach Sascha Müller-Kraenner, Mitglied des Ecologic Instituts in Berlin das Kernkraftwerk, sowie Stromexporte aus Russland überflüssig machen.<ref>Sascha Müller-Kraenner: ''Energy security: re-measuring the world''. Earthscan, 2008. ISBN 1844075826.</ref></pre><br />
<br />
<nowiki>=== Einzelnachweise ===</nowiki><br />
<references /><br />
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:Der letzte Abschnitt ist fragwürdig, wollte aber auch eine Alternativmeinung. Im Bezug auf die Abnahme der Elektrizität aus einer der anderen Kernkraftwerke gibt es in Litauen mittlerweile eine Resolution, dass das Land [http://www.kaliningrad.aktuell.ru/kaliningrad/wirtschaft/litauen_klagt_gegen_atommeiler_in_kaliningrad_112.html keine Elektrizität] aus Kaliningrad abnehmen werde. Nur so nebenbei, ist aber auch wichtig hinsichtlich der Gründe für die eigentliche Entwicklung des eigenen Kernkraftwerks. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:10, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
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::also danke erstmal. ich hab den ersten abschnitt mit meinem vermählt und einen zweiten komplett übernommen. Ok so? Zu deinen "Alternativen": Ich hab mal vor langer zeit ein paper gesehen wo die benötigte backup-kapazität der verschiedenen "erneuerbaren energien" aufgelistet war: Wind lag bei 80%, solar bei 90%. Das kannst du auch [http://www.life-needs-power.de/2004/pdfs/040421_15.00.pdf hier] nachlesen, was ich auf die schnelle gefunden habe: ''Windenergie reduziert Einsatz vorhandener Kraftwerke ohne diese zu ersetzen...Mindestens 80% der installierten Windenergieleistung sind durch konventionelle Kraftwerke abzusichern...„Kapazitätslücke“ wird nicht durch Windenergieanlagen geschlossen''. In ein netz muss eben immer soviel saft eingespeist werden wie verbraucht wird, zufallsstrom von wind und sonne sind nutzlos. Man muss nur alles doppelt bauen, was geld kostet. Ich hab deshalb seit Jahren auf [http://www.science-skeptical.de/blog/co2-vermeidung-durch-%E2%80%9Eerneuerbare-energien/007891/ das] gewartet, weil von mir längst vermutet. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:03, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
::: Durchaus, da stimme ich dir zu. Im Bezug auf die Alternativen war das nur so nebenbei genannt worden und ist auch weniger wichtig da de facto diese Leistung nicht durch diese unregelbaren Quellen zuverlässig gewonnen werden kann. Eigentlich wollte ich dann noch weiter hinaus auf den Zukauf von Atomstrom aus Weißrussland oder Kaliningrad, denn tatsächlich würde von den Kosten her das noch billiger kommen. Aus meiner Sicht ist Kaliningrad sowieso nur Zweck zur Anbieterabschreckung eines ebenso de facto zu unzuverlässigem Projekt in Litauen. Zwar ist die Finanzierung ziemlich sicher, große Reaktoren aber zu teuer. Bei der ersten Ausschreibung hatte sich nur Südkorea beworben, allerdings nach zwei Wochen von selbst vor Ende der Ausschreibung aufgrund der schlechten Aussichten das Angebot zurückgezogen. Das mit Hitachi war mehr oder weniger Glück aufgrund der geschlossenen Ausschreibung bzw. die Initiative einfach mal anzufragen anstatt auf Angebote zuwarten. Finde aber am interessantesten, dass das kein EU-ABWR ist sondern ein Standard-ABWR. Neja, bin gespannt was daraus wird! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 17:58, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
:::: ich auch xD. Das Ziel ist aber die Energieunabhängigkeit zu waren, da die Moneten heute richtung osten fließen. Da spielen auch gesamtwirtschaftliche überlegungen eine rolle. Russische versorger zahlen in litauen keinen steuern, und beschäftigen auch niemand. Ich sehe das projekt deshalb weniger kritisch. Nur sind die stromgestehungskosten (abgeschrieben) erschreckend hoch, vmlt. wegen der geringen auslastung (nur 43-72%) und des geringen abbrandes von etwa 45 GWd/t. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:09, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
PS: hab den artikel reingesetzt. könntst du ihn noch babysitten, dh KATs usw? du hast den überblick über dein werk ;) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:17, 16. Jun. 2012 (CEST)<br />
:Kategorien sind drinnen, auch drei Weiterleitungen zum Artikel. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:06, 17. Jun. 2012 (CEST)<br />
::thx--[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 12:19, 17. Jun. 2012 (CEST)<br />
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== KKS ==<br />
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Moin, ich hab [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Stade&action=history hier] mal etwas gewütet. Dabei sind mir zwei unklarheiten aufgefallen:<br />
# "''Allerdings gab es einen größeren Zwischenfall, der nach Ansicht der Experten zu einer Kernschmelze hätte führen können. Man stellte fest, als beim Einfahren von Steuerstäben mehrere feststeckten, dass der Kern in eine Schieflage gekommen war. Bei einer Schnellabschaltung in einem kritischen Zustand hätte dies wahrscheinlich zu einem Unfall führen können, da der Reaktor nicht voll abgeschaltet werden könnte.''" Ist die Notborierung dabei berücksichtigt? <br />
# "''Um trotzdem eine Stilllegung zu erzwingen, beziehungsweise vorerst die Betriebserlaubnis der Anlage zu entziehen, wurde von den Grünen im April 1983 ein entsprechender Antrag eingereicht, der von der Mehrheit abgelehnt wurde.''" Wo? In den Landtag?<br />
Gruß vom apfelessenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:44, 27. Jul. 2012 (CEST)<br />
<br />
Zweiter Fall [http://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Buschehr&action=history hier]:<br />
# "'' Die Kapazität sollte bei 200000 Kubikmeter Wasser pro (?) liegen.''" Hier war keine Einheit angegeben, ich setzte mal ein: pro (?)<br />
# "''Da die Kraftwerk Union AG damit nicht einverstanden war, klagte sie am Gerichtshof in Genf. Der Iran gewann letztendlich den Prozess.''" Welcher gerichtshof? Der Internationale Gerichtshof?<br />
<br />
Gruß zum Zweiten vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 01:51, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
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: Sei gegrüßt, zu den einzelnen Punkten beim KKS:<br />
# Ich denke mal nicht, dass das berücksichtigt wurde. In dem Buch, das ist schon eine weile her, als ich die Informationen aus dem Buch für den Artikel verwendete, steht zumindest drinnen, dass es dazu hätte führen können, wenn eine sekundäre Störung auftaucht. Das ist ziemlich schwammig, vielleicht wäre lediglich eine Erwähnung des schiefen Kerns ausreichend und dir Reparaturen.<br />
# Der Antrag war im Landtag.<br />
<br />
Zu Buschehr:<br />
# Gemeint waren Kubikmeter pro Tag.<br />
# Ja, sie klagten am ständigen internationalen Gerichtshof.<br />
<br />
Ich bessere das mal aus, das sind schlimme Fehler aus meiner Sicht, die so nicht vorkommen dürften. Ich denke dir jedenfalls für deine Aufmerksamkeit im Bezug auf die Fehler! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 11:24, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
: kein problem. Ich liebäugle momentan damit, langfristig einen artikel zum uranbergbau zu schreiben. Wiki hat einen guten artikel zu [http://de.wikipedia.org/wiki/Uranlagerst%C3%A4tte uranlagerstätten], aber der artikel [http://de.wikipedia.org/wiki/Uranabbau uranabbau] ist sehr ökoreligiös und dünn, der mühlenprozess wird nicht dargestellt. Ich hatte ursprünglich die idee lagerstätten und abbau in einen artikel "uranbergbau" oderso zu packen, was aber sehr lang wird. Ich würde bei "uranlagerstätten" nicht alles übernehmen, nur wo im gestein es liegt, und wie es abgebaut wird. Das ganze würde etawa [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 so] aussehen. Wiki teilt das ganze eben in 3 artikel auf. Das themengebiet "Brennstoffwirtschaft" im [[Portal:Kernkraftwerk]] ist noch sehr leer xD. Schon mal gedanken darüber gemacht? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 13:22, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
:: Hm, das ist wirklich ein sehr, sehr langwieriges Thema, in dem ich nur bedingt Fachwissen habe. Mehr als einen Artikel zur [[Uranerzaufbereitungsanlage Mydlovary]] habe ich nie geschrieben, wobei ich den auch nur geschrieben habe weil es von Temelín aus nur ein Katzensprung war und ich Fotos schießen konnte. :D Hinsichtlich der Uranvorkommen habe ich mich mal schlau gemacht, wo denn welche auf der Erde verteilt sind, also hinsichtlich der kleinen, weniger bekannten Abbaugebiete und Vorkommen in Westdeutschland, Russland, Japan (ist wohl der einzige Rohstoff den das Land besitzt) und anderen kleineren Ländern wie Kasachstan usw. und in der Folge dir Gründe, weshalb der Abbau erfolgt oder weshalb er scheiterte. Sonst ist mein Wissen hier nur sehr Begrenzt. Hinsichtlich Brennstoffwirtschaft habe ich neben der Förderung, Aufbereitung und Verarbeitung des Urans an die Aufarbeitung, den Einsatz in Kernkraftwerken und/oder Forschungsreaktoren, Kernwaffen, etc. gedacht. Ich bin aber immer gerne für Vorschläge offen, wie gesagt das ist nicht so mein Gebiet, auch wenn ich es besser wissen müsste. ;) Aber die Integration in einen Wartikel wäre sinnvoll, denn Uranabbau und die Lagerstätten behandeln ein und das selbe Thema: Die Vorkommen selber und die Vorkommen wie sie abgebaut werden. Die Aufbereitung gehört auf alle fälle noch dazu, zumal die meisten Mühlen, wie eben die Uranerzaufbereitungsanlage in Mydlovary in direkter Nähe zu den Abbaugebieten betrieben wurden. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 14:07, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::: gut, dann pack ich das zusammen. Am Ende wäre die Artikelkette: ''Uranförderung - Anreicherung - Kernbrennstoff - [[Kernkraftwerk]] - Wiederaufarbeitung - Endlagerung'' sinnvoll, welche in einem extraartikel [[Brennstoffkreislauf]] (offen, geschlossen, blabla) nochmal durchgekaut werden kann. Noch ne frage: Woher bekam Mydlovary sein uran? Wie du schon richtig gemerkt hast sind die mühlen direkt am abbaugebiet. Vielleicht wäre es langfristig sinnvoll für Uranminen eine infobox zu verfassen, und die jeweilige mühle+vorkommen in einem artikel "Uranmine XYZ" zusammenzufassen. Endlager wie das [[Endlager Tammiku]] besitzen auch eine box. Mit Schlägel-und-Eisen-Symbol, und demselben farbschema. Hier könnte man sich auch detailiert über die entstehung des jeweiligen uranvorkommens auslassen. Aber nur gaaaaaaaaaaaaaanz langfristig xD. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:54, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::Für die Kette kann man ja ne Navileiste mit dem Titel ''Brennstoffwirtschaft'' am einfachsten. Woher Mydlovary genau das Uran bekam ist fraglich. Es müsste vor Ort tatsächlich eine Mine gegeben haben, ich bin mir aber nicht sicher, denn aus der Literatur ist mir nur bekannt, dass eine ganze Menge per Bahn angefahren wurde. Allerdings führt Mydlovary in seinem [[:Datei:Mydlovary CZ CoA.png|Wappen]] auch einen Schlägel mir Spitzhacke, allerdings gibt es in Mydlovary Braunkohlevorkommen, die für das südlich liegende Kohlekraftwerk abgebaut wurde, später wurde sie aus Sokolov bezogen. Ich denke mal, dass man das mit dem Uran so auch gemacht hat, denn in Jachymov war die Aufbereitungsanlage ziemlich schnell ausgelastet, sekundär könnte auch Uran aus der DDR dort aufbereitet worden sein. Eine Infobox könnte man schon machen, aber ich denke hier muss man bei den Anlagen noch etwas differenzieren, solange das hier nicht genau geklärt ist. Ich wüsste zumindest nicht wie ich das nachweisen kann, höchstens mal die Gemeinde anschreiben - sofern die da Internet haben, das sah da als ich dort war alles noch ziemlich unterentwickelt auf, zumal ich mich nicht unbedingt da lange aufhalten wollte, da radioaktive Partikel da doch schon ziemlich in der Luft waren und der Geigerzähler da schon teilweise um mehrere µSv aus. Da bin ich mir nicht sicher. Infobox kann man immer machen, die Infobox für Endlager war nur kurzfristig entstanden, da man gut so die Daten von der NEWMDB der IAEA übernehmen konnte! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 20:35, 28. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::: ah, ok. Die frage ist aber eher ob jede mine eine mühle besitzt, oder ob es auch minen ohne mühle gibt, wo das erz erst zu einer zentralen mühle geschafft werden muss, welche mehrere minen bedient. Letzteres glaubte ich nicht, da bei urangehalten von 1000 ppm (1 Promille) der transportaufwand zu hoch wäre. Kupfer und andere rohstoffe werden auch bei jeder mine vor ort "gemühlt". Mir geht es erstmal darum zu sagen: "wenn jede mine eine Uranerzaufbereitungsanlage (=mühle) besitzt, kann man das auch in einem artikel "Uranmine XYZ" zusammenzufassen". Allerdings ist in der nähe von Mydlovary keine u-mine, ebenso bei den andern cz-mühlen. Dort scheint man tatsächlich den aushub ein paar 100 km durch die lande gefahren zu haben, um ihn aufzubereiten. Hmpf --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 14:25, 29. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::::Ich denke mal das zusammenlegen geht pauschal so nicht. Wobei auch in den Uranminen in Niger, Australien oder Kanada vor Ort eine Mühle steht. In der Tschechoslowakei gab es aber auch Minen, die vereinzelt in der Landschaft ohne Weiterverarbeitungszweige standen, beispielsweise die Minen um Litomerice, deren Ertrag aber zur Uranerzaufbereitungsanlage Stráz gebracht wurden, die wiederum zu einem Minenkomplex gehörte. Man muss wohl noch nebenbei anmerken, dass Mydlovary einer der wenigen Aufbereitungsanlagen war, die durch Tschechen betrieben wurde und nicht wie andere Minen und Anlagen durch Gefangene aus den anliegenden Lagern. Wohl gesagt, Mydlovary wurde 1989 durch die Gesellschaft Interuran aus der Bundesrepublik Deutschland übernommen. Allerdings hat die Anlage tatsächlich ihr Uran aus der ganzen tschechischen Republik gewonnen, sogar mit importierten Uran wurde hier gearbeitet. Zumindest laut [http://www.wise-uranium.org/pdf/ujsmaped.pdf diesem PDF]. Ich finde die Seite zwar Informativ, die Informationen sind jedoch mit Vorsicht zu genießen, da hier die Vorurteile ohne objektive Begründung in den Vordergrund gerückt werden. Zusammen führen kann man sie nicht. Die Frage ist dann sowieso: Wäre das Kernkraftwerk Temelín in der nicht weiter nachgegangenen Projektion bei Dubenec ein Teil von Mydlovary gewesen, da der damals vorgesehene Standort sich fast direkt neben dem Werksgelände befand? In der Kombination aus einer kerntechnischen Anlage und eines Kernkraftwerks redet die [https://nkp.iaea.org/INISMLThesaurus/de/14/14005.html IAEA von einem Nuklearpark], dies würde beispielsweise auf Tricastin in Frankreich zutreffen, wobei mehrere kerntechnische Anlagen nicht in diese Definition aufgenommen werden können (zumindest nach IAEA-Definition). Man könnte es zumindest so machen und in einem Hauptartikel wie [[Uranerzabbaugebiet Jáchymov]] die entsprechenden Minen und Komplexe auflisten mit kurzen Beschreibungen und jeweils einen eigenen Artikel verfassen, beispielsweise [[Uranbergwerg XYZ]], [[Uranaufbereitungsanlage XYZ]], etc. Ich denke mal man muss es ausprobieren und bei neuen Erkenntnissen die Artikel ggf. entsprechend anpassen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 06:56, 30. Jul. 2012 (CEST)<br />
::::::: jo, schaun mer mal. wird sich sowiso erst in zukunft zeigen, nehme ich an. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:13, 30. Jul. 2012 (CEST)<br />
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== Grünwald ==<br />
Sorry das ich wieder anklopfe. Es geht um das [[Kernkraftwerk Greenwood|Öko-Kraftwerk]]. Zwei Dinge:<br />
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# ''Die Produktion der Reaktoren sollte je Block bei 85 Millionen Dollar liegen (?).'' Ist damit der operative gewinn gemeint? Die baukosten werden weiter unten mit 1,1 Mrd für beide angegeben. Oder ist mit der produktion eine strommenge gemeint, u die einheit falsch?<br />
# ''Allerdings würde auch die herkömmliche Lizenzpraxis – eine für jeden Block – ebenfalls dazu führen, dass das Jahr nicht vollkommen ungenutzt für Block 3 verstreichen würde, da die Kräfte in dieser Zeit für die Errichtung des anderen Blocks verwendet werden könnten.'' Ich schrieb den satz am ende des dritten absatzes. der vorherige war sehr...verknotet: ''Zwar würde auch die herkömmliche Lizenzpraxis, eine für jeden Block, ebenfalls dazu führen, dass das Jahr nicht vollkommen ungenutzt für Block drei verstrichen würde, sondern würde für die Errichtung der dortigen Bauressourcen des dritten Blocks verstrichen werden.'' Habe ich den inhalt richtig erraten?<br />
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Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 16:48, 31. Jul. 2012 (CEST)<br />
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: Öko-Kraftwerk! :D<br />
:# Mit der Produktion ist die Herstellung der Reaktordruckbehälter gemeint gewesen. <br />
:# Hier ging es darum, dass Block 3 aufgrund seiner Genehmigung ein Jahr vollständig übersprang, bis die Errichtung erfolgen könnte. Bedeutet zwischen Block zwei und drei liegt jeweils ein Jahr ohne Nutzen dazwischen. Das wollte man umgehen, ging aber letztlich doch nicht. Letztlich wurde das Projekt ja doch noch storniert, daher ist diese Planungsspielerei eigentlich überflüssig im Bezug auf ''was wäre wenn...''. Allerdings ist das wiederum ein wichtiger Teil den ich nicht unbemerkt lassen wollte, da er eine ganze Weile die Diskussion um die Blöcke dominierte, wenn ich auch nicht verstehe, warum der PSAR wegen der Bauzeit so extrem genau ausgeschrieben wurde, zumal es doch in der Hand des Betreibers lag, wie er seine Anlagen wann ans Netz nimmt. Neja, wie dem auch sei. Das war noch ein Schubladenartikel der bereits im ke-wiki exestierte, aber anscheinend als einziger nicht umgezogen ist. Ich hatte aber noch eine Kopie hiervon auf meinem Rechner gespeichert - zum Glück. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 07:09, 1. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
ok --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 15:36, 1. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
== frage==<br />
<br />
Du listest [[Liste_der_verworfenen_Kernkraftwerke#Indien|hier]] das KKW Kudankulam auf, erwähnst aber eingangs das KKW Rajasthan und stornierungen. Was nu? --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 23:27, 7. Aug. 2012 (CEST)<br />
: Da hast du mich erwischt, das ist nicht mehr aktuell. Die beiden Rajasthan-Blöcke sind ja letztes Jahr in Bau gegangen. Die Sache mit Kaiga wird noch andauern, auch weil man plant eventuell zwei 1000&nbsp;MW DWR zu errichten, anstatt zwei 220&nbsp;MW IPHWR-220. Die beiden Kudankulam-Blöcke sind absichtlich nicht erwähnt, die gehen in diesem Jahr noch in die Planungsphase zurück und die Vorarbeiten werden dieses Jahr noch beginnen. Der 3,5&nbsp;Milliarden Dollar Staatskredit wurde diesen Monat ausgestellt. Ich habe den Text mal entsprechend angepasst. Da ich sowieso noch den PRIS-Admin anschreiben möchte im Bezug auf einige Fehler bzw. Informationen über die nicht gelisteten Reaktordaten kann ich da gleich mal wegen den Blöcken anfragen, ob und wann die wieder in die Planungsphase zurück gehen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 06:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
:: ok --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
== ideen? ==<br />
Sodelle, deine hilfe ist gefragt, genau gesagt [http://de.wikipedia.org/wiki/Benutzer:Segelboot/Schmierblatt3 hier]. Abgesehen von ein bisschen kosmetik was ich noch mach hab ich noch ein paar fragen an dich:<br />
<br />
* hast du lust was zur geschichte beizutragen? du hat vmtl mehr ahnung von joachimstal, uranfarben, Shinkolobwe usw.<br />
* entstehung: nun könnte man(n) hier oder weiter unten bei Uranlagerstätten noch ein bisschen was zum vulkanismus erzählen. der [http://fi.wikipedia.org/wiki/Uraanin_esiintyminen finnische wiki-artikel] hat ein paar sätze dazu verloren. deine meinung?<br />
* Reichweite: früher wußte das jeder, heute huldigt man der nahrungsmittelverstromung. ok so?<br />
* Uranlagerstätten: hier is die wiki ziemlich gut, hab aber auch noch was gefunden. Kollapsbrekzien sind meine spezialität xD, sogar mit selbstverschobenem bild. leider nicht entzifferbar<br />
