Herzlich willkommen in der Nucleopedia! Hierbei handelt es sich um eine freie Enzyklopädie, die sich auf den Bereich der Kernenergie spezialisiert hat. Die Inhalte sind frei verfügbar und unter Lizenz frei verwendbar. Auch Sie können zum Inhalt jederzeit beitragen, indem Sie als Benutzer den Seiteninhalt verbessern, erweitern oder neue Artikel erstellen.
Vielen Dank für Ihre Unterstützung an dem Projekt!

Benutzerkonto beantragen  Benutzerkonto anfordern

Benutzer:TZV/AST-500: Unterschied zwischen den Versionen

Aus Nucleopedia
Wechseln zu: Navigation, Suche
(+)
(Wirtschaftlichkeit 20px: +)
Zeile 575: Zeile 575:
  
 
== Wirtschaftlichkeit [[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]] ==
 
== Wirtschaftlichkeit [[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]] ==
 +
[[Datei:Saisonkurve Auslastung AST-500.svg|mini|Saisonkurve eines Fernwärmenetzes mit entsprechender Auslastung eines Kernheizwerks des Typs AST-500]]
  
 
== Marktpotential [[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]] ==
 
== Marktpotential [[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]] ==

Version vom 9. Februar 2020, 11:00 Uhr

TZV/AST-500
Künstlerische Darstellung des Kernheizwerks Woronesch mit zwei AST-500
Künstlerische Darstellung des Kernheizwerks Woronesch mit zwei AST-500
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of Russia.svg Russische Föderation
Entwickler OKBM
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2, MOX
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 1(+5)

Artikelnbame OKBM AST-500

Der AST-500 (russisch АСТ-500) ist eine von OKBM entwickelte Baulinie mit integralen Reaktorsystem. Der AST-Reaktor baut auf dem WK-50 Siedewasserreaktor, sowie der bewährten WWER-Reaktorlinie auf. Der AST-Reaktor zählt zwar zu den Leistungsreaktoren, erzeugt allerdings keine Elektriztität sondern nur Fernwärme. Der Reaktor mit dem Flaggschiff AST-500 war ab den 1980ern für den Einsatz in der Sowjetunion vorgesehen worden, sowie in kleineren Varianten als AST-200 und AST-300 in anderen Sowjetrepubliken und RGW-Staaten. Infolge des Reaktorunfalls von Tschernobyl 1986 wurde die Sicherheit der Anlagen überprüft und in den 1990ern der Bau dieser Anlagen eingestellt aufgrund der Wirtschaftskrise infolge des Zusammenbruchs der Sowjetunion. Aufgrund der hohen Kapitalkosten bei der Umsetzung von Fernwärmeprojekten, insbesondere durch die ebenfalls hohen Kapitalkosten für den Bau von Kernheizwerken, wird das Reaktormodell unter den aktuellen Marktbedingungen nicht mehr in erwägung gezogen und der Bau von Kernreaktoren mit Kraft-Wärme-Kopplung vorgezogen. Dennoch entwickelt OKBM seit 2015 an einer überarbeiteten Entwicklung des AST-200, der bis 2030 einsatzbereit sein könnte.

Geschichte Yellow checkbox-unchecked.svg

  • Yellow checkbox-unchecked.svg - die Abschnitte müssen noch vollumfänglich mit Einzelnachweisen bestückt werden
  • Blue checkbox-checked.svg - der Abschnitt ist für die Allgemeinverständnis nötig und bedarf daher keiner separaten Bequellung/Im anderen Abschnitt im Artikel belegt
  • Green checkbox-checked.svg - der Abschnitt enthält alle nötigen Einzelnachweise/Angaben zu Quellen konsistent
  • Bright green checkbox-unchecked.svg - der Abschnitt ist vollständig
  • Bright green checkbox-checked.svg - evtl. Abnahme
Zonen, in denen bestimmte Arten von Kernenergieanlagen zulässig sind