* Uranlagerstätten: ist der inhalt ok? ausführlicher? struktur? irgendwie fehlt dem abschnitt das gewisse etwas, ka was<br />
* Förderung: meine laber-spezialität. ich weiß nich wie gut dein chemieverständnis ist, aber guck bitte mal drüber ob du wiedersprüche, fehler etc entdeckst<br />
* irgendwo muss noch ein bild [http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Yellowcake.jpg des produktes] rein. aber wo?<br />
* bei phosphaten u meerwasser wären bilder nicht schlecht. bis auf ein paar skizzen zu den plastikwürsten am meeresgrund is aber nix<br />
* Wirtschaftlichkeit: etwas knapp. mehr ideen?<br />
* Gesundheitsrisiken: hast du hier noch einen speziellen wunsch? da werd ich noch etwas labern, vergleiche, wismut ag etc<br />
* Tabellen: welche willst du? die 10 größten förderer auf jeden fall. und sonst? (die preis-lagerstätten-tabelle parkt hier nur)<br />
* eine idee wäre auch das bild oben rechts am artikelanfang irgendwo im artikel unterzubringen, auf seitenbreite zu vergrößern und ein erklärungsbild draus zu machen: mauszeiger auf absetzbecken, text: "Absetzbecken für Tailings", etc. Dazu müsste man aber den genauen aufbau der mühle wissen, und da bin ich überfragt.<br />
<br />
Und zu guter letzt muss du dir noch ein lemma ausdenken: Uranförderung/Uranbergbau/Urangewinnung/etc. So, das war etwas viel auf einmal. Aber es eilt nicht, wir ham zeit. Und wenn sonst noch was is, sag bitte bescheid. Gruß vom überlasteten [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 20:28, 8. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
: Erst einmal muss ich sagen, dass der Artikel super gelungen ist, mein Lieblingsabschnitt sind die ersten zwei Sätze bei Wirtschaftlichkeit, damit hast du wirklich ins Schwarze getroffen! :D Die Beschreibung mit der Entstehung ist sogar noch besser, so genau habe ich das nicht mal gewusst. Etwas habe ich dann doch noch zu beanstanden: Die deutsche Wortschöpfung von ''Tailings'' im Bezug auf Uranmühlen heißt ''Aufbereitungsabgänge''. Es wäre schön den deutschen Begriff zu verwenden. Das ist genauso wie bei Fukushima immer von ''Isolation Condenser'' die rede war, obwohl die Teile auch einen deutschen Namen haben und sich ''Leerlaufkondensatoren'' schimpfen. Diese Fachbegriffe sollte man dann schon ins deutsche holen, auch um das Denglisch etwas zu entwirren. Sekundär muss man darauf achten, dass der englische Begriff ''Tailings'' eigentlich nur ''feste Rückstände'' beschreibt aus unterschiedlichen Produktionsprozessen stammen kann. Hier muss man differenzieren zwischen den ''Mill Tailings'', also den ''Aufbereitungsabgängen'' und den ''Tailings'', den ''festen Rückständen''. Was ich jetzt auch nicht verstehe ist die UNESCAR-Beobachtung zu den Strahlenbelastungen in den Minen. ich frage mich da prinzipiell, nach welchen Richtwert die gehen, denn in all diesen Ländern herrschen einerseits unterschiedliche Grenzwerte was Radioaktivität belangt, in Russland wird das sogar von Oblast zu Oblast anders geregelt, und was mich stutzig macht ist die Tatsache, dass es gerade in Gabun und Südafrika keine kontaminierten Personen geben soll. Ansonsten ist eigentlich nichts zu beanstanden. Zu den einzelnen Punkten:<br />
* Kein Problem, werde mich der Sache annehmen.<br />
* Im Bezug auf den Vulkanismus bin ich überfragt, kenne ich mich zu wenig aus.<br />
* Neja, unerschöpflich ist die Quelle ja so gesehen nicht, vielleicht sollte man sagen, dass es in diesen Zeitdimensionen für Menschen nahezu unbegrenzte Maßstäbe sind. Ich nehme jetzt mal an, dass wir in 16 Millionen Jahren sowieso schon einen etwaigen anderen Planet besiedeln und das Uran preiswert von dort importieren! ;D Denke aber mal, dass das so okay ist.<br />
* Was ich jetzt noch machen könnte wäre zu den einzelnen Typen jeweils ein Bild machen, denn ich habe von meinem Opa her eine vollständige Uranmineraliensammlung zuhause in allen Gesteinsformationen, in denen Uran auftaucht. Allerdings sind die Steine eingelagert, das bedeutet das dauert etwas, bis ich die heraus sortiert habe. <br />
* Wie man dem Abschnitt mehr das gewisse Etwas verleihen kann weiß ich auch nicht so wirklich.<br />
* Chemieverständnis ist okay, falls kann ich es noch von einem bekannten Chemiker prüfen lassen.<br />
* Wüsste nicht was man dazu einfügen könnte. Ich kenne leider die Prozesse nicht gut genug hinsichtlich dieser beiden Gewinnungsarten.<br />
* Zur Wirtschaftlichkeit gibts nicht mehr viel zu sagen. Was ich aber nicht ganz verstehe ist der Preis auf den du kommst beim EPR im Bezug auf die Brennstoffkosten. Das musst du mir mal genauer erklären wie der Rechenweg ist, den kann ich nicht ganz nachverfolgen.<br />
* Einen speziellen Wunsch habe ich hier nicht. Uranbergbau ist eine Sache für sich in diesem Fall, es wirkt sich aus.<br />
* Eigentlich reichen die Tabellen aus, weiß nicht aber vielleicht erstelle ich noch eine Karte zu den Uranreserven in welchem Land sie liegen und wie Qualitativ sie sind. Schlimm genug, dass einige Länder noch nicht erschlossene Vorkommen haben, die riesig sind. Selbst Russland hat große Vorkommen, importiert aber lieber aus Kasachstan für Kernbrennstoff. Erst jetzt fangen die mit dem Elkon-Projekt an im Föderationskreis Fernost ihre Vorkommen richtig zu erschließen, 5000 mtU/a ist nicht gerade wenig.<br />
* Das mit dem Bild ist schwierig, zumal es nicht sehr viel zu beschreiben gibt, denn es sind ja im Prinzip nur die herkömmliche Mine mit den Abgängen der Minen in den Becken, denn die Verarbeitung in einer Mühle findet im etwas südlich gelegenen Uranbergwerk Key Lake statt.<br />
In der Konfiguration denke ich mal ist Uranbergbau der richtige Begriff. Bis zur Verarbeitung zu Yellow Cake ist das alles im herkömmlichen Maßstab, wie man auch andere Rohstoffe wie Erz, Flussspat oder andere Gesteine abbaut. Der Rest hinsichtlich der Anreicherung, Verarbeitung zu Brennstoff, etc. gehört zur Brennstofffertigung. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 08:57, 9. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
:also erstmal sorry für die lange antwortdauer, hatte leider keine zeit. Zur sache: <br />
* Ich hab den begriff "Aufbereitungsabgänge" reingesetzt, um das wort vertrauter zu machen xD.<br />
* Welcher minenarbeiter als exposed gilt hängt vom nationalen spielplan ab (ausrüstung, willkürliche grenzwerte, vmtl auch korruption), auch ergänzt<br />
* dem vulkanismus hab ich mal einen satz von ökowiki geklaut und ihn bei "Entstehung" reingewürzt. mehr wird wohl zu komplex und übersteigt mein geologisches denkvermögen. wenn du ein photoalbum von den stars der steine machen möchtest müsste man(n) dazu aber noch einen abschnitt setzen. In diesem Fall würde ich den abschnitt "Uranlagerstätten" in "Vorkommen" umbenennen und zwei unterkapitel "Mineralogie" und "lagerstätten" draus machen. unter "Mineralogie" könnte auch die entstehung der steinchen abgehandelt werden...wenn du ahnung davon hast. Beachte bitte das commons auch schon bilder hat.<br />
* reichweite von "praktisch" auf "fast" gesetzt. der artikelanfang kriegt auch noch was in die richtung, wegen der unterscheidung fossil/regenerativ/nuklear<br />
* beim brennstoffkostenabschnittdierechungfürdenEPRergänzt<br />
* ich habe den abschnitt "Gesundheitsrisiken" gesplittet. Die ganze ist noch graue soße, aber wenn in 10-100 jahren konsens herrscht wird's wohl unter [[strahlenrisiko]] einsortiert. <small>Das WLM-bild ist ärgerlich klein</small><br />
* die urankarte is eine gute idee<br />
: wie willst du den abschnitt "geschichte" schreiben? hier im lemma oder hier auf der disk-seite, und ich schiebs dann aufs schmierblatt3? Gruß und mit dem versprechen nächstes mal schneller zu antworten vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:33, 10. Aug. 2012 (CEST)<br />
::Hm, also die Rechnung verstehe ich jetzt. Aber am Ende kommen doch 0,0076&nbsp;Euro pro Kilowattstunde raus und liegen logischerweise noch niedriger als dein Wert oben. Wenn ich dem unteren Wert glaube, kostet die MWh rund 7,60&nbsp;Euro, der obere Wert preist dagegen 760&nbsp;Euro für die Megawattsunde an. Der obere Wert kann daher nicht richtig sein. Irgendwie ist da der Wurm drinnen, ansonsten würde ja ein Kernkraftwerk bei der Enderzeugung, wenn man die Brennelementfertigung mit einberechnet sowie Erzeugungskosten unbezahlbar werden. Grundsätzlich kann man sagen, dass der Strom am Ende zwischen 40 und 60&nbsp;Euro je Kilowattstunde kostet, die Ukraine schaffen die Megawattstunde sogar für 12&nbsp;Euro je Megawatttsunde aus deren Kernkraftwerke - weshalb Energoatom auch faktisch pleite ist! ;) Für den Abschnitt habe ich so pauschal geplant zusammenzustellen wann der Uranabbau begann, für was er zunächst gedacht war, wie er sich kommerziallisierte und für was er betrieben wurde. Zumindest grob fange ich in Jáchymov an, arbeite mich weiter über andere entstandene Abbaugebiete und über die Nutzung für Kernwaffen, Kernkraftwerke und so der Übergang zu den großen Minen in Australien, Afrika und Kanada. Die heutige Lage fasse ich dann kurz zusammen, da faktisch nur die großen Minen überlebt haben mit großen kommerziellen Abbauvarianten (siehe weiter unten). Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 15:58, 11. Aug. 2012 (CEST)<br />
:::0,0076 eur/kwh sind 0,76 ct/kwh und das steht auch oben. Verguckt? Dein geschichtlicher überblick klingt gut, ich sollte aber wissen ob ich den artikel vorher in die nucli setzen soll und du ihn dann ergänzt, oder wie die hochzeit stattfindet. Beste Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 17:33, 11. Aug. 2012 (CEST) <small>PS: wie kriegt man 12 ct/kWh bei einem KKW zustande, ohne politische Schikane?</small><br />
:::: Neja das meine ich ja eben, die 0,76&nbsp;ct/kWh scheinend mir zu groß. Wohin verschwinden die zwei 00? Den Text schreibe ich morgen, denke mal am beste hier, und du kopierst ihn dann rein. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:23, 12. Aug. 2012 (CEST) <small>Den Preis bekommen die nur zustande, weil der Staat das selbst so reguliert! ;)</small><br />
::::: Die zwei nullen verschwinden so wie 100 cents 1 euro sind oder 0,1 euro 10 cents sind. Wenn dein auge [http://www.world-nuclear.org/info/inf02.html diese tabelle "the cost of fuel"] erblickt siehst du:<br />
8,9 x 146 + 98 + 1132 + 240 = 2770 USD steht da so. Also:<br/><br />
8,9 x 400 + 98 + 1132 + 240 = 5030 USD für das fischen mit der plastikwurst<br />
::::: 5030 USD = 4200 EUR. Der wert is etwas höher, weil wna mehr SWU's und weniger uran verwendet, dh eine stärkere abreicherung der tails. Da schlägt der uranpreis nicht so durch. Liegt trotzdem nahe der € 4742 pro kg Brennstoff, welche ich errechnete. Der rest ist 08/15: <br />
(2770000 USD/t)/(45000000kWd x 24h x 0,33) = 0,00777 USD/kWh steht da so. Und weil 1 USD = 100 US-ct, 0,77 ct/kwh. Jetzt ich:<br/><br />
(5030000 USD/t)/(70000000kWd x 24h x 0,37) = 0,008 USD/kWh mit dem $-wert oben. Sind USD 0,8 ct/kWh oder € 0,67 ct/kWh und damit nahe der errechneten EUR 0,7 ct/kWh<br />
::::: erstaunlich was moderne reaktortechnik bewirkt. Und, auf den Text bin ich gespannt, wünsche gutes gelingen! Gruß vom nachtaktiven [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 02:49, 13. Aug. 2012 (CEST) <small>PS: böser staat</small><br />
Wie dem auch sei, ich blicke da immer noch nicht so ganz durch, das ist Brennstoffwirtschaft, nicht so wirklich meine Welt. Bei mir ist der Preis ab dem Brennelement maßgebend! ;) Nun zum Text:<br />
-- Start --<br />
<nowiki>== Geschichte ==</nowiki><br />
Im Jahr 1561 wurde der Ort Sankt Joachimsthla gegründet, das spätere tschechische ''Jáchymov''. Die Region war hauptsächlich für die Silbervokommen bekannt, die dort abgebaut wurden. Bereits zu diesem Zeitpunkt war ein Element bekannt, dass nachhaltig die Gesundheit der Bergbauarbeiter beeinflusste und als ''[[Pechblende]]'' bekannt war. Am 24.&nbsp;September 1789 entdeckte Martin Heinrich Klaproth in dem Element ein weiteres neues Element, dass der ''Uranit'' nannte, benannt nach dem Planeten Uranus. Die PEchblendet stammte aus dem unweit von Jáchymov liegenden Johanngeorgenstadt in Sachsen. Tatsächlich war das entdeckte Element nicht Uran selber, sondern Urandioxid. Das eigentliche Element wurde 1841 vom französischen Chemiker Eugène-Melchior Péligot entdeckt. Nachdem man als vornehmlichen Zweck die Farbenvielfalt von Uran entdeckte wurde im frühen 19.&nbsp;Jahrhundert begonnen Pechblende zunächst von den Abraumhalden zu gewinnen und diese zu Uranfarben weiter zu verarbeiten. Gegen 1830 wurde mit dem eigentlichen Uranbergbau begonnen und das Material gezielt abgebaut. Aufgrund der hohen Nachfrage und des stetig steigenden Uranpreises kam es dazu, dass ältere Schächte in der Umgebung wieder eröffnet wurden und selbst aus diesen von Silber ausgebeuteten Stollen Rohstoffe für die Uranfarbenherstellung gewonnen werden konnten. 1853 wurde mit der Eröffnung der ersten richtigen Uranfarbenfabrik in Jáchymov der größte industrielle Schritt gewagt und dort das Uran aus der Pechblende extrahiert. Infolge der neuen Erkenntnisse durch die Entdeckung der radioaktiven Strahlung durch [[Antoine Henri Becquerel]], gefolgt von der Entdeckung der Elemente Polonium und Radium seitens [[Marie Curie]] in Proben von Pechblendenrückstände aus der ''Urangelbfabrik'' Jáchymov änderte sich die Situation im Uranbergbau erstmals. Die Folge waren einerseits erste [[Strahlensicherheit|Strahlenschutzmaßnahmen]] in den Bergwerken und andererseits ein neuer Gewerbezweig mit der Eröffnung des erste ''Radonheilbades'' in Jáchymov.<br />
<br />
Infolge der Entdeckung der Kernspaltung durch Otto Hahn und seinem Assistenten Fritz Straßmann am 17.&nbsp;Dezember 1938 änderten die Prioritäten für den Uranerzbergbau weltweit. Insbesondere hinsichtlich der Verwendung für [[Kernwaffen]] und des Ausbruchs des zweiten Weltkrieges 1939 führten dazu, dass Nazideutschland in den Besitz der Uranvorkommen um Jáchymov und Johanngeorgenstadt kamen und die Vereinigten Staaten von Amerika befürchteten, dass eine Kernwaffe in Besitz der Nazis zu einer Entscheidung in des Krieges führen könnte. Die Folge war im Jahr 1942 der Beginn des großflächigen Uranbergbaus in den vereinigten Staaten im Rahmen des Mahatten-Projekts, sowie seitens der Sowjetunion etwas verzögert in Kasachstan und der russischen Föderation. Die USA setzten zusätzlich auf die Erschließung großer Vorkommen in südafrikanischen Ländern wie dem Kongo. Diese Projekte waren vornehmlich staatlich gefördert, da ein Teil der leicht erschließbaren Vorkommen nur bedingt bekannt waren. Kurz vor dem Ende des zweiten Weltkrieges 1945 zündete man im Juli die erste Kernwaffe der Erde in [[Los Alamos]]. Die Zündung weiterer Kernwaffen und die Aufrüstung insbesondere aufgrund der Tatsache, dass die Sowjetunion 1949 ihre erste eigene Kernwaffe zündete, führten zu einer Fortentwicklung des Uranbergbaus hin zum kommerziellen Maßstab, vornehmlich für die weitere Erzeugung für Plutonium in [[Kernreaktor]]en. Diese Situation blieb einige Jahre weiter so bestehen, bis US-Präsident Dwight D. Eisenhower in der Rede ''Atoms for Peace'' im Dezember 1953 die friedliche Nutzung der Kernenergie als zukünftige Option nannte. In der Folge begannen in den USA, sowie in der Sowjetunion erste Projekte für die Errichtung erster [[Kernkraftwerk]]e. Die für die Zukunft zunehmende Zahl und Interessen verschiedener Länder führte Dazu, dass der Uranbergbau im größeren Maßstab vorgenommen werden müsste, weshalb Länder wie Kanada für ihr eigenes zivile Kernenergie-Projekt begann neue Minen zu erschließen, gefolgt von Ländern wie Namibia, dass damals unter südafrikanischer Besetzung begann erste Vorkommen nutzbar zumachen.<br />
<br />
In den 1970ern wurden ein großer Teil der heute bekannten, aber meist noch nicht erschlossenen Uranvorkommen weltweit dokumentiert. Vornehmlich versuchten asiatische Staaten wie Japan, Südkorea oder Pakistan eigene Vorkommen zu entdecken. Diese Länder zählen zu den wenigen, die eher wenig konventionelle Rohstoffe zur Verfügung hatten und darauf hinarbeiteten bei einer Stromversorgung aus Kernenergie sich selbst mit Uran zu versorgen. Zwar sind heute in diesen Ländern vorkommen bekannt, meist aber nie über die experimentelle Förderung hinweg realisiert worden. Zu den größten Produzenten zählen heute vornehmlich Kanada, die vereinigten Staaten von Amerika und Australien. Die größten Vorkommen befinden sich in Marokko, den USA und Australien.<br />
-- Ende --<br />
<br />
Es ist wirklich schwer darüber was zu finden, habe es einfach mal knapp zusammen gefasst, ein Sammelsurium wollte ich jetzt nicht unbedingt zusammenstellen. Neben dem Text habe ich nun die [http://infcis.iaea.org/UDEPO/UDEPOMAin.asp?NameFilter=&Region=The%20World&Country=All&Type=All&Status=All&Order=1&Page=1&RightP=Summary&Table=2 Uranvorkommen in Tonnen weltweit] im Bild rechts zusammengefasst, zumindest die bekannten. Vielleicht könnte man ja die Leiste noch einarbeiten.<br />
[[Datei:World Resources of Uranium Deposits.svg|miniatur|Uranlagerstätten Weltweit:<br/><span style="background-color:rgb(255,0,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>>500000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,145,145);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>100000 bis 500000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,255,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>50000 bis 100000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(255,255,150);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>10000 bis 50000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(0,255,0);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>5000 bis 10000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(125,255,125);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span><5000 Tonnen Uran<br/><span style="background-color:rgb(224,224,224);">&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;&nbsp;</span>Keine bekannten oder keine Uranvorkommen]]<br />
Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] 13:55, 13. Aug. 2012 (CEST)<br />
<br />
Sehr schön. Ich werd es noch ein bisserl breittreten. Dazu hab ich noch ein paar fragen:<br />
* gehört D nicht in dieselbe kategorie wie SüdK und japan, dh uranreich, aber zu teuer?<br />
* was ist die "Urangelbfabrik"? ich vermute hier wurde gelbe uranfarbe hergestellt? nicht das yellowcake auf deutsch urangelb heißt oderso xD <br />
und zu guter schluss: wo ist dein verständnisproblem bei den brennstoffkosten? die rechung erfolgt in euro oder dollar, die stromkosten werden aber in cent (dh 1/100 davon) angegeben. So gehen eben zwei nullen flöten. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] 22:08, 13. Aug. 2012 (CEST)<br />
: Neja, Deutschland ist sehr Uranreich, jedoch im Schnitt reicher als südafrikanische Länder. Japan selbst hat zwar Vorkommen, die aber nicht wirklich groß sind. Zu teuer im Abbau würde ich nicht mal sagen, nur die einzigen Projekte zumindest in Westdeutschland scheiterten aufgrund der blockierten Umwandlung dieser Betriebe in eine gemeinsame GmbH. Die Minen waren zunächst einzeln privat betrieben. Ich kenne nur die Geschichte der Mine aus Arzberg, das ist gleich um die Ecke, die eben bei dieser Umwandlung nicht mitmachen wollte und in der Folge diese Stillgelegt wurde, da sie insolvent gegangen war. Ansich wirklich Teuer ist es wirklich nur, wenn die Erzadern sich großflächig aufteilen. In Japan handelt es sich um eine einzelne Erzader, genauso in vielen weiteren Ländern, weshalb der Abbau wirtschaftlich schon möglich wäre. Der Bezug aus anderen Ländern wie Kasachstan, Namibia oder Kanada ist nur aktuell preiswerter, zumal die Vorkommen noch einige Jahre lang den frischen Urannachschub sichern. Ich denke mal das wird sich in der Zuknuft noch verändern. Länder wie China und Russland fangen ja jetzt an auch eigene Vorkommen zu erschließen, China logischerweise wegen dem großen geplanten Zubau von Kernkraftwerken. In Yibin den Brennstoff zu fertigen ist eben doch noch preiswerter als diesen von Westinghouse, Areva oder Rosatom zu erwerben. Bei der Urangelbfarbik handelt es sich um eine Uranfarbenfabrik für gelbe Farbe, das ist richtig. Aber interessanter weise ist der Prozess ähnlich wie bei der Produktion von Yellow Cake, denn das Uran wird aus der Pechblende heraus gelöst und zu gelben Pulver konzentriert, dass dann als Farbe verwendet wird. Vielleicht handelte es sich auch darum, das ist aber leider nirgends genau überliefert. Yellow Cake hat glücklicherweise noch keine Übersetzung ins Deutsche. :D Jetzt habe ich das verstanden mit der Kostenrechnung. Ich habe mich irgendwie auf das Euro versteift gehabt. So ist das schon logischer. Letzten Tage waren Stressig, daher kam ich wohl nicht ganz mit! ;) Beste Grüße [[Spezial:Beiträge/10.0.1.47|10.0.1.47]] 11:29, 14. Aug. 2012 (CEST)</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=El_Dabaa&diff=3263El Dabaa2012-08-11T10:01:43Z<p>10.0.1.47: Weiterleitung auf Kernkraftwerk El Dabaa erstellt</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG [[Kernkraftwerk El Dabaa]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Belene&diff=3212Kernkraftwerk Belene2012-08-04T07:04:49Z<p>10.0.1.47: /* Stornierung */ deutsch</p>
<hr />
<div>{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Bulgarien<br />
|REGION =Plewen<br />
|ORT =Belene<br />
|LAT =43.629009<br />
|LON =25.190016<br />
|EIGENTÜMER =Bulgaria's National Electricity Company<br />
|BETREIBER =Kernkraftwerk Kosloduj plc<br />
|V-JAHR =<br />
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|DUALNUTZEN =FW<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Belene''' (bulgarisch Белене АЕЦ) sollte zwischen den bulgarischen Städten Belene und Swischtow in der Oblast Plewen entstehen. Das an der Donau gelegene Kraftwerk sollte das zweite Kernkraftwerk Bulgariens werden nach dem Werk in Kosloduj. Obwohl 1986 mit dem Bau begonnen wurde gab es 1991 nach Zerfall der Sowjetunion einen Baustopp. Im Jahre 2003 wurde aufgrund der Entwicklung der Elektrizitätswirtschaft der Bau des Werkes wieder aufgenommen und neu ausgeschrieben. Allerdings gibt es mit dem Gewinner der Ausschreibung, das Russische Unternehmen [[Atomstroiexport]] einen jahrelangen Streit über die Kosten für das Werk. Der Bau des Werkes wurde 2012 storniert, allerdings hat die von den Sozialdemokraten geführte Opposition ein Referendum gegen das Werk erwirkt. Die gefertigten Komponenten des ersten Block sollten nun dem siebten Block in Kosloduj dienen, was jedoch auf den Ausgang des Referendums ankommt.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Anfangs de 1970er plante Rumänien und Bulgarien den Bau eines gemeinsamen Wasserkraftwerks an der Donau bei Belene. Das Kraftwerk Belene-Cioara sollte von beiden Staaten genutzt werden.<ref>Österreichisches Ost- und Südosteuropa-Institut, u.a.: ''Österreichische Osthefte, Band 15''. Österreichisches Ost- und Südosteuropa-Institut, 1973. Seite 157.</ref> Geplant war die Errichtung der Staustufe etwa 14&nbsp;Kilometer unterhalb der Stadt Turnu Măgurele entstehen. Bulgarien und Rumänien sollten nach Einzelheiten beide eine Staustufe und die dazugehörige Schleuse errichten. Ein ähnliches baugleiches Projekt sollte bei Cernavodă entstehen. Allerdings verlor Bulgarien sein Interesse, nachdem ein Kernkraftwerk nahe Belene rentabler erschien. Die gleiche Entscheidung fiel auch für das Projekt in Cernavodă.<ref>''Die Wasserwirtschaft, Band 65''. Franckh'sche Verlagshandlung., 1975. Seite 98.</ref> Anfang der 1980er wurde mit entsprechenden Vorarbeiten begonnen.<ref>Jochen Bethkenhagen: ''DDR und Osteuropa: Wirtschaftssystem, Wirtschaftspolitik, Lebensstandard : ein Handbuch''. Leske und Budrich, 1981. ISBN 3810003859. Seite 235.</ref> Die Anlage sollte aus vier Reaktoren mit je 1000&nbsp;MW bestehen,<ref>Financial Times Business Information Ltd: ''Energy economist, Ausgaben 39-50''. Financial Times Business Information Ltd., 1985. Seite 9.</ref> dass bis in die 1990er den betrieb aufnehmen sollte.<ref>Karl Wilhelm Fricke: ''D.D.R.-Staatssicherheit''. Verl. Wiss. u. Politik, 1982. ISBN 3804686087. Seite 1101.</ref> Der Standort selbst bietet jedoch Platz für insgesamt sechs Reaktoren.<ref>''DDR report, Band 19''. Verlag Neue Gesellschaft, 1986. Seite 435.</ref> Im Jahr 1983 wurde der erste Block bei [[Atomenergoexport]] bestellt, 1985 der zweite.<ref>Peter D. Dresser, u.a.: ''Nuclear power plants worldwide, Band 1''. In: Gale environmental library. Gale Research Inc., 1993. ISBN 0810388804. Seite 25.</ref> Im Jahre 1986 wurden entsprechende Lieferverträge mit Škoda unterzeichnet, die das gesamte Reaktorequipment für die Blöcke liefern sollte. Die Abwicklungen liefen über die Exportsparte Škodaexport.<ref>Československá obchodní komora: ''Czechoslovak foreign trade, Bände 26-27''. Rapid, Czechoslovak Advertising Agency., 1986. Seite 22.</ref> Bis 1987 wurde das technische Design der Blöcke vollendet.<ref name="ISBN_9789201013088">International Atomic Energy Agency: ''Restarting Delayed Nuclear Power Plant Projects''. The Agency, 2008. ISBN 9789201013088. Seite 80 bis 89. [http://www.iaea.org/newscenter/news/pdf/npt3-4.pdf#page=90 Abgerufen] am 09.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64YzK6BCW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Durch die [[Katastrophe von Tschernobyl]] ein Jahr zuvor wurden noch konstruktive Änderungen an den Sicherheitseinrichtungen vorgenommen.<ref>Jochen Bethkenhagen: ''Die Energiewirtschaft in den kleineren Mitgliedstaaten des Rates für Gegenseitige Wirtschaftshilfe: Entwicklungstendenzen in den achtziger Jahren''. In: Ausgabe 113 von Beiträge zur Strukturforschung. Duncker & Humblot, 1990. ISBN 3428068696. Seite 47.</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Noch im Jahr 1987 wurde eine Vielzahl von Arbeitern von der Baustelle des [[Kernkraftwerk Kosloduj|Kernkraftwerks Kosloduj]] nach Belene verlegt,<ref>United States. Foreign Broadcast Information Service: ''Daily report: Eastern Europe, Ausgaben 1-20''. The Service, 1987.</ref> sodass am ersten Januar 1987 der Bau des ersten Blocks begonnen werden konnte.<ref name="Block-1"/> Der Bau des zweiten Blocks begann rund vier Monate später am 31.&nbsp;März 1987.<ref name="Block-1"/> Bereits 1988 war der erste [[Reaktordruckbehälter]] von Škoda Pilzen fertiggestellt worden, der erste Druckbehälter der 1000&nbsp;MW-Klasse der in der Tschechoslowakei gefertigt wurde. Der Wert des Behälters lag bei 140&nbsp;Millionen Dollar. Zwischen 1988 und 1991 sollte die Auslieferung erfolgen. Ein entsprechendes Protokoll wurde zwischen den Handelsminister der Tschechoslowakei und Bulgarien unterzeichnet.<ref>''Nuclear Contract''. In: ''Modern power systems, Band 8''. Miller Freeman Publications, 1988. Seite 5.</ref> Bis 1989 konnten die Kühlwasserleitungen fertigt verlegt werden und die Ballastmatten für die Fundamente beider Blöcke gelegt werden. Weitere Fortschritte hatte nur Block eins aufzuweisen, bei dem bereits die Fundamente der Reaktorhalle und der Turbinenhalle gegossen waren, das Reaktorgebäude bereits eine Höhe von 13,20&nbsp;Metern aufwies und die Dieselgneratorengebäude errichtet waren. Weiter waren bereits die ersten Tragstrukturen der Turbinenhalle aufgestellt worden.<ref name="ISBN_9789201013088"/> Dadurch sich jedoch die politische Lage veränderte gab es auch zunehmenden Widerstand gegen die Anlage von Umweltschützern in Bulgarien, was auch ein Folgeeffekt der Katastrophe von Tschernobyl war.<ref>''Profil, Band 20''. Wirtschafts-trend Zeitschriftenverlag, 1989. Seite 50.</ref><br />
<br />
Im Jahr 1990 kam es in Swischtow zu Streiks und Protestkundgebung gegen die Anlage,<ref>Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: ''Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 33,Seiten 233-496''. Akademie-Verlag., 1990. Seite 328.</ref> die am 15.&nbsp;Februar zu einer Menschenkette führte, die sich um das Kernkraftwerk Belene aufbaute. Am 26.Februar stoppte die Regierung den Bau des Werkes,<ref name="ISBN_2831700361">Robert Atkinson: ''The environment in Eastern Europe: 1990''. In: Band 3 von Environmental research series. IUCN, 1991. ISBN 2831700361. Seite 13, 14, 16.</ref> offiziell jedoch aufgrund von finanziellen Problemen. Seither wurden weitere finanzielle Anstrengungen in die Erhaltung der bereits angelieferten Komponenten gesteckt.<ref name="ISBN_9789201013088"/> Man erwartete jedoch eine endgültige Entscheidung, was mit dem Werk passieren soll, jedoch wurde diese durch ökologische Probleme erschwert, wobei est 50&nbsp;% der konventionellen Arbeiten am Werk beendet wurden, der Rest jedoch unvollendet blieb. Aufgrund des Energiemangels in Bulgarien stand jedoch eine Stornierung des Projekts nicht auf dem Plan. Ebenso beeinflussten die Bewertungen zwei [[OSART-Mission]]en der [[Internationalen Atomenergiebehörde]] zwischen dem zweiten und 20.&nbsp;Januar 1991 und 14. bis 25.&nbsp;Januar 1991 die Entscheidung, die das Design der Anlage prüften hinsichtlich der Sicherheit des Reaktorkerns, der Sicherheitseinrichtungen sowie das Verhalten des Designs bei einem etwaigen [[Auslegungsunfall]]s. Die Bewertung fiel eindeutig aus:<ref name="NEI_Bd-36">''Nuclear engineering international, Band 36,Ausgaben 438-449''. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1991. Seite 7.</ref><br />
* Das Reaktordesign entspricht [[Druckwasserreaktor]]en, die aktuell gebaut werden und damit Stand der Technik<br />
* Keine problematischen Sicherheitsprobleme wurden am Anlagendesign festgestellt<br />
* Das Design stellt gute Verbesserungsmöglichkeiten für die Blöcke fünf und sechs des Kernkraftwerks Kosloduj dar<br />
<br />
Der Bericht endet mit dem Ergebnis, dass es keinen Grund gebe warum Belene nicht in der Zukunft als Standort für ein neues Kernkraftwerk mit diesem Design geeignet wäre. Seitens der Bulgarischen Aufsichtsbehörde wurde das Design jedoch überdacht, dadurch bereits Betriebserfahrungen mit einem ebenso angepassten, nahezu identischen Design durch den fünften Block des Kernkraftwerks Kosloduj bestehen. Erst nach genauer Analyse dieses Blocks sowie baugleicher Reaktoren in der Sowjetunion sollte die Zukunft des Werkes entschieden werden. Die Genehmigungsbehörde stellte eindeutig klar, dass vorher keine Betriebsgenehmigung für Belene genehmigt werden würde, sofern keine Verbesserungen und Funktionsnachweis gegen folgende Fälle erbracht wurden:<ref name="NEI_Bd-36"/><br />
* Schutz gegen Erdbeben im Falle einer Auslegungsüberschreitung<br />
* Sicherheit und Wirkung der Sicherheitssysteme<br />
* Designdokumentation des Sicherheitsbereichs, dadurch die Daten nicht mit den operativen Ergebnissen baugleicher Blöcke übereinstimmen<br />
* Nachweis der Qualitöätsdokumentationen einzelner Komponenten (Häufiges Problem bei sowjetischen Reaktormodellen)<br />
* Sicherheitsanalysyen des Designs, dadurch die sowjetische Seite keine Nachweise über die Sicherheit dieser Baulinie zur Verfügung stellte<br />
<br />
Weitere Probleme und Kritik stellten die Lage des Werkes selbst dar, dadurch das Gebiet als Erdbebenregion gilt.<ref>''The petroleum economist, Band 58''. Petroleum Press Bureau, 1991. Seite 16.</ref> Besonders Engagiert zeigte sich hinsichtlich dieses Risikos die Protestgruppe Ecoglasnost.<ref name="ISBN_2831700361"/> Allerdings gab es im Jahr 1991 noch die Entscheidung seitens der Bulgarischen Regierung die Reaktoren in Belene in naher Zeit doch zu vollenden um die beiden ältesten Reaktoren in Kosloduj zu ersetzen. Ein fester Termin wurde jedoch nicht gesetzt,<ref>Radio Free Europe, RFE/RL, inc: ''Report on Eastern Europe, Band 2,Ausgaben 40-52''. RFE/RL, Inc., 1991. Seite 9.</ref> lediglich die Inbetriebnahme der Anlage wurde für frühstens 1994 vorausgesagt. Dies wurde jedoch von den 18&nbsp;Umweltgruppierungen des Landes stark kritisiert, hauptsächlich aufgrund der Erdbebengefährdung. Durch die starke Unabhängigkeit der Gruppierungen formierte sich eine starke Lobby gegen die Anlage. Obwohl die Anlage in Kosloduj weitaus mehr Gefahrenpotential bietet und Probleme aufweist, fokussierten sich die Gruppierungen hauptsächlich auf Belene.<ref>Matthias Finger: ''The Green movement worldwide''. In: Band 2 von Research in social movements, conflicts and change: Supplement; Band 2 von Monographs in Organizational Behavior and Industrial Relatio. Jai Press, 1992. ISBN 1559385308. Seite 66.</ref> Die Bulgarische Regierung entschied sich jedoch anschließend den Baustopp vorerst zu belassen und bis zum Jahr 2010 den Betrieb der Blöcke drei bis acht des Kernkraftwerks Kosloduj fortzuführen. Erst danach wäre über die Aufhebung des Baustopps zureden. Die Stadt Swischtow wollte im Falle einer Wiederaufnahme des Baus ein Refeendum durchführen. Ein Vertreter der Bezirksverwaltung lehnte dieses jedoch eigenmächtig ab, weshalb vor dem Kriegsgericht in Veliko es zu einem Prozess kam. Allerdings wurde das Referendum vor Gericht abgewiesen, dadurch es keine lokale Angelegenheit sei, sondern eine Nationale ob das Kernkraftwerk errichtet werden würde oder nicht. Auch die Firmen Westinghouse und Siemens äußersten sich zu dem Erdbebenrisiko des Standortes, bewerteten das Gebiet jedoch als kaum Gefährdet, weshalb der Standort Belene bevorzugt werden würde und zudem alle internationalen Sicherheitsstandards garantiert werden können.<ref name="Südost_Europa_Bd-42">Südost-Institut München. Abteilung Gegenwartsforschung: ''Südost Europa, Band 42,Ausgaben 7-12''. Die Abteilung, 1993. Seite 576.</ref><br />
<br />
=== Fertigstellung ===<br />
Bereits 1994 gab es erneute Überlegungen die Anlage zu vollenden und bis 2010 in Betrieb zu setzen, allerdings nur einen der zwei Reaktoren. Theoretisch könnte die Ausrüstung der Anlage preisgünstig aus Russland erworben werden durch die dortige Stornierung zahlreicher Blöcke gleicher Bauart. Allerdings müssten die Untersuchungen des Standortes erneut vorgenommen werden, ebenso die Untersuchung auf die Erdbebenwahrscheinlichkeit. Als Alternativ-Konzept wurde auch der Bau eines Kernkraftwerks einer Firma aus des westlichen Teil der Erde diskutiert. Seitens der Energiekommission Bulgariens gäbe es keine wirtschaftlichere Alternative als die Nutzung der Kernenergie zur Elektrizitätserzeugung.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany): ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 39''. Handelsblatt GmbH, 1994. Seite 813.</ref> Die Bulgarische Regierung wollte zur Finanzierung die Europäische Bank für Wiederaufbau und Entwicklung um einen Kredit für die Anlage bitten.<ref>Günther Handl: ''Yearbook of international environmental law, Band 4''. Graham & Trotman, 1994. ISBN 019825895X. Seite 292.</ref> Seitens der Europäische Bank für Wiederaufbau und Entwicklung wurde die Anlage in Belene sicherheitstechnisch als akzeptabel eingeordnet. Als Alternativprojekt wurde der Zubau eines weiteren Reaktors in Kosloduj erwogen.<ref>''Nuclear engineering international, Band 40''. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1995. Seite 12, 13.</ref> Allerdings würden sich westliche Firmen sowie Russland an den Aufbau des Werkes in Belene beteiligen.<ref>Franz-Lothar Altmann, u.a.: ''Mittel- und Osteuropa auf dem Weg in die Europäische Union: Bericht zum Stand der Integrationsfähigkeit: Strategien für Europa''. Die Stiftung, 1995. ISBN 3892042144. Seite 44.</ref> Allerdings fehlten der Regierung insgesamt 1,3&nbsp;Milliarden Dollar für eine Fertigstellung des Werkes.<ref name="ISBN_0896085139">Wadebridge Ecological Centre: ''The ecologist, Band 26''. Ecosystems Ltd., 1996. ISBN 0896085139. Seite 60.</ref> Noch am 27.&nbsp;November 1995 unterzeichnete Russland mit Bulgarien ein Abkommen über die Finanzierung des Werkes mit einem Kredit von Russland.<ref>Peter Robejsek: ''Plädoyer für eine sanfte NATO-Osterweiterung: including English summary''. P. Lang, 1999. ISBN 3631342888. Seite 108.</ref><br />
<br />
Seitens der Électricité de France gab es Interesse an einer Beteiligung am Werk. Nachdem jedoch der eventuelle Fortbau bekannt wurde begannen die Proteste erneut. Auch Organisationen in anderen Ländern wurden aufgerufen sich an den Protesten zu beteiligen und für alternative Energien in Bulgarien zu demonstrieren.<ref name="ISBN_0896085139"/> Allerdings stellte bereits die Finanzierung des Projekts Probleme, dadurch sich keiner investor finden konnte, der die noch fehlenden rund eine Milliarden Dollar decken könnte<ref>Bureau of National Affairs (Arlington, Va.): ''International environment reporter: current report, Band 20,Ausgabe 1''. Bureau of National Affairs, 1997. Seite 538.</ref> Erst um das Jahr 2000 wurden die Planungen für Belene geändert und der Bau eines 600&nbsp;MW starken Rektors bevorzugt, der seitens Russland preiswerter wäre und bereits 2006 den Betrieb hätte aufnehmen können.<ref>International Energy Agency, u.a.: ''Black Sea energy survey''. International Energy Agency, 2000. Seite 145.</ref><br />
<br />
=== Neue Ausschreibung ===<br />
Mit der Verabschiedung des im Juni 2002 beschlossenen neuen Gesetzes zur friedlichen Nutzung der Kernenergie wurden die Ansprüche der Gesetzesvorgaben dem internationalen Stand angepasst.<ref name="ISBN_9789201013088"/> In der Folge bewarben sich für eine neue Ausschreibung insgesamt fünf Firmen, darunter Atomstroiexport, die Škoda-Allianz, Westinghouse, Areva und Atomic Energy of Canada Limited. Allerdings bescheinigte die Presse aufgrund interner Briefe zwischen der kanadischen Anbieterin Atomic Energy of Canada Limited und der Bulgarischen Regierung die besten Chancen auf das Projekt.<ref>''Keesing's record of world events, Band 50,Ausgaben 1-12''. Longman, 2004.</ref> Ein im November 2004 veröffentlichter Studienbericht zur Analyse der Reaktordesigns auf Wirtschaftlichkeit und die technische Ausrüstung hat jedoch ergeben, dass zwei Druckwasserreaktoren am geeignetsten schienen. Im Januar 2005 wurden entsprechende Anhörungen vor Ort in Belene vorgenommen. Am achten April 2005 wurde schließlich in der Entscheidung&nbsp;260 des Ministerrates der Bau des Kernkraftwerks Belene gene,hmigt mit einer Kapazität von 2000&nbsp;MW. Auf der Basis der Ergebnisse wurde am zehnten Mai 2005 ein Auswahlverfahren für die entsprechenden Bieter eröffnet, bei dem sich nur Atomstroiexport und die Škoda-Allianz bewarben.<ref name="ISBN_9789201013088"/> Obwohl beide die gleichen Baulinien vermarkten wollen sind die Angebote unterschiedlich. Jedes der beiden Unternehmen legte mehrere Bauvarianten vor.<ref name="Belene_offers">The WorleyParsons Group: ''Evaluation of the offers for engineering, procurement and construction of Belene NPP''. Seite 12 bis 24. [http://www.belene-npp.com/uploads/file/12/offers_evaluation_presentation_31_oct_eng.pdf Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gWOdvXT Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Atomstroyexport trat mit insgesamt vier verschiedenen Bauvariantenan:<ref name="Belene_offers"/><br />
* Die Variante '''[[AES-88]]''' war das Hauptangebot des Konzerns mit dem Bau von einen der WWER-1000/320 und einen WWER-1000/466B. Das Reaktordesign von Block zwei bietet ein dreifaches redundantes Sicherheitssystem und gleicht mit dem Containment stark dem WWER-1000/320, der bisher in Belene errichtet worden war. Allerdings enthält das Design einen [[Kernfänger]], der im Falle einer Kernschmelze das Corium nach Austreten aus dem Reaktordruckbehälter auffängt. Außerdem sind mehrfach redundante passive Sicherheitseinrichtungen vorhanden. Im Angebot enthalten war die Lieferung beider Turbinen und der Generatoren. Für Block 1 kam eine Turbine vom Typ K-1100-60/1500-2M infrage in Kombination mit einem Generator vom Typ TWW-1000/4UZ. Für Block zwei wiederum eine herkömmliche Turbine vom Typ K-1000-60/300 mit selben Generator. Die elektrische Leistung jedes Block läge dann bei 1040,5&nbsp;MW brutto, netto bei 1001,6&nbsp;MW. Die Standzeit des ersten Blocks wäre bei rund 40&nbsp;Jahren gelegen, die des zweiten bei 60&nbsp;Jahren. Gleichzeitig hätten die bestehenden Strukturen und Ausrüstungsgegenstände vollständig fort genutzt werden können und das schneller als die anderen Varianten innerhalb von 5,5&nbsp;Jahren den ersten Block, innerhalb von 6,5%&nbsp;Jahren den zweiten. Allerdings würden zwei unterschiedliche Reaktortypen errichtet werden, die viele neue Technologien mit alten mischen.<br />
* Die '''AES-88-Alternativen''' wurden zusätzlich zum Hauptangebit angeboten und umfassen zwei Konzepte:<br />
** ''A87:'' Errichtung beider Blöcke als WWER-1000/466B, jedoch ohne Lieferung der Turbinen und Generatoren, die allerdings optional in das Angebot integriert werden können.<br />
** ''N87:'' Umfasst ausschließlich den nuklearen Teil der Anlage. Hier wird nur die Errichtung des nuklearen Teil angeboten im AES-88-System.<br />
[[Datei:WWER-1000 V392.png|miniatur|hochkant|WWER-1000/392 als AES-92]]<br />