Die Sowjetunion beschloss bereits zu Beginn der Ausweitung der zivilen Nutzung der Kernenergie, dass Elektrizität nicht alleine den Bedarf der Industrien decken würde um den Verbrauch von organischen Brennstoff zu reduzieren. Daher waren bereits die ersten Kernkraftwerke der Sowjetunion ebenfalls für die Auskopplung von Fern- und Prozesswärme optimiert. Die Sowjetunion verfügte Ende der 1970er und Anfang der 1980er über große Fernwärmenetze in den meisten größeren Städten. Als ersten Anlauf begann man mit der Projektion von vier großen Kernheizkraftwerken in Odessa, Charkow und Minsk. Solche Anlagen lohnten sich allerdings lediglich nur dann, wenn die Ballungsregion zusätzlich mehr Elektrizität benötigt, da jeder Block zusätzlich rund 1000 MW elektrische Leistung erzeugte, große Mengen an Wasser benötigen würde, ebenfalls war die Lage solcher großen Anlagen in der Nähe großer Städte aus dem sicherheitstechnischen Aspekt nicht perfekt. Daher hat die Sowjetunion mit der Entwicklung einfacher Kernheizwerke mit einer Heizleistung von 500 MWth des Typs AST-500 begonnen die direkt für den Einsatz nahe des betreffenden Fernwärmenetzes in 5 Kilometer Entfernung zu großen Ballungsräumen errichtet werden können.[1] Auf Basis der Sicherheitsvorschriften für den Bau- und Betrieb von Kernkraftwerken aus dem Jahr 1978 (OPB-78) wurde als einzige Variante für den Einsatz eines Kernheizwerks daher ein wassergekühlter Reaktor mit Druckbehälter als beste Lösung gewählt.[2]

Die Arbeiten an dem technischen Projekt begannen 1977.[3] Technische Experimente wurden insbesondere für den Reaktor durchgeführt. Im Siedewasserreaktor WK-50 im Kernforschungszentrum Dimitowgrad wurde unter anderem für den AST-500 das Sicherheitsverhalten von siedenden Wasser im Reaktorkern untersucht und die dabei auftretende Erzeugung von Wasserstoff im Kreis. - VK-50 http://lib.sstu.ru/open/vestniki/2013/03_72_2013.pdf



Im Jahr 1982 ging die erste Anlage in Gorki (heute Nischni-Nowgorod) in Bau, 1983 folgte ein zweites Kernheizwerk in Woronesch.[1]


Während die Bauarbeiten in Gorki und Woronesch bereits liefen, gab es Nachberechnungen der Ergebnisse vom WK-50 seitens des Kurtschatow-Instituts, dass die Siedewasser-Konstruktion für beide Reaktoranlagen fehlerhaft und instabil ausgelegt wurde. Nachrechnungen ergaben durch Zufall, dass die Dampfblasenbildung im Kern höher als ursprünglich angenommen gewesen wäre. Um dieses Problem umgehen zu können hätte die gesamte Konstruktion des Reaktors geändert werden müssen.


Da man dies verhindern wollte entschied man durch eine einfachere Rekonstruktion des Reaktorsystems den Druck im System zu erhöhen und Inertgase im Reaktor zuzuführen, wodurch aus dem Siedewasserreaktor ein Druckwasserreaktor wurde. Hierdruch konnte verhindert werden, dass die beim Sieden auftretenden Dampfblasen entstehen.[4]




Aktiv die Entwicklung unterstützte die Deutsche Demokratische Republik durch die technische Universität Dresden und die Ingenieurshochschule Zittau, die experimentelle Messstände aufbaute um die thermohydraulischen Prozesse und die Dynamik des Reaktors zu untersuchen.[5]

AST-500 im Bau bei Atommasch im Jahr 1985

Der erste Reaktorbehälter für das Kernheizwerk Gorki wurde bei Ischora in Sankt Petersburg in Auftrag gegeben. Aufgrund der komplexen Kostruktion mit integralen Dampferzeugern waren die Behälter komplizierter zu fertigen als große Druckbehälter für konventionelle Druckwasserreaktoren des Typs WWER-440 oder WWER-1000, die außer den Kerneinbauten keine speziellen Anforderungen mit sich brachten. Daher wurde der erste Druckbehälter hinter dem eigentlichen Zeitplan fertiggestellt, bestand allerdings die anschließenden Tests nicht, weshalb man die Verantwortung und die Fertigung der Reaktorbehälter an Atommasch vergab, obwohl das Werk bereits bei der ersten Vergabe sich weigerte den Auftrag anzunehmen, obwohl Atommasch mit komplexen Komponenten für den Fusionsreaktor T-15 bereits gearbeitet hatte. Für den Bau der Druckbehälter wurde bei Atommasch eine separate Fertigungsanlage abseits der WWER-1000-Produktionslinie errichtet. Allerdings stellte sich insbesondere die Planung der Zeichnungen als komplex heraus, weshalb von der Planungs- und Fertigungsabteilung nur langsam die nötigen Zeichnungen für Schweißnähte und Druckbehälterteile in die Fertigung kamen. Das lag unter anderem daran, dass die Abteilungen nicht in der Lage waren einige gefertigte Teststücke unter Laborbedingungen zu testen. Bei der Fertigung kam es zu einen weiteren Rückschlag, als festgestellt wurde, dass der Druckbehälter während der Fertigung in der Schmiede oder bei der Antikorrosionsbehandlung verformt wurde. Seitens der sowjetischen Führung stand Atommasch daher unter starker Kritik, dass man die Produktion nicht sehr ernst nehmen würde. Diese Kritik verstummte erst mit der Auslieferung des ersten Druckbehälters per Schiff über die Wolga zum Kernheizwerk Gorki.[6]


Im Jahr 1989 wurde durch das Operational Safety Assessment Review Team (OSART) der IAEA das Design des AST-500 bei einer Mission im Kernheizwerk Gorki genauer analysiert. Aufgrund der großen Wasservolumen im Reaktor und der passiven Sicherheitssysteme beim Ausfall der Netzpumpen, damit verbunden automatisch der Ausfall der Hauptwärmesenke, die die Wärmeabfuhr sicherstellen, bietet das Design hohe Sicherheitsmargen.[7]



1991 Stornierung Gorki[3]

Nach dem Zerfall der Sowjetunion wurden die Bauaktivitäten am Standort Woronesch auf ein Minimum reduziert, dennoch mit der Hoffnung, dass bis zum Jahr 2000 die Pilotanlagen in Woronesch betriebsbereit seien. Dennoch bestanden Planungen für die Reaktoren des Typs AST-500M, eine modernisierte Variante, die für den Bau im fernen Osten Russlands nahe der Stadt Chabarowsk vorgesehen war.

Allgemeines
Forschungsaufbauten

Weiterentwicklungen

Auf Basis des integralen Designs entwickelte OKBM zusammen mit Teploelektroprojekt in den 1990ern den integralen Druckwasserreaktor des Typs WPBER-600. Diese Initiative wurde insbesondere Ergeiffen, nachdem die Überarbeitung des WWER-500 durch Atomenergorprojekt Leningrad zu unwirtschaftlich erschien. Infolge der Bauunterbrechung neuer Kernkraftwerke wurde allerdings nie eine Anlage errichtet.[8]

Technik Yellow checkbox-unchecked.svg

Der AST-500 hat die Besonderheit, dass er sowohl als Siedewasserreaktor, als auch als Druckwasserreaktor ausgeführt werden kann. Ohne konstruktive Änderungen kann der Reaktor daher sowohl im Siedemodus, als auch im Druckmodus betrieben werden. Aufgrund der höheren Betriebsstabilität wurde allerdings auf den Betrieb im Siedemodus verzichtet.[4] Von dem Reaktorsystem gibt es mehrere Varianten, die in der Basisauslegung alle identisch sind, sich jedoch nur von der Baugröße und den Betriebsparametern im Primärkreislauf unterscheiden. Behandelt wird daher nur das in den 1980ern geplante Basismodell AST-500, mit zusätzlichen Erläuterungen sofern etwas bei einem Submodell abweichen sollte.