* Die Variante '''[[AES-92]]''' war ein sekundäres Angebot und sah den Neubau des Werkes vor mit zwei Reaktoren vom Typ WWER-1000/466B. Im Gegensatz zum AES-88 besitzt das Design vierfach redundante Sicherheitssysteme und ein Doppelcontainment. Weiter sind ebenfalls passive Sicherheitseinrichtungen sowie ein Kernfänger bei jedem Block vorhanden. Bei dem Angebot war ebenfalls die Lieferung der Turbinen vom Typ K-1000-60/3000 inbegriffen mit den Generatoren vom Typ TWW-1000-2UZ. Beide Blöcke würden die leistungsstärksten Varianten darstellen, die angeboten wurden mit einer Leistung von 1049,7&nbsp;MW brutto und 1011&nbsp;MW netto. Die Standzeit beider Blöcke läge bei 60&nbsp;Jahren. Jedoch wäre die Bauzeit mir 6,5&nbsp;Jahren für Blocke ins und 7,5&nbsp;Jahren für Block zwei relativ lang gewesen. Das war jedoch der einzige bewertete Mangel des Angebotes.<br />
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Die Škoda-Allianz bot insgesamt zwei Varianten an, beide auf Basis von zwei WWER-1000/320-CS, wie sie am Standort [[Kernkraftwerk Temelín|Temelín]] betrieben werden:<ref name="Belene_offers"/><br />
* Die Variante '''Škoda E''' sah den Bau von zwei Reaktoren vor und die möglichst effiziente Nutzung der existierenden Strukturen. Die Turbinen sollten vom Typ MTD80&nbsp;1000&nbsp;MW/3000 sein und in Kombination mit einen Generator vom Typ H682&nbsp;972/2-HV betrieben werden. Als Alternative wurde die Nutzung der bereits in Fertigung befundene Turbine des ehemaligen Sowjetprojekts vorgeschlagen, wobei für Block zwei eine Turbine von Škoda zum Einsatz kommen muss, da noch keine gefertigt wurde. Mit einer Leistung von 1035,8&nbsp;MW brutto und 985,8&nbsp;MW netto stellt dieses Angebot das Leistungsschwächste dar. Zudem beträgt die Standzeit in diesem Falle pro Block nur 40&nbsp;Jahre. Bei den passiven Sicherheitssystemen fällt das Design vollkommen aus der Reihe, dadurch es außer den aktiven Systemen keine zusätzlichen passiven Systeme gibt. In diesem Falle fällt es sogar aus den Vorgaben der Ausschreibung aus. Die Bauzeit des ersten Blocks würde sechs Jahre betragen, die des zweiten 7,5&nbsp;Jahre.<br />
* Die Variante '''Škoda G''' sieht das gleiche Angebot vor wie für Škoda E. Der einzige Unterschied liegt in der Bauweise dar Anlage. Bei Škoda E werden die vorhandenen Strukturen abgerissen und vollständig von der grünen Wiese an neu errichtet. Die Bauzeit des ersten Blocks würde hierbei rund 7,5&nbsp;Jahre betragen, die von Block zwei insgesamt acht Jahre und elf Monate. Die technischen Parameter sind identisch mit denen der Variante Škoda E.<br />
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In einem Punkteverfahren wurden die verschiedenen Konzepte bewertet. Am besten schnitt das Angebot AES-92 von Atomstroiexport ab, gefolgt vom Basisangebot mit AES-88. Auf den beiden letzten Plätzen waren die Angebote von der Škoda-Allianz. Einer der wichtigsten Gründe weshalb das AES-92 entsprechend abschnitt war die Fortschrittlichkeit und die Sicherheitskonfiguration der Anlage. Zudem ist diese Reaktoranlage die einzige die nicht in früher Zeit mit Sicherheitsnachrüstungen ausgestattet werden. Im Endergebnis wurden nur noch die beiden besten Angebote beider Bieter gewertet. Den ersten Platz belegte schließlich das AES-92-Angebot von Atomstroiexport mit zwei WWER-1000/466B und einem Preis von 3.997.260.000&nbsp;Euro, gefolgt vom Angebot der Škoda-Allianz mit Variante Škoda E für zwei WWER-1000/320 bei einem Preis von 4.098.000.000&nbsp;Euro. Ein weiterer Grund liegt im Erzeugungspreis, der beim Atomstroiexport-Angebot bei 36 bis 37&nbsp;Euro pro Megawattstunde lag, beim Škoda-Angebot jedoch bei 40 bis 43&nbsp;Euro je Megawattstunde. Ausschlaggebend war jedoch der Aufkauf der alten Komponenten des Werkes seitens Russland,<ref name="Belene_offers"/> weshalb sich die Nationale Elektrizitätsgesellschaft für das Angebot von Atomstroiexport mit zwei AES-92 entschied. Am 29.&nbsp;November 2006 wurde ein entsprechendes Abkommen hierfür unterzeichnet.<ref name="ISBN_9789201013088"/> Der Vertrag umfasst neben den Lieferungen von Atomstroiexport die Installation von Leittechnik der Firma Areva. Seitens Atomstroiexport wurde zusätzlich die Beteiligung Siemens an dem Projekt favorisiert.<ref>World Nuclear News: ''Russian firm to complete Bulgarian plant'', 11.01.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=12574&LangType=2057 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gZXGY0M Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Am zweiten Mai 2007 bot die Nationale Elektrizitätsgesellschaft insgesamt 49&nbsp;% von dem Werk für einen Partner zum Erwerb an. Die Gesellschaft selber behält jedoch mit 51&nbsp;% den Mehrheitsanteil. Durch einen zweiten Investor würde die Anlage entsprechend finanziert werden können. Weiter hoffte die bulgarische Regierung auf Förderungen der Europäischen Investmentbank im Rahmen des [[Euratom]]-Abkommens.<ref>World Nuclear News: ''Belene project seeks investors'', 03.05.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13346&LangType=2057 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gaKfa9k Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis Juli gaben insgesamt sechs Unternehmen ihr Interesse an dem Werk bekannt, darunter Electrabel (Belgien), Enel (Italien), ČEZ (Tschechien), Électricité de France (Frankreich), E.ON und RWE (beide Deutschland). Vier weitere Unternehmen, darunter ATEL, Elektrizitätsgesellschaft Laufenburg (beide Schweiz), Endesa (Spanien) und Kumerio Med (Kuperhütte aus Belgien) waren ebenfalls interessiert, jedoch nur an einer 25&nbsp;Prozentigen Beteiligung.<ref>World Nuclear News: ''Nuclear investors shortlisted for Belene'', 20.07.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=13746&LangType=2057 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gf7gUZv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis zum ersten Oktober 2007 wurden von den entsprechenden Unternehmen einige Angebote angefordert für die Beteiligung an dem Werk. Alle fünf großen Interessenten an den 49&nbsp;% wurden dazu aufgefordert, allerdings lies die Électricité de France als einziges Unternehmen diese Aufforderung bis zum ersten Oktober verstreichen und war somit als möglicher Teilhaber ausgeschieden. Währenddessen wurde seitens Euratom eine Förderung des Projekts mit 300&nbsp;Millionen Euro bewilligt.<ref>World Nuclear News: ''Five bids to participate in Belene'', 18.10.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14244&LangType=2057 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gfWOd6b Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Jedoch gab im Dezember die Nationale Elektrizitätsgesellschaft den Bietern für das Projekt bekannt, die Angebote zu Verbessern hinsichtlich einer eventuellen zukünftigen Rolle als Manager des Werkes, nicht nur als Teilhaber.<ref>World Nuclear News: ''NEK requests improved Belene offers'', 21.12.2007. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14608&LangType=2057 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gfkmqzJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Seitens Russland stellt Belene einen wichtigen Schritt innerhalb der Europäischen Union dar, denn Atomstroiexport erwartete als Folge eventuelle Folgeaufträge innerhalb der Europäischen Staaten, die neue Perspektiven für dieses Reaktordesign schaffen könnten.<ref>World Nuclear News: ''Belene contract 'opens new prospects' for Russia in Europe'', 18.01.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=14696 Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gg1HQrI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Während dessen gab es jedoch neue Probleme beim Projekt. Aufgrund von Protesten seitens Greenpeace gegen eine Kreditvergabe durch die Italienische UniCredit-Group gab diese als Antwort bekannt, dass die Risiken der Kernenergie in zukünftigen Generationen ein schwieriges Thema darstellen.<ref>World Nuclear News: ''Bank concedes to anti-nuclear pressure'', 07.02.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/C/Bank_concedes_to_antinuclear_pressure_070208.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64ggLG6Po Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Als direkte Folge stieg die Bank aus etwaigen Finanzierungen von Belene aus.<ref>''Profil, Band 37''. Wirtschafts-trend Zeitschriftenverlag., 2006. Seite 276.</ref> Für Bulgarien selbst wurde Belene jedoch zur Lösung der Energieprobleme des Landes, weshalb Wirtschafts- und Energieminister Petar Dimitrow die Fertigstellung des Kernkraftwerks weitaus höhere Wichtigkeit voranstellt als den Ausbau von Wind- und Solarenergie.<ref>World Nuclear News: ''Bulgarian minister prefers nuclear to wind, solar'', 28.02.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT/Bulgarian_minister_prefers_nuclear_to_wind_solar_280208.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gggYON5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am zwölften März 2008 wurde letztlich eine Endauswahl über die möglichen Investoren des Werkes getroffen, in der sich Electrabel und RWE qualifizierten.<ref name="WNN_2008-03-12">World Nuclear News: ''Shortlist of investors in Belene down to two'', 12.03.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Shortlist_of_investors_in_Belene_down_to_two_120308.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gguuD1F Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings gab es bereits vorgher Spekulationen, dass RWE sein Interesse an dem Werk verloren habe, weshalb der zuständie Projektmanager für Belene, Holger Biet nach Sofia flog und ein Treffen mit dem Wirtschafts- und Energieminister Petar Dimitrow organisierte, in dem er hervorhob, dass das Unternehmen seine Position für Belene halte und sich beteiligen möchte.<ref>World Nuclear News: ''RWE reassures on Belene'', 15.05.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-RWE_reassures_on_Belene_1505081.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64ghGKjaJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Am dritten September 2008 wurde eine Zeremonie zur Erschließung des Standortes eingehalten und markiert damit den Beginn der ersten Arbeiten am Standort. Anwesend waren der Premierminister Bulgariens, Sergei Stanischew sowie Vertreter von Atomstroiexport, Areva und Siemens. Im Oktober 2008 wurde RWE als 49&nbsp;% Anteilseigner von Belene bestimmt und hat sich damit gegen den Konkurrenten Electrabel aus Belgien durchgesetzt. Damit muss sich das Unternehmen mit 1,275&nbsp;Milliarden Euro an dem Projekt beteiligen, wobei zusätzlich 300&nbsp;Millionen seitens eines Kredits von RWE zur Verfügung standen.<ref>World Nuclear News: ''RWE the winner in Belene contest'', 06.10.2008. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-RWE_the_winner_in_Belene_contest-0610087.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64ghp6yuF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Juni 2009 wurde mit den Ischora Werken ein 114&nbso;Millionen Dollar Vertrag aufgesetzt für die Lieferung der beiden neuen Reaktordruckbehälter, die entsprechenden Einbauten des Reaktors sowie wichtige Rohrleitungen. Ein zweiter Vertrag für die Lieferung der acht Dampferzeuger wurde separat unterzeichnet und bietet ein Finanzvolumen von 90&nbsp;Millionen Euro. Die Komponenten sollten Planmäßig zwischen 2010 und 2012 angeliefert werden.<ref>World Nuclear News: ''Major components for Belene'', 18.06.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Major_components_for_Belene_1806091.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64giD1PHL Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nachdem im Juli 2009 eine neue Regierung gewählt wurde gab es Pläne über die Änderung der Finanzierung des Projekts auf pur privatwirtschaftliche Verfahren. Nebenher gab es auch Differenzen zwischen der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft und dem RWE über die Finanzierung, dadurch das RWE in den meisten Fällen Garantien haben wollte, die Bulgarien nicht überall geben konnte. Allerdings stand die neue Bulgarische Regierung zu dem Projekt und schloss eine Stornierung aus.<ref>World Nuclear News: ''New Bulgarian government to complete Belene'', 09.07.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-New_Bulgarian_government_to_complete_Belene-0907095.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64giYVyDa Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings gab es auch politische Änderungen, die indirekt Belene betreffen, denn das Wirtschafts- und Energieministerium wurde in zwei eigene Ministerien gesplittert und damit nur noch das Energieministerium für Belene verantwortlich. Der Energieministerposten war allerdings sechs tage vor Aufnahme der Regierungsarbeit nicht besetzt worden, dadurch die bulgarische Regierung eine erfahrene Person haben wollte, vorzüglich wurde auf Vladimir Uruchev spekuliert, ein Mitglied des europäischen Parlaments.<ref>World Nuclear News: ''Bulgaria's new government to support Belene'', 21.07.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Bulgarias_new_government_to_support_Belene_2107091.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gixRwii Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Der neue Energieminister wurde schließlich Traicho Traikov, der jedoch bereits in den ersten Wochen die letzten Entscheidungen zum Kernkraftwerk Belene auf den Prüfstand stellte und möglicherweise einige Abkommen mit Russland reverdieren würde. Das RWE kündigte währenddessen in der ''Financial Times'' an, dass der Konzern jeder Zeit bereit sei aus dem Projekt auszusteigen. Als weiteres Problem kommt hinzu, dass die anderen Bieter die sich an dem Projekt zu 49&nbsp;% beteiligen wollten, aufgrund des Finanzierungskonzeptes der neuen Regierung ebenso ihr Interesse an dem Projekt verloren haben. Die ''Financial Times'' bewertete daher einen eventuellen Ausstieg von RWE aus dem Projekt als ein Ende des Kernkraftwerks Belene. Die Interessengruppierung Bulatom warnte die Regierung ebenso von einem Ausstieg aus dem Projekt, dass die bereits angespannte Netzsituation weiter verschärfen könnte. Seitens der Bulgarischen Regierung wurde neben RWE die Beteiligung der staatlichen Bulgarischen Energieholding diskutiert, die allerdings zusammen mit der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft niemals ein zweiblöckiges Kernkraftwerk finanzieren könnte.<ref>World Nuclear News: ''Tough decisions ahead for the Bulgarian government'', 24.08.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Tough_decisions_ahead_for_the_Bulgarian_government_2408091.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gjkEvel Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings stellte man am ende fest, dass in allen Fällen Geld fehlen würde, auch in der bestehenden Situation, sofern der Staat seinen Anteil dem Werk verringert. Als Lösung focierte man von der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft und ihrem Anteil von 51&nbsp;% etwa 20&nbsp;% abzusplittern, ein Tochterunternehmen mit der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft als Mehrheitseigentümer zu gründen und bulgarische Unternehmen daran teilhaben zulassen. Ein ähnliches Konzept war bisher vorgesehen gewesen zusammen mit RWE zum Betrieb des Werkes.<ref>World Nuclear News: ''Start again at Belene'', 01.10.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Start_again_at_Belene_0110091.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gkISZps Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Im Oktober 2009 wurde ein weiterer Komponentenauftrag von Atomstroiexport an Power Machines vergeben zur Lieferung der zwei Generatoren und Turbinen, einschließlich der Kondensatoren. Weiter enthält der Vertrag ein Abkommen über die Lieferung der entsprechenden Hilfssysteme. Zusammen sollten diese Komponenten zwischen 2011 und 2012 geliefert werden.<ref>World Nuclear News: ''Belene equipment contract for Russian companies'', 27.10.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Belene_equipment_contract_for_Russian_companies-2710097.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gkbAH1b Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings gab es einen großen Rückschlag, nachdem am 28.&nbsp;Oktober 2009 RWE endgültig aus dem Projekt ausstieg und damit seinen 49&nbsp;Prozentigen Anteil aufgab. Als Grund nannte das RWE die Finanzierung des Projekts, die seitens der Bulgarischen Regierung und der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft nicht eindeutig geregelt werden konnte. RWE konnte keine Gesellschaft finden, die deren Anteile übernehmen wollte, weshalb diese an die Nationalen Elektrizitätsgesellschaft zurückgegeben wurden.<ref>World Nuclear News: ''RWE pulls out of Belene'', 28.10.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/C_RWE_pulls_out_of_Belene_2810092.html Abgerufen] am 14.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64gl43E1v Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens der Bulgarischen Regierung wurde als Folge eine neue Ausschreibung angekündigt für etwa 49&nbsp;% des Projekts. Weiter sollen für etwaige Kredite jedoch keine Staatsgarantien mehr vergeben werden.<ref>World Nuclear News: ''New investment plan for Belene'', 25.11.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/C_New_investment_plan_for_Belene_2511091.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64hyWVHfY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings rückte gegen Ende November eine Alternativoption für Belene ins Licht durch einen Neubau ein Kosloduj. Allerdings würde sofern die Marktlage entsprechende Resonanz bildet der Bau von zwei Nuklearprojekten ebenso funktionieren, allerdings gibt es bei Belene eben die Frage der Finanzierung. Seitens Russland stünde das Angebot über einen 3,8&nbsp;Milliarden Euro-Kredit für das Werk in Aussicht, das jedoch Bulgarien bisher ablehnte.<ref>World Nuclear News: ''Kozloduy in the frame for new build'', 27.11.2009. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Kozloduy_in_the_frame_for_new_build_2711093.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i1jSOmu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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Im Februar 2010 belief sich das Kreditvolumen das von Russland angeboten wurde auf nur noch zwei Milliarden Euro, eine reduzierte Summe die von Bulgarien maximal angenommen werden würde. Der Bulgarische Finanzminister Simeon Djankow wollte allerdings auf keinen Fall diesen Kredit annehmen. Rosatom bot im Gegenzug auch eine Beteiligung an dem Werk zu 30 bis 35&nbsp;% an und gleichzeitig eine Beizahlung von zwei Milliarden Euro. Allerdings führen diese finanziellen Fragen zu Spannungen in den Beziehungen zwischen Russland und Bulgarien, die sich bei einem Besuch des Ministerpräsidenten in Sofia widerspiegelten.<ref>World Nuclear News: ''Russia pressures Bulgaria on Belene loan'', 22.02.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russia_pressures_Bulgaria_on_Belene_loan-2202105.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i29vEiV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bis zur Deadline am ersten April 2010 fällte die Regierung Bulgariens keine Entscheidung zur eventuellen Beteiligung von Rosatom an dem Werk. Die Bulgarian Energy Holding hingegen, die 2008 mit verschiedenen Unternehmen aus Bulgarien gegründet wurde, darunter das Kernkraftwerk Kosloduj, die Nationele Elektrizitätsgesellschaft, Bulgargaz, den Maritsa Istok Minen und dem Kraftwerk Maritsa Istok&nbsp;II, möchte das gesamte Finanzierungsmodell des Werkes weiter abändern. Obwohl die Holding einen Beitrag von vier Milliarden Euro leisten kann, fehlen weiter rund zwei Milliarden Euro zur Vollendung des Werkes.<ref>World Nuclear News: ''Bulgaria seeks new financial model for Belene'', 06.04.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Bulgaria_seeks_new_financial_model_for_Belene-0604105.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i2aEPEK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein weiteres Problem war jedoch, dass Nachrechnungen den ehemaligen Preis des Werkes für rund vier Milliarden für unrealistisch hielten. Mit eingerechneter Inflationsrate lägen die Kosten zwischen sechs und zehn Milliarden Dollar.<ref>World Nuclear News: ''Bulgaria advances plans for new nuclear'', 19.08.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Bulgaria_advances_plans_for_new_nuclear_1908101.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i2s1vGK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Damit wurde prognostiziert, dass die Megawattstunde aus dem Werk nicht nur 40, sonder 60&nbsp;Euro kosten würde.<ref>World Nuclear News: ''Price named for new Kozluduy units'', 07.09.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN_Price_named_for_new_Kozluduy_units_0709108.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i32dHDP Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
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In der Folge der Preiskalkulationen setze sich Bulgarien eine Preisgrenze von sieben Milliarden Euro und damit eine vorläufige Verlängerung des Vertrags mit Atomstroiexport um sechs Monate. Bojko Borissow wollte jedoch das Projekt noch um 700 bis 800&nbsp;Millionen Euro im Preis drücken. Nach Rechnungen des Finanzministers wird das projekt jedoch nicht billiger, sondern bis 2020 zwischen acht und neun Milliarden Euro kosten. Aufgrund dieser Preisprobleme stufte die Ratingagentur ''Standard & Poor's'' die Kreditwürdigkeit der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft von ''BB'' auf ''BB-'' ab. Die direkte Folge ist eine offene Frage, ob die Gesellschaft überhaupt in der Lage ist das Kernkraftwerk noch Finanzieren zu können.<ref>World Nuclear News: ''Price is 'set' for Belene'', 20.10.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/C_Price_is_set_for_Belene_2010101.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i3Sh1O3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bojko Borissow hat sich allerdings für die Anlage selbst im Ausland stark gemacht, sodass Koratien und Serbien ihr Interesse an dem Projekt äußerten, allerdings nur zwischen ein und zwei Prozent. Er selber erhoffte eine Entscheidung bis zum 13.&nbsp;November 2010, bis der Russische Premierminister Wladimir Putin in Sofia für wichtige Gespräche anreist.<ref>World Nuclear News: ''Croatia, Serbia invited to join Belene'', 08.11.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/IT-Croatia_Serbia_invited_to_join_Belene-0811108.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i3v8VSU Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bei diesem Gespräch mit Putin wurde erstmals ein fester Preis für die Anlage erörtert, der zwischen sechs und zehn Milliarden Euro liegen solle. Borissow machte Puten dabei auf die falschen Kalkulationen aufmerksam.<ref>World Nuclear News: ''Russia names price for Belene'', 15.11.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russia_names_price_for_Belene-1511104.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i4G7YZc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 30.&nbsp;November wurde ein Memorandum of Understanding zwischen Bulgarien und Russland unterzeichnet bezüglich einer Investorsuche. Rosatom warb die finnische Gesellschaft Fortum an, die an 1&nbsp;% des Werkes, oder anders 20&nbsp;MW interessiert war. Ein ähnliches Beteiligungsinteresse gab es auch vom Bundesland Bayern.<ref name="WNN_2010-12-01">World Nuclear News: ''Belene investors framework'', 01.12.2010. [http://www.world-nuclear-news.org/C_Belene_investors_framework_0112101.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i4d9Hf3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Stornierung ===<br />
Anfang des Jahres 2012 sollte das Projekt mit der Europäischen Union und den Russischen Partnern noch einmal erörtert werden. Seitens des Energieministers Trajtscho Trajkow wurde eher der Bau neuer Reaktoren in Kosloduj angeregt. In drei Wochen sollte abgeklärt werden, ob die Anlage nun errichtet werden würde oder nicht.<ref>Europe Online Magazin: ''Bulgarien wird Atomkraftwerk-Projekt mit Brüssel erörternk'', 12.01.2012. [http://www.europeonline-magazine.eu/bulgarien-wird-atomkraftwerk-projekt-mit-bruessel-eroertern_180961.html Abgerufen] am 15.01.2012. ([http://www.webcitation.org/64i57yatU Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im März des gleichen Jahres ersetzte Deljan Dobrew den bisherigen Minister Trajtscho Trajkow aufgrund von Meinungsverschiedeneheiten im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk Belene.<ref>Europe online magazine: ''Neue Minister in Bulgarien - Bau von AKW Belene unklar'', 21.03.2012. [http://www.europeonline-magazine.eu/neue-minister-in-bulgarien---bau-von-akw-belene-unklar_198589.html Abgerufen] am 24.03.2012. ([http://www.webcitation.org/66OpzkkVt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens des Premierministers Bojko Borissow wurde in Aussicht gestellt den bereits bestellten Block in Kosloduj zu errichten. Ob Belene dann aufgegeben würde war nicht klar.<ref>relevant.at: ''Belene-Reaktor könnte in Kosloduj eingebaut werden'', 16.03.2012. [http://relevant.at/wirtschaft/energie/486424/belene-reaktor-koennte-kosloduj-eingebaut-werden.story Abgerufen] am 24.03.2012. ([http://www.webcitation.org/66OqFb2vI Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Russland lenkte gegen Ende März 2012 ein und gab bekannt, dass im Zweifelsfall neue Verhandlungen mit der bulgarischen Regierung über Belene geführt werden würden, sofern Bulgarien sich zu einer endgültigen Position in der Frage um Belene bemüht. Sseitens des Ministerialen Vorstands des Staatskonzerns Rosatom, Sergei Kirijenko wurde festgelegt, dass sofern das Projekt storniert werde Bulgarien den bereits gefertigten Reaktordruckbehälter gerne für Kosloduj erwerben könnte.<ref>novinite.com: ''Rosatom Offers Bulgaria Yet Another Extension of Belene NPP Contract'', 23.03.2012. [http://www.novinite.com/view_news.php?id=137825 Abgerufen] am 24.03.2012. ([http://www.webcitation.org/66OqbPYbJ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 28.&nbsp;März 2012 wurde das Werk offiziell aufgegeben zugunsten von Kosloduj-7.<ref>Nuklearforum Schweiz: ''Bulgarien verzichtet auf Belene zugunsten Kosloduj-Ausbaus'', 04.04.2012. [http://www.nuklearforum.ch/ebarticle.php?art_id=de-13333485489167&id=de-116487550462 Abgerufen] am 05.04.2012. ([http://www.webcitation.org/66hgPz2Fu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Am 26.&nbsp;April 2012 gründete sich ein Komitee, dass eine Petition für ein Referendum in Bulgarien ausarbeiten will. Das Referendum soll grundsätzlich der Entwicklung der Kernenergie in Bulgarien fördern und den Bau des Kernkraftwerks Belene fordern.<ref>FOCUS News Agency: ''Initiative committee for referendum on Belene NPP to be established on Thursday'', 26.04.2012. [http://www.focus-fen.net/index.php?id=n276565 Abgerufen] am 27.04.2012. ([http://www.webcitation.org/67F3rNRi8 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Zwei Monate nach der Aufgabe des Projekts wurde bekannt, dass sich die Kosten für die Stornierung auf rund 12,5&nbsp;Milliarden Euro belaufen würde. Die Kosten teilen sich in 2,79&nbsp;Milliarden Euro als direkte Kosten auf, davon rund 910&nbsp;Millionen Euro als Kompensationszahlung an Atomstroiexport sowie weiteren 9,8&nbsp;Milliarden Euro als indirekte Verluste. Die Rückzahlung der Kredite wird 16&nbsp;Jahre in Anspruch nehmen.<ref>Nora Stoichkova: ''NPP Belene Cancellation to Cost Bulgaria EUR 12.5 Billion'', Standart News 22.05.2012. [http://paper.standartnews.com/en/article.php?d=2012-05-22&article=39185 Abgerufen] am 22.05.2012. ([http://www.webcitation.org/67qZa43bX Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Anfang August gab die von den Sozialdemokraten geführte Opposition bekannt, über 770000&nbsp;Unterschriften für das Referendum gesammelt zu haben, womit die Mindestanzahl von 500000&nbsp;Unterschriften überschritten wurde und ein Referendum ermöglicht. Der Premierminister Bojko Borissow gab allerdings zu verstehen, dass der Bevölkerung die Faktenlage klargemacht werden müsse und im Falle des Votums für das Kernkraftwerk Belene die Mehrkosten der Steuerzahler tragen müsste.<ref>Rudolf Hermann: ''Bulgaren müssen über AKW Belene abstimmen'', Neue Züricher Zeitung 02.08.2012. [http://www.nzz.ch/aktuell/international/bulgaren-muessen-ueber-akw-belene-abstimmen-1.17429578 Abgerufen] am 03.08.2012. ([http://www.webcitation.org/69dvZ97jt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Sekundär betonte der Minister Deljan Dobrew, dass das Werk mittlerweile rund 10,35&nbsp;Milliarden Euro kosten werde und damit doppelt soviel wie ursprünglich veranschlagt. Dieser Preis für die beiden Reaktoren wird allerdings nur gehalten werden können, wenn die finanzielle Situation in Russland, Bulgarien oder der europäischen Union unverändert bleiben sollten. Sekundär kann sich das Unternehmen selbst das Werk nicht leisten. Das finanzielle Vermögen der Nationalen Elektrizitätsgesellschaft beläuft sih auf rund 12&nbsp;Milliarden Lew, während die 10,35&nbsp;Milliarden Euro rund 20&nbsp;Milliarden Lew entsprechen und somit Belene das teuerste Energieprojekt des Landes wäre, teurer als die bestehende Infrastruktur, inklusive des [[Kernkraftwerk Kosloduj|Kernkraftwerks Kosloduj]] wert wäre.<ref>FOCUS News Agency: ''Belene NPP costs almost twice the price of Bulgaria’s entire energy sector: minister'', 02.08.2012. [http://www.focus-fen.net/index.php?id=n284441 Abgerufen] am 03.08.2012. ([http://www.webcitation.org/69dwDmc5j Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Nach dem Stand vom zwölften März 2008 sollte der erste Block 2014 und der zweite 2015 den Betrieb aufnehmen.<ref name="WNN_2008-03-12"/> Am ersten Dezember 2010 sahen die zahlen anders aus und mit einer Betriebnahme des ersten Reaktors im Jahr 2016 und des zweiten im Jahr 2017 gerechnet.<ref name="WNN_2010-12-01"/><br />
<br />
== Technische Details ==<br />
Die beiden Reaktoren die in Belene errichtet werden sollten sind vom Typ WWER-1000/446B als [[AES-92]]. Die Standzeit der Reaktoren liegt bei 60&nbsp;Jahren und weisen neben einer Hochdruckborierung, einer passiven Nachwärmeabfuhr und eines Kernfängers in allen Reaktorsicherheitssystemen eine vierfache Redundanz auf.<ref name="ISBN_9789201013088"/> Beide Blöcke sollten eine elektrische Bruttoleistung von 1000&nbsp;MW erreichen und eine Nettoleistung von 953&nbsp;MW.<ref name="Block-1"/><ref name="Block-2"/><br />
<br />
=== Ehemaliges Projekt ===<br />
Neben Elektrizität sollte zusätzlich [[Nukleare Fernwärme|Fernwärme]] aus gespeist werden und die 58&nbsp;Kilometer entferne Stadt Plewen, die 14&nbsp;Kilometer entfernete Stadt Swischtow und die drei Kilometer entfernte Stadt Belene versorgen. Die Wärmeleistung des Werkes mit zwei Blöcke wurde auf 700&nbsp;MWth kalkuliert.<ref>International Atomic Energy Agency: ''International Atomic Energy Agency bulletin, Bände 31-32''. The Agency, 1989. Seite 48.</ref><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Belene hat zwei in Bau befindliche Reaktoren.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=BG „Bulgaria“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Belene-1<ref name="Block-1">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=BG&refno=7 „Nuclear Power Reactor Details - BELENE-1“]</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/466B<br />
| align="right" | 953 MW<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 01.01.1987<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 28.03.2012 storniert<br />
|-<br />
| Belene-2<ref name="Block-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=BG&refno=8 „Nuclear Power Reactor Details - BELENE-2“]</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1000/466B<br />
| align="right" | 953 MW<br />
| align="right" | 1000 MW<br />
| align="right" | 31.03.1987<br />
| align="center" colspan="3" | Bau am 28.03.2012 storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* {{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Bulgarien}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Europa|Belene]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Belene]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1980er Jahren|Belene]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk an der Donau|Belene]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Benutzer:TZV/Spielwiese_6&diff=3196Benutzer:TZV/Spielwiese 62012-07-30T10:33:54Z<p>10.0.1.47: +</p>
<hr />
<div>Die Nutzung der '''Kernenergie in Russland''' begann als Nachfolgestaat der [[Kernenergie in der Sowjetunion|Sowjetunion]] am 1.&nbsp;Januar 1992. Das meiste Wissen und die Technologie wurde größten teils vollständig aus der Sowjetunion übernommen, von den Anlagen her jedoch nur diese, die auch auf dem Gebiet der Russischen Föderation lagen. Andere Anlagen musste an die entsprechenden Nachfolgestaaten abgegeben werden. Sowohl Militärisch als auch Zivil ist Russland einzigartig auf der Erde organisiert und bietet ein eher geschlossenes Informationssystem im Bezug auf den militärischen Bereich, jedoch Offen im zivilen Bereich. Das Land ist einer der größten Kerntechnikexporteure der Erde. Die Russische Föderation übernahm als Nachfolgestaat der Sowjetunion die am 1.&nbsp;Juli 1968 gesetzte Signatur des [[Atomwaffensperrvertrag]]s, der seitens der Sowjetunion Ratifiziert wurde und so auch von Russland übernommen wurde. Russland ist einer der fünf [[Atommacht|Atommächte]] der Erde.<br />
<br />
== Behörden-Struktur ==<br />
{|<br />
|-<br />
| '''Gosatomnadzdor'''<br />
|-<br />
| <br />
|<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Die Geschichte der Kernenergie in der Russischen Föderation als Nachfolgestaat der Sowjetunion begann mit einer wirtschaftlichen Stagnation, die aufgrund der Einführung der Marktwirtschaft und der Ausgliederung der Planwirtschaft Einzug hielt. Dies betraf auch die Nuklearindustrie sowie den militärischen Bereich, die aufgrund von fehlenden finanziellen Mitteln mit zum Teil primitiven Methoden arbeiteten und eine chronische Geldarmut in ganzen Einrichtungen Einzug hielt. Durch die Privatisierung einiger Sektoren kam es zu teilweise chaotischen Zuständen. Mit der Amtseinführung von Wladmir Putin als Ministerpräsident wurde ab 1999 die Nuklearindustrie vollständig neu organisiert. Mir der Reorganisation der Aufsichtsbehörde im Jahr 2004 und der Gründung des staatlichen Atomenergieunternehmens Rosatom im Jahr 2007 wurde die Aufsichtsbhörde 2008 durch das Unternehmen ersetzt und der größte Teil der militärischen und zivilen Zweige die mit Kernenergie zu tun haben dem Staatsunternehmen einverleibt als neue Aufsichtsbehörde. Das langfristige Ziel war es eine neue Umgebung zu schaffen zur wirtschaftlichen und effizienten Weiterentwicklung der Kerntechnik im zivilen und militärischen Sektor, sowie die wirtschaftliche Expansion auf dem internationalen Markt.<br />
<br />
=== Nachfolgestaat der Sowjetunion ===<br />
14 Kernkraftwerke<br />
<!-- Stonierung Altprojekte, Privatisierung vieler Zweige, Überwachung der Kernwaffen --><br />
<br />
=== Stagnation der Industrie ===<br />
<br />
=== Neuordnung des Nuklearsektors ===<br />
<!-- Gründung von Rosatom, Verstaatlichung des Energiesektors, Investitionen in Neuprojekte und Verbesserung der bestehenden Anlagen --><br />
<br />
=== Föderales Zielprogramm bis 2030 ===<br />
<!-- FTP 2007 bis 2010 und 2015, 2009: FTP 2009 bis 2015 und 2020, Pläne für FTP 2020 bis 2030 --><br />
<br />
== Organisation von Rosatom ==<br />
* '''Rosatom'''<br />
** ''Atomenergoprom''<br />
*** Urangewinnung<br />
*** Urananreicherung<br />
*** Brennstoffproduktion<br />
*** Atom- und Energieplanung<br />
*** Kernkraftwerksplanung und -bau<br />
*** Betrieb von Kernkraftwerken<br />
*** Wartung von Kernkraftwerken<br />
*** Schulung und Weiterbildung von Personal<br />
*** Isotopenproduktion<br />
*** Forschung und Entwicklung<br />
*** etwaige Nebenprodukte und Dienstleistungen (auch außerhalb der Nuklearindustrie)<br />
** ''Atomstroiexport''<br />
*** Planung von Kernkraftwerken im Ausland (AEP)<br />
*** Bau von Kernkraftwerken im Ausland (Diverse)<br />
*** Wartung von Kernkraftwerken im Ausland (ASE)<br />
*** Stilllegung von Kernkraftwerken im Ausland (NUKEM)<br />
<br />
<br />
<br />
{|<br />
|-<br />
| '''Rosatom'''<br />
|-<br />
| Atomenergoprom<br />
| <br />
|-<br />
| Atomstroy<br />
| Rosenergoatom<br />
| TWEL<br />
| TENEX<br />
| Atomenergoremont<br />
|}<br />
<br />
== Atomenergoprom ==<br />
<br />
<br />
<br />
== Kernkraftwerke ==<br />
<!-- Grundsätzliches, kleine Liste, weitere Standorte --><br />
<br />
=== Bau- und Sicherheitskriterien ===<br />
<!-- Grundsätzliche Kriterien, auch die ehemaligen, Betriebskriterien --><br />
<br />
=== Entwickelte Reaktorlinien ===<br />
<!--<br />
* Gidropress<br />
** WWER<br />
** SWBR<br />
* NIKIET<br />
** RBMK<br />
** VK<br />
** MKER<br />
** RBMKP<br />
* OKBM<br />
** BN<br />
** AST mit WWER-500<br />
--><br />
<br />
== Brennstoffwirtschaft ==<br />
<!-- Übersicht --><br />
<br />
=== Anreicherungsanlagen ===<br />
<!-- Bezug des Urans, Abnehmer, Angarsk, Nowouralsk --><br />
<br />
=== Bennstofffertigung ===<br />
<!-- Nowosibirsk --><br />
<br />
=== Wiederaufbereitungsanlagen ===<br />
<!-- Schelesenogrosk, Majak, Sewersk fortnutzung BN-600, 800 und 1200 --><br />
<br />
=== Entsorgung ===<br />
<!-- Grundsätzliches --><br />
<br />
=== Andere Anlagen ===<br />
<!-- Andere End- und Zwischenlager, kurze Auflistung --><br />
<br />
== Forschung ==<br />
<!-- Forschung, Zielrichtung, konkurrierende --><br />
<br />
=== Forschungszentrum Sarow ===<br />
<!-- Forschungen, Entwicklungen, grundstätzlicher Betrieb --><br />
<br />
=== Forschungszentrum Sneschinsk ===<br />
<!-- Forschungen, Entwicklungen, grundstätzlicher Betrieb --><br />
<br />
=== Forschungszentrum Sosnowy Bor ===<br />
<!-- Forschungen, Entwicklungen, grundstätzlicher Betrieb --><br />
<br />
=== Andere Forschungsstätten ===<br />
<!-- Forschungen, Entwicklungen, grundstätzlicher Betrieb <br />
Selenogorsk, <br />
<br />
--><br />
<br />
=== Forschungsreaktoren ===<br />
<!-- Liste --><br />
<br />
== Nukleares Waffenarsenal ==<br />
<br />
=== Produktion ===<br />
<!-- Saratschny, Lesnoi, Sarow, Senschinsk, Trjochgorny --><br />
=== Sprengköpfe ===<br />
<!-- Anzahl, Waffentypen, Modernisierung --><br />
=== Explosionen ===<br />
<!-- Auflistung in der RF stattgefundenen Explosionen nuklearer Natur aufgrund von Kernwaffen --><br />
<br />
== Heutiger Stand und Entwicklung ==<br />
<!-- Entwicklung der einzelnen Punkte Forschung, Reaktortechnik, Energiewirtschaft, Politik --><br />
<br />
== Export Russischer Kerntechnik ==<br />
<!-- Kleine Übersicht, Inanspruchnahme/Übernahme sowjetischer Projekte, BOO, Rusatom Overseas, grundsätzliche Bedingungen, Lizenzierung --><br />
=== Asien ===<br />
==== Armenien ====<br />
<!-- Metsamor 3 --><br />
==== Bangladesch ====<br />
<!-- Ruppur --><br />
==== Indien ====<br />
<!-- Kudankulam, Haripur --><br />
==== Iran ====<br />
<!-- Übernhame KWU-Projekt Buschehr --><br />
==== Jordanien ====<br />
<!-- erstes KKW --><br />
==== Kasachstan ====<br />
<!-- Aqtau neubau --><br />
==== Türkei ====<br />
<!-- Akkuyu BOO --><br />
==== Vietnam ====<br />
<!-- Phuoc Dienh --><br />
==== VR China ====<br />
<!-- Tianwan, Sanming --><br />
=== Europa ===<br />
==== Bulgarien ====<br />
<!-- Belene - Kosloduj 7 --><br />
==== Slovakei ====<br />
<!-- Bohunice V3, Mochovce --><br />
==== Tschechien ====<br />
<!-- Temelín 3 und 4 --><br />
==== Ukraine ====<br />
<!-- Chmelnyzkyj 3 und 4 --><br />
==== Ungarn ====<br />
<!-- Paks 5 und 6 --><br />
==== Weißrussland ====<br />
<!-- Ostrowets --><br />
=== Südamerika ===<br />
==== Kuba ====<br />
<!-- Verhandlungen Juraguá, aber gescheitert - option blieb offen --><br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Atompolitik}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Fukushima-Daiichi&diff=3143Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi2012-07-22T11:58:18Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =Fukushima-1.JPG<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Japan<br />
|REGION =Fukushima<br />
|ORT =Ōkuma<br />
|LAT =37.42553<br />
|LON =141.032714<br />
|EIGENTÜMER =TEPCO<br />
|BETREIBER =TEPCO<br />
|V-JAHR =1966<br />
|B-JAHR =1970<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =<br />
|R-PLG_MW =<br />
|R-PCC_AZ =2<br />
|R-PCC_MW =2760<br />
|R-BAU_AZ =<br />
|R-BAU_MW =<br />
|R-BTR_AZ =2<br />
|R-BTR_MW =1884<br />
|R-LTS_AZ =<br />