Kreisprozess Yellow checkbox-unchecked.svg

Vereinfachtes Schema des AST-500

Beim AST-500 handelt es sich primär um einen integralen Druckwasserreaktor mit drei Sekundärkreisläufen, der allerdings ebenfalls im Siedemodus als Siedewasserreaktor arbeiten kann. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Containment mit dem Reaktordruckbehälter und den Großkomponenten der Sekundärkreisläufe, dem internen Abklingbecken und den passiven Wärmeabfuhrsystemen, sowie den konventionellen Teil mit den Netzwärmetauschern und Netzumwälzpumpen, die die Anbindung des Blocks an das Fernwärmenetz ermöglichen.

Das Kühlmittel Wasser strömt im integralen Reaktorsystem unter einen Druck von 19,6 Bar per Naturumlauf unterhalb der Wärmetauscher an der Seitenwand des Reaktordruckbehälters nach unten. Am Boden wird die Flussrichtung umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird, und sich das Wasser von etwa 131 °C auf ungefähr 208 °C aufheizt. Von dort aus strömt es nach oben, wo es wieder an die Außenseite des Reaktors strömt. Dort befinden sich an der Seite die 18 Gradrohr-Wärmetauscher, die die Wärme an die drei voneinander getrennten sekundären Kreisläufe weitergeben. Jeder dieser Loops umfasst 6 Wärmetauscher. Durch die Wärmesenke strömt das kältere Wasser wieder in den unteren Bereich des Reaktors und beginnt damit den Kreislauf von neuen. Im Volllastbetrieb mit 500 MWth beträgt der Massenstrom im integralen Primärsystem etwa 1548 Kilo pro Sekunde. Insgesamt befinden sich 187 Kubikmeter Wasser im Primärsystem.[9]


Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe, die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben. In den 18  Wärmetauschern[9] wird Wasser des Sekundärkreislaufs in jeden der drei Schleifen bei einem Druck von 12 Bar auf eine Temperatur von etwa 270 °C erhitzt. Das erhitzte Wasser wird über Leitungen und redundante Sicherheitsventile aus dem Containment heraus geleitet zu den Netzwärmetauschern. Dort gibt es seine Wärme ab und wird anschließend mit einer Temperatur von 90 °C zurück in die Wärmetauscher des Primärsystems mir Umwälzpumpen gepumpt, um Wärme aus dem integralen Kreis abzuführen. Der Sekundärkreis ist nicht radioaktiv.[10] Dadurch die drei Kreisläufe keine Dampfparameter erreichen, besitzt jeder einzelne Loop jeweils einen eigenen Druckhalter.[11]

Als dritter Kreis hinter den Netzwärmetauschern befindet sich das Fernwärmenetz, dass die Hauptwärmesenke für den Block gewährleistet. Dieses arbeitet bei einen Druck zwischen 20 bis 26 Bar mit Temperaturen zwischen 144 und 150 °C im Vorlauf. Nach Anwendung bei den Verbrauchern kommt es im Rücklauf mit einer Temperatur von 64 bis 70 °C zurück.[10] Gewährleistet wird hier die Zirkulation von drei Netzpumpen, die parallel das Wasser im Rücklauf zum Block saugen.[11] Dadurch der AST-500 nur für Niedrigtemperaturanwendungen Einsatz findet, kann die Wärmegewinnung aus dem Block vollständig effizient abgeführt werden, womit der Gesamtwirkungsgrad des Kernheizwerks bei knapp 95 % liegt.[9]


Integales Primärsystem (Reaktor)Druckhalter Loop 1Hauptumwälzpumpe-1Netzwärmetauscher Loop-1Netzwärmetauscher Loop-1Druckhalter Loop 2Hauptumwälzpumpe-2Netzwärmetauscher Loop-2Netzwärmetauscher Loop-2Druckhalter Loop 3Hauptumwälzpumpe-3Netzwärmetauscher Loop-3Netzwärmetauscher Loop-3NetzpumpenNetzpumpenNetzpumpenFernwärmenetzReaktorgebäudewandAST-500 Schema.svg
Über dieses Bild

Vereinfachtes Wärmeschaltbild des AST-500 ohne Nebensysteme. Beschreibung per mouseover.