|R-LTS_MW =<br />
|R-STG_AZ =4<br />
|R-STG_MW =2812<br />
|ESPG-JAHR =<br />
|ESPG-GW =<br />
|GESESPG =<br />
|STAND =<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =Fukushima I Nuclear Power Plant<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi''' (japanisch 福島第一原子力発電所, ''Fukushima daiichi genshiryoku hatsudensho'' ({{Audio|Fukushima daiichi genshiryoku hatsudensho.ogg}}, Bedeutung von ''„Fukushima“'' aus dem Japanischen für ''„Glücksinsel“''), deutsch ''Kernkraftwerk Fukushima&nbsp;I'') steht nahe der Stadt Ōkuma in der japanischen Präfektur Fukushima. Nach den Kernkraftwerken [[Kernkraftwerk Kashiwazaki Kariwa|Kashiwazaki Kariwa]] und [[Kernkraftwerk Ōi|Ōi]] ist es das drittgrößte Kernkraftwerk in Japan. Bekanntheit erlangte die Anlage besonders nach dem Sendai-Erdbeben im März 2011, nachdem es in der Anlage zu einem Unfall kam. Die Entfernung zu den nächsten größeren Städten beträgt nach Minamisōma 25&nbsp;Kilometer, nach Iwaki 45&nbsp;Kilometer und nach Kōriyama sowie der Präfekturhauptstadt Fukushima 60&nbsp;Kilometer. Zwölf Kilometer südlich steht das [[Kernkraftwerk Fukuhsima-Daini]], zehn Kilometer Nördlich befindet sich der Standort des geplanten [[Kernkraftwerk Namie-Odaka|Kernkraftwerks Namie-Odaka]].<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Bereits 1964 gab die Tokyo Electric Power Company (TEPCO) bekannt ein 350&nbsp;MW starkes Kernkraftwerk unweit der Stadt Okuma errichten zu wollen.<ref>''The Oriental economist's Japan economic yearbook''. The Oriental Economist, 1964. Seite 141.</ref> Am 30.&nbsp;November 1964 gab TEPCO bekannt ein Gelände zwischen Okuma und Futaba gefunden zu haben<ref name="Proceedings_65">Australian Institute of International Affairs: ''Proceedings''. Australian National University, 1965. Seite 74.</ref> mit einer Fläche von 1,98&nbsp;Quadratkilometer, das am pazifischen Ozean gelegen ist.<ref name="Far_East_Bd-47"/> Die ersten Pläne gingen von zwei baugleichen Reaktoren aus, die zusammen rund 950&nbsp;MW leisten sollten, zwei weitere Blöcke waren bereits angedacht die jeweils eine Leistung von 600&nbsp;MW erreichen sollten. Während die ersten beide Blöcke bis 1970 am netz sein sollten, sollten die anderen beiden Blöcke drei und vier bis 1972 in Betrieb sein.<ref name="Proceedings_65"/> Mit dem Bau des ersten Blocks sollte 1966 begonnen werden. Spätere Planungen gingen davon aus, dass der zweite Reaktor eine Leistung von 600&nbsp;MW erreichen sollte, mit dem Bau 1966 begonnen und 1971 in Betrieb gehen sollte. Die Blöcke drei und vier sollten 1974 und 1976 in Betrieb gehen. Ob die Reaktoren jedoch in Fukushima errichtet werden, war zu diesen Zeitpunkt noch nicht sicher. Die Blöckgröße für die beiden Reaktoren in Fukushima wurde entsprechend des geplanten Energiebedarfs bis zum Jahr 1976 gewählt.<ref name="Far_East_Bd-47">''Far Eastern economic review, Band 47''. Review Pub. Co. Ltd., 1965.</ref> Im Jahr darauf gab es für den ersten Reaktor neben einem 325&nbsp;MW-Modell von General Electric das alternative Angebot für einen 440&nbsp;MW starken Siedewasserreaktor von der gleichen Firma, der eine Bruttoleistung von 460&nbsp;MW erreichen würde. Das alternative Angebot war für die Tokyo Electric Power Company das bessere, für das man sich letztlich auch entschied. Die Kosten für diesen Reaktor wurden auf 110&nbsp;Millionen US-Dollar kalkuliert. Von diesem Auftragsvolumen war allerdings die Bedingung, dass die japanischen Vertragspartner Hitachi und Toshiba an der Lieferung der Komponenten für den ersten Reaktor beteiligt werden müssen. Insgesamt sollten rund 35 bis 40&nbsp;% davon auf die beiden Konzerne entfallen. Noch 1966 wurde der Auftrag für den Reaktor vergeben.<ref name="Nucleonics24">''Nucleonics, Band 24''. McGraw-Hill., 1966.</ref><br />
<br />
Seitens der örtlichen Fischer wird die Wahl des Standortes kritisiert, da er im Fischgebiet der örtlichen Fischfarmen liegen würde. Allerdings stellte TEPCO und die Regierung fest, dass dieses Gebiet eine geringe Bedeutung für die Fischindustrie darstelle.<ref>Daniel P. Aldrich: ''Site Fights: Divisive Facilities and Civil Society in Japan and the West''. In: G - Reference, Information and Interdisciplinary Subjects Series. Cornell University Press, 2010. ISBN 0801476224.</ref> Spätere Analysen aus den frühen 1980er ergaben, dass der Standort sich nicht für ein Kernkraftwerk eignet. Der Grund, weshalb der Standort in Fukushima gewählt wurde, war auf die anfänglichen Standortwahlverfahren zurückzuführen, die sich je nach geplanter Größe des Kernkraftwerks ergaben, was allerdings nur bei den Kernkraftwerken Fukushima-Daiichi und [[Kernkraftwerk Mihama|Mihama]] der Fall war. Bei den späteren Auswahlverfahren wurden soziale und ökonomische Interessen, sowie die Standortbedingungen besser analysiert.<ref>Great Britain. Parliament. House of Commons: ''Papers by command, Band 45''. HMSO, 1983.</ref> <br />
<br />
Der zweite Reaktor soll ebenfalls von General Electric stammen und direkt neben dem ersten 460&nbsp;MW Reaktor gebaut werden. Im Gegensatz zu dem ersten Reaktor sollte der zweite Block ein moderneres Modell werden mit weitreichenden Verbesserungen, wie von TEPCO vorgesehen wurden. Die Leistung der Anlage wurde für 780&nbsp;MW geplant.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear industry, Band 14''. Atomic Industrial Forum, 1967.</ref> Als zweiter Hauptvertragspartner tritt Toshiba dem Konsortium bei.<ref name="Indust-jap">Dentsū: ''Industrial Japan, Ausgaben 18-26''. Dentsu Advertising, 1970.</ref> Ebenso sollen in den folgenden Jahren drei weitere Reaktoren an diesem Standort, zwei mit 784&nbsp;MW und einer mit 1100&nbsp;MW, der allerdings noch nicht fest vorgesehen ist. Der Standort für einen sechsten Reaktoren ist noch nicht ausgewählt worden.<ref>''The Oriental economist, Band 35,Ausgaben 675-686''. Oriental Economist, 1967.</ref> Für den dritten Reaktor hatte sich bereits Babcock & Wilcox einen Exportauftrag versprochen, ebenso für das später nicht errichtete [[Kernkraftwerk Ashihama]].<ref>''U.S. news & world report, Band 63,Ausgaben 10-18''. U.S. News Pub. Corp., 1967.</ref> Allerdings erhielt Toshiba den Auftrag, assistiert von Hitachi, die etwa 10&nbsp;% vom Vertragsvolumen in höhe von 45000&nbsp;Yen bekommen sollten. Der Reaktor ist baugleich mit dem zweiten Block, allerdings wurde die Anlage von Toshiba auf die japanischen Ansprüche modernisiert.<ref name="Indust-jap"/> Es war der erste von Toshiba allein errichtete Kernreaktor.<ref>American Nuclear Society, European Nuclear Society: ''Transactions of the American Nuclear Society, Bände 42-43''. American Nuclear Society, 1982.</ref><br />
<br />
Für Block vier ist Hitachi der Auftragsnehmer und wird von der Gesellschaft eigenständig errichtet.<ref>Hitachi Seisakujo: ''60 years of Hitachi, 1910-1970''. Hitachi, Ltd., 1970.</ref> Bevor der Bau von Block fünf begann, gab es noch eine Änderung in der Planung, sodass noch ein weiterer Reaktor vor dem 1100&nbsp;MW straken Reaktor entstehen sollte, Baugleich mit den Reaktoren zwei bis vier. So wurde die Blocknummer von Reaktor Nummer fünf auf den zu den Planung hinzugefügten Reaktor übertragen und das 1100&nbsp;MW-Modell als Block sechs fortgeführt. Block fünf wurde von Toshiba geliefert, Block sechs von General Electric,<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 19,Ausgaben 1-8''. American Nuclear Society., 1976.</ref> zusammen mit Toshiba.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear industry, Band 20''. Atomic Industrial Forum, 1973.</ref> Für die ersten vier Reaktoren wurde von einem Hügel rund 35&nbsp;Meter Erdreich abgetragen, sodass die Anlage rund zehn Meter über dem Meeresspiegel liegt. Vor den Kühlwasserpumpenbauwerken am Meer wurden Wellenbrecher installiert, um die Aufnahme von Kühlwasser für die Kondensatoren nicht zu beeinflussen. Außerdem wurde ein kraftwerkeigener Hafen angelegt, um Großkomponeten anzuliefern, sowie abgebrannten Brennstoff des Kernkraftwerks zu verschiffen.<ref name="Peace_Atom_1972">United Nations, International Atomic Energy Agency: ''Peaceful uses of atomic energy: proceedings, Band 2''. In: Proceedings series; Peaceful Uses of Atomic Energy: Proceedings, International Atomic Energy Agency; Agence internationale de l'énergie atomique. United Nations, 1972.</ref><br />
<br />
=== Bau ===<br />
[[Datei:Fukushima I NPP 1975 medium crop.jpg|miniatur|Die Anlage im Jahr 1975]]<br />
Dadurch der Ankauf des und zwei Quadratkilometer großen Geländes nahe der Städte Futaba und Ōkuma schneller als gedacht durchgeführt werden konnte, wurden die ersten Bauarbeiten einen Monat früher aufgenommen.<ref name="Nucleonics24"/> Am 25.&nbsp;Juli 1967 wurde mit dem Bau des ersten Reaktors begonnen.<ref name="IAEA"/> Für die ersten vier Reaktoren wurde von einem Hügel rund 35&nbsp;Meter Erdreich abgetragen, sodass die Anlage rund zehn Meter über dem Meeresspiegel liegt, das Standardhöheniveau für ein Kraftwerk in Japan. Vor den Kühlwasserpumpenbauwerken am Meer wurden Wellenbrecher installiert, um die Aufnahme von Kühlwasser für die Kondensatoren nicht zu beeinflussen. Außerdem wurde ein kraftwerkeigener Hafen angelegt, um Großkomponeten anzuliefern, sowie abgebrannten Brennstoff des Kernkraftwerks zu verschiffen.<ref name="Peace_Atom_1972">United Nations, International Atomic Energy Agency: ''Peaceful uses of atomic energy: proceedings, Band 2''. In: Proceedings series; Peaceful Uses of Atomic Energy: Proceedings, International Atomic Energy Agency; Agence internationale de l'énergie atomique. United Nations, 1972.</ref> Der Drucktest des Containments im ersten Block erfolgte im Juni 1968, gefolgt von der Montage. Ein Jahr später im Mai 1969 wurde der [[Reaktordruckbehälter]] installiert.<ref name="Peace_Atom_1972"/> Der Baubeginn von Block zwei erfolgte am neunten Juni 1969 und Block drei am 28.&nbsp;Dezember 1970. Der Baubeginn von Block fünf begann am 22.&nbsp;Mai 1972, bevor mit dem Bau von Block vier am zwölften Februar 1973 begonnen wurde. Als letztes wurde mit dem Bau des sechsten Blocks am 26.&nbsp;Oktober 1973 begonnen.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
=== Betrieb ===<br />
Der erste Reaktor wurde erstmals am 17.&nbsp;November 1970 mit dem Stromnetz synchronisiert.<ref name="IAEA"/> Die Inbetriebnahme der einzelnen Systeme funktionierte reibungslos, sodass am 8.Februar 1971 erstmals Volllast erreicht werden konnte,<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear news, Band 14,Ausgaben 1-4''. American Nuclear Society., 1971.</ref> bevor der Reaktor am 26.&nbsp;März 1971 in den kommerziellen Betrieb überging.<ref name="IAEA"/> Im Juni 1973 kam es zu einem ersten Zwischenfall, als drei Kubikmeter radioaktives Wasser aus einem Lagerraum in das Meer geleitet wurden.<ref>Anna Gyorgy: ''No nukes: everyone's guide to nuclear power''. In: Ecology and Green Politics Series. South End Press, 1979. ISBN 0896080064.</ref> Der zweite Reaktor folgte mit der Netzsynchronisation Weihnachten 1973.<ref name="IAEA"/> Bei der Inbetriebnahme war es der leistungsstärkste Kernreaktor in Japan.<ref>Verband Deutscher Elektrotechniker: ''ETZ: elektrotechnische Zeitschrift: Ausg. B., Band 21''. VDE-Verlag., 1969.</ref> Die kommerzielle Inbetriebnahme erfolgte am 18.&nbsp;Juli 1974. Der dritte Reaktor wurde am 28.&nbsp;Dezember 1974 mit dem Stromnetz synchronisiert und am 27.&nbsp;März 1976 in den kommerziellen betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Am 27.&nbsp;Juli 1977 wurden erstmals Schäden bei einer Routineinspektion im ersten Reaktor vorgefunden. Demnach befanden sich Risse innerhalb des Reaktors, was die Sicherheit der japanischen Reaktormodelle infrage stellen sollte. Die Reparaturen im Reaktor wurden von Arbeitern unter unzulässig hohen Strahlenwerten durchgeführt.<ref name="ISBN_0394585534">John May, Greenpeace Foundation: ''The Greenpeace book of the nuclear age: the hidden history, the human cost''. Pantheon Books, 1989. ISBN 0394585534.</ref> Block fünf wurde vor Block vier am 22.&nbsp;September 1977 mit dem Stromnetz synchronisiert und am 18.&nbsp;April 1978 in den kommerziellen Betrieb übergeben, Block vier wurde am zwölften Februar 1978 mit dem Stromnetz synchronisiert.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
Am 12.&nbsp;Juni 1978 gab es ein Erdbeben nahe der Präfektur Miyagi mit einer Stärke von 7,4 auf der Richtskala, von dem auch die Präfektur Fukushima mit dem Kernkraftwerk betroffen war. Die 20 bis 30&nbsp;Beschleunigungsmesser am Kernkraftwerk, die ein automatisches Abschalten der Reaktoren sicherstellen sollen, zeigten eine Beschleunigung von rund 0,125&nbsp;Gramm für rund 30&nbsp;Sekunden. Weltweit war Fukushima-Daiichi das erste Kernkraftwerk, das so starken Beschleunigungen infolge eines Erdbebens ausgesetzt war. Entgegen der Erwartungen stellten die Reaktoren ein gutes Beispiel für die Standsicherheit von solchen Reaktorgebäuden dar. Entworfen wurden die Reaktorgebäude von USR/Blume in San Francisco für General Electric. Toshiba und Hitachi übernahmen das Design ohne Änderungen, dadurch die Anforderungen für US-Anlagen bezüglich der Erdbebensicherheit die selben waren, die die Gebäude in Fukushima ausgesetzt sein würden. Eine Besonderheit an der Positionierung der Beschleunigermesser ist, dass zwei von ihnen direkt zwischen 30 und 40&nbsp;Meter unter zwei Rektorgebäuden installiert sind, weshalb diese eine Studie über die Standsicherheit und Erdbebensicherheit des Kernkraftwerks Fukuhsima-Daiichi zulassen. Während das Kernkraftwerk und die Gebäude rundherum bis auf einige Brüche der Isolatoren in der Schaltanlage ohne Schäden überstand, gab es im neuen Ölkraftwerk von Sendai schwere Schäden an den Gebäuden, sowie an den inneren Einrichtungen.<ref name="Beben'78">A. Gerald Brady, United States-Japan Cooperative Program in Natural Resources. Panel on Wind and Seismic Effects: ''An Investigation of the Miyagi-ken-oki, Japan, earthquake of June 12, 1978''. In: Band 592 von NBS special publication; Band 592 von (National Bureau of Standards special publication); An Investigation of the Miyagi-ken-oki, Japan, earthquake of June 12, 1978. U.S. Dept. of Commerce, National Bureau of Standards, 1980.</ref><br />
<br />
Am zwölften Oktober 1978 ging der vierte Block in den kommerziellen Betrieb über. Block sechs wurde als letztes mit dem Netz synchronisiert, was am vierten Mai 1979 erfolgte und am 24.&nbsp;Oktober 1979 in den kommerziellen Betrieb überführt.<ref name="IAEA"/> Mit der Inbetriebnahme des letzten Reaktors war das Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi das größte Kernkraftwerk der Welt und verdrängt das französische [[Kernkraftwerk Bugey]] auf den zweiten Platz.<ref>''Zeitschrift für Wirtschaftsgeographie, Bände 23-24''. Pick-Verlag., 1979.</ref> Im Jahr 1984 brach Block zwei den Weltrekord des [[Kernkraftwerk Maine Yankee|Kernkraftwerks Maine Yankee]], mit 400&nbsp; Tagen ununterbrochenen Betrieb, allerdings nur in der Kategorie der [[Leichtwasserreaktor]]en. Der Reaktor überbot den US-Reaktor Maine Yankee um acht Tagen.<ref>International Brotherhood of Electrical Workers: ''Journal, Band 83''. International Brotherhood of Electrical Workers, 1984.</ref> Am 31.&nbsp;August brach während einer Routineinspektion ein Feuer in der Turbinenhalle des ersten Reaktors aus. Dabei wurde eine große Zahl von Stromkabeln zerstört, auch einige die für die Versorgung von Hilfseinrichtungen des Reaktors notwendig sind. Nach Ansicht von Greenpeace hätte ein Ausbruch des Feuers eine weitaus höhere Gefahr für die Anlage darstellen können.<ref name="ISBN_0394585534"/><br />
<br />
Im Jahr 1993 kam es zum Austritt von Dampf, der unter hohen Druck stand. Zwei menschen starben dabei, zwei weitere wurden schwer verletzt. Im Jahr 2000 gab es nach einem Erdbeben einen weiteren Zwischenfall, als man radioaktives Wasser außerhalb der Anlage vorfand. Man stellte fest, dass dies aus dem Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi stammte, von denen ein Kernreaktor ein Leck aufwies.<ref name="ISBN_817188752X">N. S. Sisodia, V. Krishnappa, Priyanka Singh: ''Proliferation and Emerging Nuclear Order in the Twenty-First Century''. Academic Foundation, 2009. ISBN 817188752X.</ref><br />
<br />
Im Jahr 2002 geriet TEPCO in einen Fälschungsskandal von Terstberichten ihrer Kernkraftwerke. Bereits 2000 begannen die Ermittlungen gegen die Gesellschaft. Im August 2002 veröffentlichte das Ministerium für Wirtschaft, Handel und Industrie von Japan einen Bericht, wonach 29&nbsp;Dokumente Fälschungen aufwiesen in 13&nbsp;Reaktoranlagen, in 16 weiteren Fällen weitere neun Reaktoren. Die Behörden setzten ihre Untersuchungen daraufhin intensiv fort, allerdings mit dem Hinweis, dass keiner dieser technischen Probleme, die verfälscht weitergegeben wurden, ein signifikantes Problem darstellen würden. Im September kamen neue Hinweise, dass in 12&nbsp;Blöcken von Chubu, TEPCO und der Japan Atomic Power Company Risse oder Anrisse an Rohrleitungen gefunden wurden. Am 25.&nbsp;Oktober 2002 wurde man bei TEPCO fündig, als bei einem Drucktest des Containments im Jahre 1991 und 1992 im Kernkraftwerk Fukuhsima-Daiichi unsachgemäß Luft in das Containment zugeführt wurde. Die Japanische Atomaufsichtsbehörde forderte TEPCO daraufhin auf, den Block für ein Jahr vom Netz zu nehmen. Als folge der gefälschten Papiere nahm TEPCO Mitte April 2003 all seine Reaktoren in Kashiwazaki-Kariwa, Fukushima-Daiichi und Fukushima-Daini unter den Vorwand von periodischen Wartungen und außerordentlichen Zusatztests. Die Leistung wurde durch in Reserve stehenden Ölkraftwerken ersetzt, sowie die Bevölkerung aufgefordert, Elektrizität zu sparen.<ref name="ISBN_9264014756">International Energy Agency, OECD - Organisation for Economic Co-operation and Development: ''Energy Policies of IEA Countries Energy Policies of IEA Countries: Japan 2003''. OECD Publishing, 2003. ISBN 9264014756.</ref><br />
<br />
Ab Juni 2003 veröffentlichte TEPCO eine Echtzeitstatistik des Energieverbrauchs, die jede Stunde aktualisiert wurde, um die Bevölkerung so auch über tägliche Medienberichte auf dem laufenden zu halten, ob Einsparungen nötig sind oder nicht. Eigentlich sah man dies vor, um in den Sommermonaten große Einsparungen machen zu können, allerdings war der Juli glücklicherweise einer der kältesten in der Geschichte. Der Verbrauch im Sommer war ebenfalls weit unter dem Durchschnitt des erwarteten Verbrauchs. Um die Kapaizitäten weiter decken zu können, wurde ein eingemottetes Kohlekraftwerk wieder in Betrieb genommen, sodass die Stromknappheit im September für beendet erklärt wurde.<ref>International Energy Agency: ''Saving electricity in a hurry: dealing with temporary shortfalls in electricity supplies''. In: Tema Nord 2005. OECD Publishing, 2005. ISBN 9264109455.</ref> Block zwei, drei, fünf und sechs konnten bereits 2003 wieder ans Netz gehen. Block vier folgte 2004 und Block fünf ging erst 2005 wieder in Betrieb.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
Im Jahr 2007 machte TEPCO Anfang des Jahres erneut Schlagzeilen, wonach die Gesellschaft einen [[Kritikalitätsunfall]] während einer Routineinspektion im dritten Reaktor am zweiten November 1978 vertuscht hatte. Demnach sollen einige Steuerstäbe aus der aktiven Zone zur Prüfung ausgefahren worden sein, wonach die Kernspaltung wieder zunahm und eine Kritikalität verursachte. Solch ein Verfahren wird bei Siedewasserreaktoren normal nicht durchgeführt, daher verwunderte es selbst die IAEA, dass dieses Verfahren auch in anderen Reaktoren der Gesellschaft vorgenommen wurden. neun ähnliche Zwischenfälle in anderen Reaktoren ebenfalls vorkamen. Betroffen waren davon die Kernkraftwerke Fukushima-Daiichi Block drei (1978), Block fünf (1980), Block zwei (1980) und Block vier (1999), sowie weitere sieben Reaktoren an den Standorten [[Kernkraftwerk Onagawa|Onagawa]], [[Kernkraftwerk Hamaoka|Hamaoka]], Kashiwazaki-Kariwa und [[Kernkraftwerk Shika|Shika]]. Seitens der Betreibergesellschaft TEPCO wurden diese Ereignisse als nicht Meldepflichtig eingestuft.<ref>T. Kitamura: ''Nuclear Knowledge Management in Japanese Nuclear Industry''. International Atomic Energy Agency, 2008.([http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/documents/nkmCon2007/fulltext/FP/IAEA-CN-153-2-O-08fp.pdf Online-Version])</ref> Die Dauer des Kritikalitätsunfalls in Block drei betrug siebeneinhalb Stunden.<ref>''Japan echo, Band 34,Ausgaben 1-6''. Japan Echo Inc., 2007.</ref><br />
<br />
=== Unfall und Stilllegung ===<br />
[[Datei:Fukushima I by Digital Globe.jpg|miniatur|Die zerstörten Reaktoren am 16.&nbsp;März 2011]]<br />
Am elften März 2011 kam es zu einem Erdbeben nahe der Stadt Sendai mit einer Magnitude von 9,0 auf der Richterskala. Infolge dessen schalteten sich die Reaktoren eins, zwei und drei automatisch ab. Die Reaktoren vier, fünf und sechs waren zu der Zeit aufgrund Routineinspektionen abgeschaltet. Sechs Minuten nach dem Erdbeben Traf ein Tsunami die Anlage und zerstörte die Schaltanlage für die elektrische externe Versorgung der Anlage, sowie die Dieselgeneratoren. Infolge dessen kam es zu mehreren Zwischenfällen im Kernkraftwerk, sowie zu einigen Wasserstoffexplosionen mit anschließender Freisetzung von radioaktiven Partikeln. Die Reaktoranlagen eins bis vier wurden vermutlich dadurch vollständig Betriebsunfähig gemacht.<br />
<br />
Infolge dessen gab die Regierung bekannt, dass das Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi nie wieder zur Stromerzeugung angefahren wird.<ref name="2011-03-20">Petra Kolonko: ''Japan schöpft Hoffnung im Kampf gegen Gau''. FAZ-Net, 20. März 2011. ([http://www.faz.net/s/RubB08CD9E6B08746679EDCF370F87A4512/Doc~EC1C911C5105D4A8F80BDC1A13EF2FD3B~ATpl~Ecommon~Scontent.html Online-Version])</ref> Am 20.&nbsp;Mai 2011 wurde offiziell die Stilllegung der Reaktoren beschlossen.<ref name="IAEA"/><br />
<!--{{Hauptartikel|Unfall von Fukushima-Daiichi}}--><br />
<br />
== Technische Details ==<br />
[[Datei:Fukushima I Nuclear Powerplant site close-up (wotext).PNG|miniatur|Grafik: Aufbau des Standortes]]<br />
Der erste Block ist ausgestattet mit einem Siedewasserreaktor vom Typ BWR-3. Die elektrische Bruttoleistung liegt bei 460&nbsp;MW, während nach Abzug des Eigenbedarfs 439&nbsp;MW netto in das Elektrizitätsnetz gespeist werden.<ref name="IAEA"/> Der Reaktor durfte jährlich radioaktive Gase mit einer Gesamtaktivität von 180&nbsp;Terrabecquerel über seinen 120&nbsp;Meter hohen Schornstein abblasen.<ref>Zdeněk Dlouhý: ''Disposal of radioactive wastes''. In: Band 15 von Studies in environmental science; Band 15 von Studies in Electrical and Electronic Engineering. Elsevier, 1982. ISBN 0444997245.</ref> Block zwei bis fünf sind mit Siedewasserreaktoren des Typs BWR-4 ausgestattet, ein Nachfolgemodell des BWR-3. Diese Reaktoren erreichen alle eine Bruttoleistung von 784&nbsp;MW und speisen davon 760&nbsp;MW nach Abzug des Eigenbedarfs in das Elektrizitätsnetz ein.<ref name="IAEA"/> Block fünf ist ein Siedewasserreaktoren des Typs BWR-5. Der Block erreicht eine elektrische Leistung von 1100&nbsp;MW und speist 1067&nbsp;MW in das Elektrizitätsnetz nach Abzug des Eigenbedarfs ein.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
Block eins bis fünf sind Ausgestattet mit Containments vom Typ [[Mark-I]] mit einem Kondensationstorsus, Block sechs besitzt ein [[Mark-II]]-Containment das ein Kondensationsbecken besitzt. Seismisch wurde der erste Reaktor gegen eine Erdbeschleunigung von 0,18&nbsp;g ausgelegt, auf der Basis des 1952 stattgefundenen Erdbeben in Süd-Kalifornien in Kern County. Die anderen Modell haben ein auf den Standort angepasstes Design. Um die Erdbebensicherheit zu verbessern steht am Standort ein Modell im Maßstab 1:15 der Reaktoren, mit einem Messstand.<ref name="Beben'78"/><br />
<br />
== Neubau Block 7 und 8 ==<br />
Bereits seit 1997 erwägt TEPCO die Errichtung zweier neuer Reaktoren vom Typ [[ABWR]]. Ehemals sollte der Bau bereits 2007 beginnen, sodass die Reaktoren 2011 und 2012 ans Netz gehen.<ref>Richard C. Ragaini, Antonino Zichichi: ''International Seminar on Nuclear War and Planetary Emergencies, 34th session: energy, nuclear and renewable energy ... : "E. Majorana" Centre for Scientific Culture, Erice, Italy, 19 - 24 Aug. 2005''. In: Science and culture series (Singapore).: Nuclear strategy and peace technology. World Scientific, 2006. ISBN 9812567399.</ref> Allerdings verzögerte sich der Bau mehrmals, ebenso beim [[Kernkraftwerk Higashidori]], aufgrund der negativ ausgefallenen Erdbebenprüfungen.<ref>World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Japan''. ([http://world-nuclear.org/info/inf79.html Online-Version])</ref> Nach der Aufdeckung des Kritikalitätsunfalls aus dem Jahre 1978 im Jahre 2007 setzt TEPCO den Baubeginn auf einen späteren Zeitpunkt.<ref>Aktiencheck News: ''TEPCO verschiebt Fertigstellung von Kernkraftwerk''. Wallstreet Journal, 28. März 2007 ([http://www.wallstreet-online.de/nachricht/2049540-tepco-verschiebt-fertigstellung-von-kernkraftwerk Online-Version])</ref> Aufgrund der Katastrophe in den Blöcken eins bis vier wurden die Planungen storniert.<br />
<br />
== Wissenswertes ==<br />
Das Kernkraftwerk speist seine Energie in die Tokyo-Kreisstrecke ein, eine Hochspannungsleitung, die rund um den Großraum Tokio verläuft. Die 200&nbsp;Kilometer lange Hochspannungsleitung setzt an einer Schaltanlage nahe der Stadt Yonomori an, die von den Kernkraftwerken Fukushima-Daiichi und Fukushima-Daini gemeinsam genutzt wird.<ref>''Power engineering, Band 74''. Technical Pub. Co., 1970.</ref> Die Reaktoren des Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi wurden eine Zeit lang als Tokyo eins bis sechs bezeichnet.<ref>International Atomic Energy Agency: ''Power and research reactors in member states''. International Atomic Energy Agency., 1969.</ref><br />
<br />
Das Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi stand zusammen mit dem Kernkraftwerk Fukushima-Daini einige Jahre im Guinness book of world records, mit einer Anzhal von zehn Reaktoren und einer installierten Leistung von 9096&nbsp;MW an zwei Standorten als größtes Kernkraftwerk der Welt.<ref>Donald And Mcwhirter McFarlan: ''1989 Guinness Book of World Records''. Sterling Publishing Co., Inc., 1988. ISBN 0806902779.</ref><ref>Donald McFarlan, Norris Dewar McWhirter, David A. Boeh: ''Guinness book of world records: 1990''. Sterling, 1989. ISBN 0806957905.</ref> Allerdings wurde der der Rekord vom Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa mit sieben Reaktoren an einem Standort, jeder Block eine Kapazität mehr als 1000&nbsp;MW, den Kernkraftwerken Fukushima-Daiichi und Fukushima Daini aberkannt.<ref>Ronald A. Morse: ''The Politics of Japan's energy strategy: resources-diplomacy-security''. In: Ausgabe 3 von Research papers and policy studies; Band 3 von Research Papers and Policy Studies - University of California, Berkeley. Institute of East Asian Studies. Institute of East Asian Studies, University of California, 1981.</ref><br />
<br />
Um Versuche zur Verbesserung der Erdbebensicherheit zu schaffen und um mögliche Folgen festzustellen, steht ein 1:15 Modell des Containments auf dem Gelände mit einem Messstand.<ref name="Beben'78"/><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=JP „Japan“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Fukushima I-1<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-3<br />
| align="right" | 439 MW<br />
| align="right" | 460 MW<br />
| align="right" | 25.07.1967<br />
| align="right" | 17.11.1970<br />
| align="right" | 26.03.1971<br />
| align="right" | 20.05.2011<br />
|-<br />
| Fukushima I-2<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 760 MW<br />
| align="right" | 784 MW<br />
| align="right" | 09.06.1969<br />
| align="right" | 24.12.1973<br />
| align="right" | 18.07.1974<br />
| align="right" | 20.05.2011<br />
|-<br />
| Fukushima I-3<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 760 MW<br />
| align="right" | 784 MW<br />
| align="right" | 28.12.1970<br />
| align="right" | 26.10.1974<br />
| align="right" | 27.03.1976<br />
| align="right" | 20.05.2011<br />
|-<br />
| Fukushima I-4<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 760 MW<br />
| align="right" | 784 MW<br />
| align="right" | 12.02.1973<br />
| align="right" | 24.02.1978<br />
| align="right" | 12.10.1978<br />
| align="right" | 20.05.2011<br />
|-<br />
| Fukushima I-5<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-4<br />
| align="right" | 760 MW<br />
| align="right" | 784 MW<br />
| align="right" | 22.05.1972<br />
| align="right" | 22.09.1977<br />
| align="right" | 18.04.1978<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Fukushima I-6<br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | BWR-5<br />
| align="right" | 1067 MW<br />
| align="right" | 1100 MW<br />
| align="right" | 26.10.1973<br />
| align="right" | 04.05.1979<br />
| align="right" | 24.10.1979<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Fukushima I-7<ref name="Fukushima-7">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=JP&refno=70 „Nuclear Power Reactor Details - FUKUSHIMA-DAIICHI-7 “] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | [[ABWR]]<br />
| align="right" | 1339 MW<br />
| align="right" | 1380 MW<br />
| align="center" colspan="4" | Planungen storniert<br />
|-<br />
| Fukushima I-8<ref name="Fukushima-8">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=JP&refno=71 „Nuclear Power Reactor Details - FUKUSHIMA-DAIICHI-8 “] (englisch)</ref><br />
| align="center" | SWR<br />
| align="center" | ABWR<br />
| align="right" | 1339 MW<br />
| align="right" | 1380 MW<br />
| align="center" colspan="4" | Planungen storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der Kernkraftwerke]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Japan}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Japan|Fukushima-Daiichi]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1960er Jahren|Fukushima-Daiichi]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk am Pazifik|Fukushima-Daiichi]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kroll_K-10000&diff=3084Kroll K-100002012-07-10T11:05:44Z<p>10.0.1.47: /* Liste der gefertigten Modelle */ akt.</p>
<hr />
<div>[[Datei:Kroll 10'000.jpg|miniatur|Kroll K-10000 in Norwegen]]<br />
Der '''Kroll K-10000''' ist der größte Turmdrehkran der Welt und wurde ab 1978 vom dänischen Unternehmem Kroll produziert. Geliefert wurden diese Kräne nur an die Vereinigten Staaten von Amerika und an die Sowjetunion, da sich nirgendwo anders Abnehmer haben finden lassen. Der Kran wurde für den Bau von [[Kernkraftwerk]]en entwickelt, die besonders große Lasten zum Heben besitzen, beispielsweise ganze Segmente des [[Containment]]s, die auf dem Boden vorgefertigt werden konnten und als Ganzes auf das Gebäude aufgesetzt werden. Dadurch wurde die Bauzeit von Kernkraftwerken sehr stark verkürzt.<br />
<br />
==Geschichte und Bestellungen==<br />
Die erste Bestellung für solch einen Kran ging 1978 seitens der General Public Utilities aus New Jersey/USA ein, die einen dieser Kräne für das [[Kernkraftwerk Forked River]] bestellte. Der K-10000 wurde im März 1979 an der Baustelle aufgestellt. Ein weiterer Kran wurde noch im gleichen Jahr in [[Kernkraftwerk Seabrook|Seabrook]] aufgestellt, nach Auftragsstornierung jedoch eingelagert. Wie in den USA wurden diese Kräne in der UDSSR für den Bau von Kernkraftwerken durch die Importfirma Maschinoimport für Atomtechenergo erworben, die Bauabteilung von [[Sojusatomenergo]]. Die Sowjetunion gab die meisten Aufträge für Kroll K-10000 in Auftrag, insgesamt 13 Stück. 1986 wurde der letzte an die Sowjetunion geliefert. Der Grund, weshalb keine weiteren bestellt wurden, war die [[Katastrophe von Tschernobyl]] im selben Jahr, die zu einem Markteinbruch für den Kran im Bereich der Kernenergie führte, da viele Kernkraftwerksprojekte storniert wurden und keine Realisierung abzuwarten war. Nur fünf Kräne der gelieferten 13 wurden bei den Kernkraftwerken Saporischschja, Chmelnyzkyj, Krim, Süd-Ukraine und Tatarien aufgestellt und dort ihrem Schicksal überlassen. Der Markt und die Kräne selbst standen still. Ein Kran sollte Südlich von Moskau entstehen, dessen Monatge jedoch nie vollendet wurde, ein weiterer wurde für ein Zementwerk in Tscherkassk errichtet, der heute jedoch nicht mehr funktionsfähig ist.<ref name="Story_2006741">Phil Bishop: ''Return of the K–10000'', Cranes Today Magazin. [http://www.cranestodaymagazine.com/story.asp?storycode=2006741 Abgerufen] am 04.05.2012. ([http://www.webcitation.org/67PC0QlHo Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><br />
<br />
Erst nach dem Zerfall der Sowjetunion kam neue Bewegung in den Markt. Während 1996 der Kroll des Kernkraftwerks Saporischschja nach Fertigstellung des sechsten Blocks als Schrott seitens des neu gegründeten Unternehmens Energoatom zu Geld gemacht wurde, waren zwei der nie aufgestellten Kräne nach Norwegen an die Aker-Werft und die Stord-Werft verkauft worden, ein weiterer der unbenutzten Modelle ging im Jahr 2000 nach Singapur an die Keppel-Werft. Auch die Ukraine sah an den Kränen ein lukratives Geschäft, weshalb die beiden Kräne an den Kernkraftwerken Süd-Ukraine und Krim demontiert und zum Verkauf angeboten wurden. Einen der Kräne erwarb das niederländische Unternehmen Mammoet, der andere der südkoranische Maschinenbauer Mti. Mammoet sah in diesem Kran ein großes Potential, was dazu führte, dass der Markt für diesen Kran wieder wuchs. Auch in Amerika kam der eingelagerte Kran wieder zum Einsatz.<ref name="Story_2006741"/><br />
<br />
== Liste der gefertigten Modelle ==<br />
Da bei den Kränen keine genaue Fertigungsnummer bekannt ist, jedoch die Reihenfolge der Herstellung, werden die Kräne mit einfachen Nummern versehen. Von insgesamt 15 gefertigten Kränen waren 13 für die Sowjetunion vorgesehen.<ref name="Story_2006741"/> Erst später wurden diese auch in andere Länder verkauft nachdem diese zwecklos wurden.<br />
{| class="prettytable"<br />
|-<br />
! Kran<br />
! Ersteinsatz<br />
! Erstbesitzer<br />
! Verbleib<br />
|-<br />
| K-10000-1<ref name="Story_2006741"/><br />
| [[Kernkraftwerk Forked River]]<br />
| General Public Utilities<br />
| Nach Einsatz beim Bau des [[Kernkraftwerk Searbook|Kernkraftwerks Seabrook]] zwischen Juni 1979 bis 1988 wurde der Kran abgebaut, von Tower Cranes of America erworben und in New Jersey eingelagert. Der Kran wurde anschließend zur Fertigstellung des Kraftwerks Gibson verwendet, verbleib danach ungeklärt<br />
|-<br />
| K-10000-2<ref name="Story_2006741"/><br />
| Ölsandraffinnerie Fort McMurray<br />
| Tower Cranes of America<br />
| Wurde nach Fertigstellung 1989 an Auftraggeber Tower Cranes of America nicht Ausgeliefert da Auftrag storniert wurde, befand sich noch bis 2007 bei Kroll in Dänemark am Kopenhagener Hafen und wurde an Syncrude verkauft, die ihn nach Fort McMurray, Provinz Alberta nach Kanada gebracht haben zum Bau der dortige Ölsandraffinerie. Der Kran wurde jedoch ohne Hilfskran ausgeliefert. Nach dem Einsatz wurde der Kran demontiert.<br />
|-<br />
| K-10000-3<br />
| [[Kernkraftwerk Saporischschja]]<br />
| Atomtechenergo<br />
| Stand bis 1996 am Kernkraftwerk, wurde danach verschrottet<br />
|-<br />
| K-10000-4<br />
| [[Kernkraftwerk Chmelnyzkyj]]<br />
| Atomtechenergo<br />
| Steht noch vor Ort<br />
|-<br />
| K-10000-5<br />
| [[Kernkraftwerk Krim]]<br />
| Atomtechenergo<br />
| Stand bis 2003 am Kernkraftwerk und wurde danach demontiert, nach Südkorea verkauft an MTi, steht zum Verkauf<br />
|-<br />
| K-10000-6<br />
| [[Kernkraftwerk Süd-Ukraine]]<br />
| Atomtechenergo<br />
| Stand bis 2001 am Kernkraftwerk und wurde danach demontiert und an Van Seumeren, heute Mammoet verkauft, steht zum Verkauf<br />
|-<br />
| K-10000-7<br />
| [[Kernkraftwerk Tatarien (Kama)]]<br />
| Atomtechenergo<br />
| Stand bis 2008 am Kernkraftwerk und wurde danach demontiert. Der Kran wurde anschließend zum Bau des vierten Blocks am [[Kernkraftwerk Kalinin]] verwendet und 2010 zum [[Kernkraftwerk Rostow]] zum Bau des dritten und vierten Blocks verlegt.<br />
|-<br />
| K-10000-8<br />
| Kawkaszement<br />
| Atomtechenergo<br />
| Ehemals für das [[Kernkraftwerk Baschkirien]] vorgesehen gewesen, Lauffläche ist noch vor Ort montiert, wurde jedoch nach Stornierung bei Kawkaszement in Tscherkassk aufgebaut und steht seither dort auf einem festen Fundament. Der Kran wurde nach dem Tschetschenienkrieg beschädigt<br />
|-<br />
| K-10000-9<br />
| <br />
| Atomtechenergo<br />
| Offiziell eingelagert, sollte für das [[Kernkraftwerk Tschyhyryn]] dienen, verbleib jedoch unbekannt, angeblich zwischen 2000 und 2005 nach Taiwan verkauft<br />
|-<br />
| K-10000-10<br />
| <br />
| Atomtechenergo<br />
| Der Kran wurde 300 Kilometer südlich von Moskau teilweise montiert, wurde jedoch nie fertiggestellt<br />
|-<br />
| K-10000-11<br />
| Aker shipyard<br />
| Atomtechenergo<br />
| Wurde 1997 an die Aker Werft nach Norwegen verkauft und steht seither dort für Arbeiten an Ölbohrplattformen<br />
|-<br />
| K-10000-12<br />
| <br />
| Atomtechenergo<br />
| Wurde 1997 an die Stord Werft nach Norwegen verkauft und ist seither abgebaut auf der Nachbarinsel demontiert gelagert, steht zum Verkauf<br />
|-<br />
| K-10000-13<br />
| Keppel Werft<br />
| Atomtechenergo<br />
| Wurde 2000 an die Keppel Werft verkauft und Blau umlackiert<br />
|-<br />
| K-10000-14<br />
| ABG-Werft<br />
| Atomtechenergo<br />
| Wurde 2007 an die ABG-Werft nach Mumbai, Indien verkauft und wird dort zur Montage von Schiffsteilen verwendet<br />
|-<br />
| K-10000-15<br />
| Iran Marine Industrial<br />
| Atomtechenergo<br />
| Wurde 2007 an SADRA nach Teheran, Iran verkauft, steht zum Verkauf<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Kernkraftwerk]]<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Kernkraftwerk_Kaliningrad&diff=3046Kernkraftwerk Kaliningrad2012-07-02T17:44:12Z<p>10.0.1.47: /* Daten der Reaktorblöcke */ akt.</p>
<hr />
<div>{{Infobox Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAND =Russland<br />
|REGION =Kaliningrad<br />
|ORT =Neman<br />
|LAT =54.939354<br />
|LON =22.166798<br />
|EIGENTÜMER =Rosenergoatom Konzern OJSC<br />
|BETREIBER =Rosenergoatom Konzern OJSC<br />
|V-JAHR =<br />
|B-JAHR =<br />
|S-JAHR =<br />
|R-PLG_AZ =1<br />
|R-PLG_MW =1150<br />
|R-BAU_AZ =1<br />
|R-BAU_MW =1150<br />
|R-BTR_AZ =<br />
|R-BTR_MW =<br />
|R-STG_AZ =<br />
|R-STG_MW =<br />
|ESPG-JAHR =<br />
|ESPG-GW =<br />
|GESESPG =<br />
|STAND =<br />
|DUALNUTZEN =<br />
|COMMONSCAT =<br />
}}<br />
Das '''Kernkraftwerk Kaliningrad''' (russisch Калининградская АЭС {{Audio|Ru-Калининградская АЭС.ogg}}), auch als ''Baltisches Kernkraftwerk'' bezeichnet (russisch Балтийская АЭС {{Audio|Ru-Балтийская АЭС.ogg}}, kurz БтАЭС) soll nahe der russischen Stadt Neman entstehen. Die nahe Tuschino gelegene Anlage ist das erste Kernkraftwerk der Oblast Kaliningrad und das zweite im baltischen Raum. Es soll zukünftig mit dem [[Kernkraftwerk Visaginas]] in Litauen konkurrieren.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Im Jahre 1973 gab es Überlegungen, von der damaligen [[Kraftwerk Union AG]] in der Sowjetunion ein Kernkraftwerk in Kaliningrad zu errichten, aus dem die Sowjetunion Elektrizität nach Deutschland verkaufen könnte. Breschnew selbst schlug dieses Angebot bei einem Besuch in Bonn Bundeskanzler Brandt vor. Es sollte eines der größten [[Kernkraftwerk]]e in der Sowjetunion werden, das jemals errichtet wurde. Seitens der deutschen Industrien gab es heftigen Widerstand gegen die Anlage, da man davon ausging, dass die Sowjetunion die deutsche Kerntechnik und das Wissen für ihre eigenen Zwecke und Entwicklungen missbrauchen könnte. Die Befürworter des Projekts wiesen auf die wirtschaftlichen Vorteile des Projekts hin, und das Deutschland selbst nur zu etwa zu drei Prozent von der Anlage abhängig wäre. Das Problem an dem Projekt lag jedoch in West-Berlin.<ref name="ISBN_0521521378">Angela E. Stent: ''From Embargo to Ostpolitik: The Political Economy of West German-Soviet Relations, 1955-1980 - Volume 34 von Cambridge Russian, Soviet and Post-Soviet Studies''. In: Cambridge University Press, 2003 ISBN 0521521378</ref><br />
<br />
Die Grundidee des Projekts lag darin, West-Berlin mit Elektrizität zu versorgen, da der westliche Stadtteil keine Verbindung zum Stromnetz der Bundesrepublik Deutschland hatte. Aufgrund dessen gabt es in West-Berlin eigene Kohlekraftwerke, deren Versorgung mit Kohle allerdings problematisch war. Da die Industrie in West-Berlin einen stetig steigenden Energiebedarf hatte, wollte man durch das Kernkraftwerk in Kaliningrad diesen Bedarf decken, ohne neue Kohlekraftwerke in West-Berlin errichten zu müssen. Allerdings würde die Leitung vom Kernkraftwerk nach West-Berlin durch Polen und die DDR verlaufen. Aufgrund dessen gab es mit Breschnew ein Gespräch in Ost-Berlin, bei dem beide Länder ihr Einverständnis gaben diese Leitung zu errichten. Um Manipulationen dieser Länder an der Leitung zu verhindern, sollte die Leitung alleine der Sowjetunion gehören.<ref name="ISBN_052189333X">Avril Pittman: ''From Ostpolitik to Reunification: West German-Soviet Political Relations Since 1974''. In: Cambridge University Press, 2002 ISBN 052189333X</ref><br />