Primärkreis und Sekundärkreis radioaktiv


Integrales Primärsystem (Reaktor) Yellow checkbox-unchecked.svg

Das inbtegrale Primärsystem befindet sich vollständig im Reaktordruckbehälter des AST-500. Er setzt sich vornehmlich baulich aus dem Reaktorkern zusammen, sowie die 18 Wärmetauscher für den Sekundärkreislauf. Dieser befindet sich im Gesamten im Sicherheitsbehälter, der sich um den gesamten Reaktordruckbehälter erstreckt.[2]

Der obere Teil des Reaktordruckbehälters oberhalb des Kühlmittels dient funktionell als Druckhalter des Systems, während der untere Teil des Reaktordruckbehälters als Kühlmittelschleife dient, in der das Kühlmittel durch einen natürlichen Umlauf ohne Pumpen zirkuliert. Um den mechanischen Widerstand gering zu halten, sind die Steuerstäbe in Cluster zusammengefasst, sodass die Führungsrohre oberhalb des Kerns mengenmäßig gering sind und so kaum einen Widerstand für den natürlichen Umlauf darstellen.[2]

Der Reaktor ist innerhalb des Sicherheitsbehälters auf einer umlaufenden Lagerung fest montiert, die aus dem biologischen Schild ausgespart ist. Zwischen dem Reaktordruckbehälter und der Wand des Sicherheitsbehälters gibt es eine Aussparung, die für die Montage von hängenden Prüfequipment vorgesehen ist um die Stähle des Reaktordruckbehälters und Sicherheitsbehälters untersuchen zu können. Überhalb der Lagerung des Reaktordruckbehälters befinden sich unter anderem die Leitungen zwischen den Dampferzeugern und den sekundären Kreisen, die Leitungen der Hilfssysteme für den integralen Primärkreislauf, als auch die Leitungen des Steuersystems für die Ionisationskanäle, die Pegelsensoren und die Wärmewandler des primären Kreislaufs. Der obere Teil des Sicherheitsbehälters befindet sich frei montiert herausragend in der Reaktorhalle und ist für Revision und Brennstoffwechsel abnehmbar und gegen andere Aufsätze wechselbar. Dieser Teilk umhüllt hauptsächlich das Aufbaugerüst des Reaktordruckbehälters, in dem sich unter anderem die Steuerstabantriebe befinden, Leitungen für Elektromotoren und Poitionssensoren der Steuerstäbe, <sowie Messkabel für den Reaktorkern.[2]


Inertgas:

Während des Betriebs des Reaktors findet im Primärsystem dauerhaft ein Radiolyseprozess statt, der zum Aufspalten von 2H2O (Wasserstoffperoxid) zu 2H2 (Wasserstoff) und O2 (Sauerstoff) führt. Diese können sich im Druckhalter ansammeln und der Sauerstoff zu Oxidation an den Leitungen des Primärsystems führen. In früheren Kernreaktoren wurde Ammonium und Hydrazin als Inhertgas verwendet, worauf man allerdings beim AST-500 verzichtete, da die Gase die Korrosion von Kerneinbauten förderten. Im AST-500 wird daher eine Wasserstoffg-Helium-Mixtur verwendet, die durch ein Messsystem überwacht wird. Als Auswertesystem wird ein Iskra 1256 Minicomputer angewendet, der überwacht, dass der Wasserstoffgehalt zurückgerechnet bei 0 °C und einem Druck von 1 Bar nicht über 2 ml pro kg-1 liegt. Hierzu werden Halbleitersensoren eingesetzt, die eine Pd-SiO2-Si (Palladium-Siliziumdioxid-Silizium) Struktur bestehen, sowie einer pin-Diode.