<br />
Im Oktober 1974 flog der neue Kanzler Helmut Schmidt nach Moskau, ein Hauptthema war unter anderem das Kernkraftwerk Kaliningrad. Bereits im Vorfeld des Besuchs erhoffte sich der Wirtschaftsminister Friedrichs, dass das Projekt eindeutige Züge annimmt. Allerdings schlug die sowjetische Führung vor, die Elektrizität nicht direkt nach West-Berlin zu leiten. Man wollte eine Hauptleitung vom Kernkraftwerk nach Magdeburg legen und von dort aus über eine Nebenstrecke weiter nach West-Berlin. Am Ende des Gespräches gab Schmidt bekannt, dass das grundsätzliche Einverständnis für die Anlage gegeben wurde. Letztlich wurde festgelegt, dass sich die sowjetische Seite an dem deutschen Wissen in der Kerntechnik bedienen darf und im Gegenzug die Elektrizitätsversorgung von West-Berlin gesichert wird. Beide Seiten waren mit dem Abkommen einverstanden. Allerdings waren hier die Grenzen der Regierung in Bonn erreicht worden: Kernkraftwerke durften nur in Rahmen von multilateralen Abkommen verkauft werden, an denen sich die Vereinigten Staaten von Amerika und das Vereinte Königreich beteiligen, was das Projekt noch einmal erheblich in die Länge zog. So forderten die Vereinigten Staaten, dass die Sowjetunion erlauben solle, ihre Kernkraftwerke zukünftig von der [[IAEA]] inspizieren zu lassen. Das ganze Projekt stand aufgrund dieser Forderung auf dem Spiel. Allerdings konterte Schmidt mit dem Argument, dass die Anlage in Kaliningrad wohl kaum eine strategische Bedrohung für den Westen darstellen könne.<ref name="ISBN_0521521378"/><br />
<br />
Durch das multilaterale Abkommen blockierten die Vereinigten Staaten von Amerika das Projekt und versuchten amerikanische Firmen in den Verkauf einzubeziehen. [[Westinghouse]] war an dem Projekt interessiert und hatte die Kraftwerk Union AG bereits bei anderen Projekten in Jugoslawien und Spanien überboten. Bei der Kraftwerk Union erhoffte man sich, dass der Auftrag von ihnen erworben würde, um eventuell zukünftig in Bruderstaaten der Sowjetunion Kernkraftwerke errichten zu können. Das Angebot von Westinghouse war von der sowjetischen Führung abgelehnt worden, wobei sich zeigte, dass auf dem nuklearen Sektor im Nordatlantikpakt Deutschland gegenüber den Vereinigten Staaten der größte Konkurrent war. Durch diesen Erfolg kamen erste Anfragen aus Polen über den Bau eines Kernkraftwerkes, ebenso aus der DDR. Diese Projekte wurden allerdings niemals begonnen. Der Preis für das Kernkraftwerk in Kaliningrad sollte bei rund 600&nbsp;Millionen Dollar liegen, und die Leistung der Anlage bei 1200&nbsp;MW.<ref name="ISBN_0521521378"/> Nachdem die sowjetische Seite größere Nachrechnungen vorgenommen hatte wurde festgestellt, dass das Projekt sehr hohe unwirtschaftliche Kosten mit sich zog und auch die deutsche Seite nicht bereit war, für die modernste Reaktortechnik aus Deutschland alleine mehrere Milliarden deutsche Mark auszugeben. Am 30.&nbsp;März 1976 wurden die Gespräche für das Projekt endgültig beendet.<ref name="ISBN_052189333X"/><br />
<br />
=== Neuplanung des Projekts ===<br />
Im Februar 2008 regte InterRAO UES den Bau eines Kernkraftwerks in der Oblast Kaliningrad an. Das Kernkraftwerk soll hauptsächlich zum Export dienen und die Möglichkeit bieten, dass sich europäische Unternehmen bis zu 49&nbsp;% an dem Kernkraftwerk beteiligen können, während alle anderen Anlagen vollständig zum [[Rosenergoatom]] Konzern gehören und auch von diesem betrieben werden. Als Standort wurde ein Ort nahe Neman (ehemals deutsch Ragnit) gewählt, an der litauischen Grenze. Die Kosten für die Anlage sollen bei rund 4,6&nbsp;Milliarden Euro liegen. Die Anlage soll zudem dazu dienen, zukünftig mit dem geplanten [[Kernkraftwerk Visaginas]] in Litauen zu konkurrieren. [[Rosatom]] begründet den Bau des Kernkraftwerks damit, dass die Anlage innerhalb des europäischen Teils für den geplanten Export plaziert wird. Sie soll so ausgelegt werden, das sie in das europäische Stromnetz integriert wird und rund zwei Drittel des umweltfreundlichen Stroms in Länder wie Deutschland, Polen und die baltischen Staaten exportiert. Eine Trasse nach Deutschland würde entweder durch Polen verlaufen oder über ein Seekabel geleitet werden, was eine Investition von einer weiteren Milliarde Euro erfordern würde. Eine weitere Möglichkeit Überkapazitäten abzuleiten wäre eine Hochspannungstrasse durch Litauen in die Region um Sankt Petersburg. Russland eröffnete zeitgleich Litauen eine Einstiegsmöglichkeit in das Projekt, anstatt zusammen mit den baltischen Staaten und Polen ein neues Kernkraftwerk in Visaginas zu errichten.<ref name="WNA-45">[http://www.world-nuclear.org/info/inf45.html World Nuclear Association - Nuclear Power in Russia] (englisch)</ref> Von Litauen wurde allerdings eine Beteiligung und ein Zukauf von Elektrizität aus diesem Kernkraftwerk ausgeschlossen. Das Land beantragte bei der europäischen Union eine Resolution gegen das Projekt, die allerdings nach Einschätzungen den Bau nicht stoppen kann.<ref>[http://www.kaliningrad.aktuell.ru/kaliningrad/wirtschaft/litauen_klagt_gegen_atommeiler_in_kaliningrad_112.html Russland Aktuell - Kaliningrad: Freitag, 30.04.2010 - ''Litauen klagt gegen Atommeiler in Kaliningrad'']</ref><br />
<br />
Seitens der Regierung wurde das Projekt per Dekret im September 2008 genehmigt, was eine Änderung des föderalen Zielprogramms von 2007 zur Folge hatte. Der Generalauftragnehmer ist [[Atomenergoprojekt]] Sankt Petersburg in Zusammenarbeit mit [[Atomstroiexport]]. Erste Arbeiten am Standort begannen im Februar 2010, der Baubeginn des ersten Reaktors war für 2011 vorgesehen, der zweite sollte 2012 folgen. Bei einer Errichtungszeit von rund 54 Monaten wird mit dem Betrieb der Reaktoren zwischen 2016 und 2018 gerechnet. Beteiligungen an der Anlage wurden von CEZ und Iberdola bekundet, wobei im April 2010 Enel zusammen mit InterRAO UES ein Abkommen unterzeichnete, das die Möglichkeit für Enel bietet sich mit bis zu 49&nbsp;% an dem Projekt zu beteiligen. Rosatom wies darauf hin, dass das Projekt nicht verzögert wird, auch wenn keine Beteiligung von privaten Firmen zustande kommt. Zudem wäre das baltische Kernkraftwerk das erste Projekt an dem sich auch Siemens beteiligen könnte, welches zusammen mit Rosatom ein Abkommen für ein Gemeinschaftsunternehmen unterzeichnet hat.<ref name="WNA-45"/><br />
<br />
=== Bau ===<br />
Der erste Block ging am 22.&nbsp;Februar 2012 in Bau.<ref name="IAEA"/><br />
<br />
== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Kernkraftwerk Kaliningrad soll aus zwei Rektoren bestehen, von denen sich einer im Bau und einer in Planung befindet.<br />
{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=RU „Russian Federation“] (englisch)</ref><br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Baltijsk-1<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1200/491<br />
| align="right" | 1082 MW<br />
| align="right" | 1194 MW<br />
| align="right" | 22.02.2012<br />
| align="right" | (Anfang 2017)<br />
| align="right" | (Ende 2017)<br />
| align="right" | <br />
|-<br />
| Baltijsk-2<ref name="Block-2">[http://www.iaea.org/programmes/a2/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=RU&refno=171 „Nuclear Power Reactor Details - BALTIISK-2“] (englisch)</ref><br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | WWER-1200/491<br />
| align="right" | 1082 MW<br />
| align="right" | 1194 MW<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | (Anfang 2018)<br />
| align="right" | <br />
| align="right" | <br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
<references /><br />
<br />
== Weblinks ==<br />
* [http://baltnpp.rosenergoatom.ru/rus/about/info/ ОАО „Концерн Росэнергоатом“: Балтийская АЭС] (russisch)<br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
* {{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Liste der WWER]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Russland}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in Russland|Kaliningrad]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk mit WWER|Kaliningrad]]<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 2010er Jahren|Kaliningrad]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Portal:Reaktortechnik/Kernreaktoren&diff=3024Portal:Reaktortechnik/Kernreaktoren2012-06-26T17:54:28Z<p>10.0.1.47: Ein Anfang</p>
<hr />
<div><center>[[#Generation I|Generation I]] • [[#Generation II|Generation II]] • [[#Generation III|Generation III]] • [[#Generation IV|Generation IV]]<br />''Kurusive'' Modelle sind nicht realisierte Projekte</center><br />
<br />
;<div id="Generation I">[[Generation I]]</div><br />
:''Kleine Reaktoren <300 MW:'' [[WWER-210]]<br />
:''Mittlere Reaktoren 300-700 MW:'' [[WWER-365]]<br />
:''Große Reaktoren >700 MW:'' <br />
<br />
----<br />
<br />
;<div id="Generation II">[[Generation II]]</div><br />
:''Kleine Reaktoren <300 MW:'' <br />
:''Mittlere Reaktoren 300-700 MW:'' ''[[HTR-500]]''{{w|p}} [[WWER-440]]{{w|p}} ''[[WWER-500]]''<br />
:''Große Reaktoren >700 MW:'' [[Paluel 4-Loop]]{{w|p}} [[WWER-1000]]{{w|p}} ''[[WWER-1500]]''{{w|p}} ''[[WWER-2000]]''<br />
<br />
----<br />
<br />
;<div id="Generation III">[[Generation III]]</div><br />
:''Kleine Reaktoren <300 MW:'' <br />
:''Mittlere Reaktoren 300-700 MW:'' ''[[WWER-600]]''<br />
:''Große Reaktoren >700 MW:'' [[Areva EPR]]{{w|p}} [[Babcock & Wilcox Lowered Loop]]{{w|p}} [[KWU-Baulinie '80]]{{w|p}} [[RBMK-1000]]{{w|p}} [[RBMK-1500]]{{w|p}} [[WWER-1000]]{{w|p}} [[WWER-1200]]{{w|p}} ''[[WWER-1300]]''{{w|p}} ''[[WWER-1800]]''<br />
<br />
----<br />
<br />
;<div id="Generation IV">[[Generation IV]]</div><br />
:''Kleine Reaktoren <300 MW:'' <br />
:''Mittlere Reaktoren 300-700 MW:'' <br />
:''Große Reaktoren >700 MW:'' ''[[WWER-SKD]]''<br />
<noinclude> <br />
[[Kategorie:Reaktortechnik|!]]<br />
</noinclude></div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Portal:Reaktortechnik&diff=3023Portal:Reaktortechnik2012-06-26T17:42:01Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>{{Portal:Reaktortechnik/Kopf}}<br />
{| cellpadding="0" cellspacing="0" style="margin-top:0.5em;"<br />
|-<br />
| valign="top" width="73%" |<br />
{{Portal:Reaktortechnik/Willkommen}}<br />
<div style="border: solid 1px #191970; padding-left:5px; padding-right:10px; margin-top:10px;"><br />
{| width="100%"<br />
|-<br />
| valign="top" width="50%" style="border-right: 1px solid #ccc; padding-right:10px;" |<br />
{{Portal:Reaktortechnik/Grundlegende Artikel}}<br />
{{Portal:Reaktortechnik/Systeme}}<br />
| valign="top" width="50%" style="padding-left:5px; clear:both;" |<br />
{{Portal:Reaktortechnik/Komponenten}}<br />
{{Portal:Reaktortechnik/Betrieb}}<br />
|-<br />
| colspan="3" |{{Portal:Reaktortechnik/Siehe auch}}<br />
|-<br />
|}</div><br />
| valign="top" width="27%" style="padding-left:10px; clear:both;" |<br />
<div style="border: solid 1px #191970; padding-left:5px; padding-right:5px; clear:both; background-color: #edf4fc;"><br />
<div style="text-align: left; font-family: sans-serif; font-size:120%; padding-bottom:2px; border-bottom: solid 2px #000076; margin-bottom:5px; margin-top:10px;">[[Datei:Icon NuclearPowerPlant-green.svg|16px|verweis=]] '''Kernkraftwerke Weltweit'''</div><br />
<div style="height:450px; width:100%; overflow:auto; text-align:left;"><br />
{{Portal:Reaktortechnik/Kernreaktoren}}<br />
</div><br />
<div style="text-align: left; font-family: sans-serif; font-size:120%; padding-bottom:2px; border-bottom: solid 2px #000076; margin-bottom:5px; margin-top:10px;">[[Datei:PICOL-category.svg|16px|verweis=]] '''Kategoriebaum'''</div><br />
<categorytree depth="1">Reaktortechnik</categorytree><br />
<div style="text-align: left; font-family: sans-serif; font-size:120%; padding-bottom:2px; border-bottom: solid 2px #000076; margin-bottom:5px; margin-top:10px;">[[Datei:Applications-other.svg|16px|verweis=]] '''Sonstiges'''</div><br />
<div style="margin:0.1em 0 0 0;"><br />
*{{Akronym|[[Datei:Commons-logo.svg|x20px|link=]]|Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien}}&nbsp;<span class="plainlinks">[{{fullurl:Commons:Nuclear reactors|uselang=de}} Wikimedia Commons zu diesem Thema]</span><br />
*{{Akronym|[[Datei:Wiktionary-logo-de.png|x20px|link=]]|Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen}}&nbsp;<span class="plainlinks">[{{fullurl:wiktionary:de:Kernreaktor}} Wiktionary zu diesem Thema]</span><br />
</div><br />
</div><br />
|-<br />
|}<br />
{{Shortcut|P:KKW, P:AKW, P:KW}}<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk|!]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Offshore-Kernkraftwerk_Atlantic&diff=2862Offshore-Kernkraftwerk Atlantic2012-06-22T04:36:15Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk<br />
|BILD =<br />
|BESCHR =<br />
|LAT =39.47861<br />
|LON =-74.28062<br />
|LAND =USA<br />
|ORT =Atlantic City<br />
|EIGENTÜMER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|BETREIBER =Public Service Electric & Gas Co.<br />
|V-JAHR =1972<br />
|PS-JAHR =<br />
|PC-JAHR =1978<br />
|BS-JAHR =<br />
|BC-JAHR =<br />
|R-PST_AZ =<br />
|R-PST_MW =<br />
|R-PCC_AZ =4<br />
|R-PCC_MW =4848<br />
|R-BST_AZ =<br />
|R-BST_MW =<br />
|R-BCC_AZ =<br />
|R-BCC_MW =<br />
|WEBSITE =<br />
|STAND =16. Januar 2010<br />
}}<br />
Das '''Offshore-Kernkraftwerk Atlantic''' (englisch Atlantic Generating Station) sollte das erste schwimmende Kernkraftwerk der Welt werden. Es war geplant das Kernkraftwerk an der Küste von New Jersey zirka 2,8&nbsp;Meilen entfernt im atlantischen Ozean zu errichten, nahe dem Little Egg Einfluss. Das Projekt wurde ende der 1970er storniert.<br />
<br />
== Geschichte ==<br />
Geplant wurde das Kernkraftwerk ab den 1970er Jahren. Errichtet werden sollte es in einen Trockendock nahe Norfolk, Virginia oder nahe Blount Island, Florida. Nur diese Unternehmen kamen dafür in Betracht, da nur dieses Dock tief genug ist, um die Reaktoren wieder heraus fahren zu können. Grund ist die 40&nbsp;Fuß tiefe Plattform, die beide Reaktoren besitzen und eine Länge und Breite von 400&nbsp;Fuß haben. Der Hersteller des nuklearen Dampferzeugungssystems ist Westinghouse. Um den Standort der Anlage sollten Wälle aufgeschüttet werden die im inneren aus Betonelementen bestehen und mit harten Stein anschließend zugeschüttet werden. Dies sollte dazu dienen die Wellen zu brechen. Die Anlage sollte zudem einer Windgeschwindigkeit von bis zu 200&nbsp;Meilen pro Stunde standhalten.{{Ref|1}}<br />
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Kernkraftwerke die auf dem Wasser und in Werften gebaut werden bringen zudem Vorteile was die Produktionskosten angeht, da diese wesentlich billiger sind. Durch eine einheitliche Baulinie könnte man so beginnen schwimmende Kernkraftwerke in Serie zu Bauen. Nach Angaben des Herstellers ist in der Positionierung der Anlage bis zu drei Meilen von der Küste entfernt mehr Sicherheit für die Menschen geboten, vor allem im Falle eines Unfalls. Ein großer Vorteil ist im Gegensatz zu Kernkraftwerken die an Land gebaut sind die nahezu vollständige Isolierung vom Erdboden, was im Falle eines Erdbebens keine Risiken für die Anlage bedeutet. Die Positionierung in dicht besiedelten Gebiet ist durch diese Vorteile weitaus einfacher. Man erwartete, dass es ebenfalls Auswirkungen auf andere Branchen in der Öl- und Gasindustrie haben könnte. Diese könnten solche Kernkraftwerke direkt an Öl- oder Gasplattformen positionieren und so Energie für diese Anlagen Erzeugen.{{Ref|1}}<br />
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Für den Bau des ersten Offshore-Kernkraftwerks entschied man sich letztlich für die Werft in Florida. Man erwartete, dass der erste Reaktor 1985 in die Küste geschleppt wird und 1987 der zweite. Um die Machbarkeit dieses Projekts zu beweisen wurde an einer Universität in Florida ein Modell gefertigt. Die projektierte Laufzeit für diese Offshore-Kernkraftwerke liegt bei 40&nbsp;Jahre. Doch bereits 1975 wurden mehrere Millionen Dollar in das Projekt investiert. Über fünfzig Genehmigungen müssen für die Anlage in Atlantic City eingeholt werden von denen keine einzige bis 1975 beantragt wurde.{{Ref|2}} Am 1.&nbsp;Dezember 1978 hatte man das Projekt mit zwei Reaktoren letztlich fallen gelassen.{{Ref|3}}{{Ref|4}} Weitere angedachte Reaktoren wurden ebenfalls storniert.{{Ref|5}}<br />
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== Daten der Reaktorblöcke ==<br />
Das Offshore-Kernkraftwerk Atlantic sollte vier Reaktorblöcke bekommen, die allerdings alle storniert wurden.<br />
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{| class="prettytable" width="100%"<br />
|-<br />
! width="19%" rowspan="2" | Reaktorblock<br />
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp<br />
! width="20%" colspan="2" | Leistung<br />
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn<br />
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn-<br />chronisation<br />
! width="10%" rowspan="2" | Kommer-<br />zieller Betrieb<br />
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung<br />
|-<br />
! width="05%" | Typ<br />
! width="15%" | Baulinie<br />
! width="10%" | Netto<br />
! width="10%" | Brutto<br />
|-<br />
| Atlantic 1{{Ref|3}}<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | Offshore Power Systems<br />
| align="right" | 1.150&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1.212&nbsp;MW<br />
| colspan="4" align="center" | Planungen am 01.12.1978 storniert<br />
|-<br />
| Atlantic 2{{Ref|4}}<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | Offshore Power Systems<br />
| align="right" | 1.150&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1.212&nbsp;MW<br />
| colspan="4" align="center" | Planungen am 01.12.1978 storniert<br />
|-<br />
| Atlantic 3{{Ref|5}}<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | Offshore Power Systems<br />
| align="right" | 1.150&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1.212&nbsp;MW<br />
| colspan="4" align="center" | Planungen am 1978 storniert<br />
|-<br />
| Atlantic 4{{Ref|5}}<br />
| align="center" | DWR<br />
| align="center" | Offshore Power Systems<br />
| align="right" | 1.150&nbsp;MW<br />
| align="right" | 1.212&nbsp;MW<br />
| colspan="4" align="center" | Planungen am 1978 storniert<br />
|-<br />
|}<br />
<br />
== Einzelnachweise ==<br />
{{References|1|http://www.gerwick.us/pdf/06_140e%20atlantic%20generating%20station.pdf|Informations-PDF: ''Atlantic Generating Station, NJ''|englisch}}<br />
{{References|2|http://www.newyorker.com/archive/1975/05/12/1975_05_12_051_TNY_CARDS_000315100|The New Yorker - 12.05.1975 - ''The Atlantic Generating Station''|englisch}}<br />
{{References|1=3|2=http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=US&refno=477|3=Das Kernkraftwerk Atlantic 1 auf dem PRIS der IAEA|4=englisch}}<br />
{{References|1=4|2=http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=US&refno=478|3=Das Kernkraftwerk Atlantic 2 auf dem PRIS der IAEA|4=englisch}}<br />
{{References|5|http://tonto.eia.doe.gov/ftproot/nuclear/043697.pdf|US-Department of Energy: ''Nuclear Power Generation and Fuel Cycle Report 1997''|englisch}}<br />
<br />
== Siehe auch ==<br />
{{Portal Kernkraftwerk}}<br />
* [[Kernenergie in den vereinigten Staaten von Amerika]]<br />
<br />
{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in den Vereinigten Staaten}}<br />
<br />
[[Kategorie:Kernkraftwerk in den USA|Atlantic]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Gau&diff=2729Gau2012-05-25T12:07:51Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
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<div>#WEITERLEITUNG[[Auslegungsunfall]]</div>10.0.1.47https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Gr%C3%B6%C3%9Fter_anzunehmender_Unfall&diff=2728Größter anzunehmender Unfall2012-05-25T12:07:37Z<p>10.0.1.47: korr.</p>
<hr />
<div>#WEITERLEITUNG[[Auslegungsunfall]]</div>10.0.1.47