Reaktorkern Yellow checkbox-unchecked.svg

Der Reaktorkern des AST-500 besteht aus 121 Brennelementen, die in einen dreiechigen Abstand von 243 mm zueinander im Kern positioniert sind. Diese bilden den Reaktorkern mit einer Gesamthöhe von 3 Meter bei einem Durchmesser von 2,8 Meter.


hat eine sehr geinge Leistungsdichte von 27 MW pro Kubikmeter.[2]


Jedes Brennelement besteht aus ___ Brennstäben mit einem Durchmesser von 13,6 Millimeter, die aus 0,9 mm dicke Röhren aus Zircalloy nutzen. Die Brennstäbe sind zu hexagonalen Brennelementen zusammengefasst mit einem dreieckigen Brennstababstand von 17,8 mm zu jeden Nachbarbrennstab. Die Brennelemente im Erstkern sind mit einer unterschiedlichen Anreicherung von 1,0 %, 1,6 % und 2,0 % ausgestattet und nutzen Uranoxid als Kernbrennstoff. Nachladungen und im stationären Betrieb des AST-500 werden Brennelemente lediglich mit einer Anreicherung von 1,6 % ubd 2,0 % nachgeladen, da die bereits teilabgebrannten Brennelemente mit 1,6 % und 2,0 % anreicherung dann in etwa der Anreicherung von 1,0 % und 1,6 % entsprechen. Durch den geringen Abbrand von 14 Megawatttagen pro Kilo Kernbrennstoff ist der AST-500 dafür ausgelegt die Brennelemente in einem Brennstoffzyklus von 3×2 Jahren zu fahren. Um die Reaktivität beim Anfahren der Anlage zu kompensieren, sind mehrere Brennelemente im frischen Kern mit Brennstäben aus Zircalloy ausgestattet, die keinen Kernbrennstoff beinhalten sondern Borgranulat in einer Aluminiummatrix als abbrennbaren Absorber. Zusätzlich haben mehrere Brennelemente spezielle Messkanäle zum Messen des Neutronenflusses oder thermische Wandler, bei denen ein einzelner Zircalloystab dann durch einen Messkanal aus Zircalloy mit den beinhaltenden Sensoren getauscht wird. Die Hüllrohre dieser Messkanäle haben einen Druchmesser von 13 mm und eine Wandstärke von 0,9 mm.[2]

Von den 121 Brennelementen beinhalten 120 Brennelemente jeweils ein Steuerstabcluster, außer das zentrale Brennelement des Reaktorkerns. Jedes Brennelement wird so direkt mit 18 Absorberstäben pro Steuerstab direkt gesteuert, die wiederum zu Clustern aus drei oder vier Steuerstäben gebündelt sind und mit einen Steuerstabmotor gefahren werden. Jedes Brennelement besitzt jeweils 18 Führungsrohre aus Zirkonium für die Steuerstäbe mit einem Druchmesser von 18 mm un einer Wandstärke von 1 mm. Die 120 Steuerstäbe sind durch die Zusammenfassung in Clustern durch 36 Steuerstabmotoren regelbar. Beim Tausch der Brennelemente werden die Steuerstäbe von den Clusteraufnahmen getrennt und bleiben durch einen speziellen Niederhalter in den Führungsrohren in ihrer Endlage im Brennelement fixiert.[2]


Wärmetauscher Yellow checkbox-unchecked.svg

Die 18 Wärmetauscher des AST-500 befinden sich im Wasserspalt zwischen dem inneren Kernmantel und dem äußeren Reaktordruckbehälter. Bei den Wärmetauscher handelt es sich um Geradrohrwärmetauscher, der insbesondere im Bezug auf den Naturumlauf im Primärkreislauf einen geringen mechanischen Widerstand verursacht. Durch die Separierung der Wärmetauscher durch Einhausungen verursachen diese gegeneinander keine konträren Strömungsverhältnisse des Primärkreislaufs. Dadurch der Sekundärkreislauf im Bezug auf den Primärkreislauf nur einen sehr geringen Druckunterschied aufweist, werden die Wärmetauscher mechanisch durch den Druckunterschied kaum beansprucht.[2]

Im Falle einer Dampferzeugerleckage gibt es direkt am Sicherheitsbehälter Ventile im Sekundärkreislauf, um diese vom System zu isolieren um zu verhindern, dass radioaktives Kühlmittel des Primärkreislaufs in einen der drei Sekundärkreisläufe gerät.[2]

Sekundärkreislauf Yellow checkbox-unchecked.svg

Pumpen Yellow checkbox-unchecked.svg
Druckhalter Yellow checkbox-unchecked.svg

Fernwärmekreislauf Yellow checkbox-unchecked.svg

Ein einzelner Reaktor des Typs AST-500 produziert eine Wärmeleistung von 860 Gigacalorie pro Stunde, womit die Anlage mit Spitzenlastheizwerken für Fernwärmenetze mit einerm Mindestverbrauch von 1700 Gigacalorie pro Stunde eingesetzt werden kann.[2]


Die Streckennetze von Gorki und Woronesch waren 1984 bereits größer als 60 Kilometer lang, von denen 40 Kilometer alleine für den Wärmetransport von kleineren Kesseln nötig waren. Man erwartete, dass man mit beiden Heizwerken jeweils rund 270 kleine konventionell befeuerte Kessel hätte schließen können. Um die Lasten zu balancieren, waren offene Tanks mit jeweils 20.000 Kubikmeter Fassungsvermögen vorgesehen worden um das Volumen im Fernwärmenetz bei verschiedenen Lastanforderungen zu regeln. Aus der Regelungssicht stellt die Versorgung durch ein zentrales Heizwerk eine relativ große Herausforderung dar.[5]

Wärmenetz zeichnen und erklären:[5]

Turbine (Optional) Yellow checkbox-unchecked.svg

https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/29/067/29067738.pdf

Sicherheitstechnik Yellow checkbox-unchecked.svg

Dass der Reaktor nahe an großen Ballungszentren gebaut werden kann, wurden besondere Anforderungen durch das Reaktormodell erfüllt:[5]

  • Niedriger Betriebsdruck im Primärkreislauf und moderate Leistungsdichte im Kern um einen potentiellen Einfluss von Unfällen zu reduzieren, sowie die Zuverlässigkeit der Kühlung zu erhöhen.
  • Ein Naturumlauf im Primärkreislauf um eine hohe Zuverlässigkeit der Wärmeabfuhr aus dem Kern zu gewährleisten.
  • Das integrale Design des Primärkreislaufs minimiert den Einsatz von Rohrleitungen mit großen Druchmesser, die potentiell gefährlich sein könnten im Bezug auf einen Bruch mit Primärleckage.
  • Das Zwei-Behälter-Design, das heißt der Reaktordruckbehälter in einem zusätzlichen Containmentbehälter, gewährleistet die dauerhafte Lage des Kerns unter Wasser im Falle eines Druckbehälterversagens, sowie den Einschluss von radioaktiven Produkten.
  • Ein Dreikreisdesign zur Wärmeabfuhr aus dem Reaktor mit einem sekundären Trennkreislauf, in dem der Druck geringer ist als im Heiznetzwerk um das Ausspülen von radioaktiven Partikeln in das Fernwärmenetz bei Leckagen an den Wärmetauschern zu verhindern.

Sicherheitstechnisch wurden die Anlagen erstmals in den Sicherheitsvorschriften für Bau- und Betroieb von Kernkraftwerken von 1978 (OPB-78) reguliert, in denen daher wihtige Sicherheitsanforderungen für die Auslegung von Kernheizwerken getroffen wurden, darunter:[2]

  • Maßnahmen um Kernschmelzen auszuschließen während eines Kühlmittelverluststörfalls.
  • Maßnahmen gegen Einwirkungen von Außen mit menschlicher Komponenten wie Flugzeugabstürze und Schockwellen.
  • Technische Vorkehrungen für die Brennelementzuverlässigkeit, Transport abgebrannter Brennelemente, Wärmeübertragung, Primärkreistemperaturen, Dampferzeugerposition, usw.

Die beiden Referenzanlagen in Gorki und Woronesch mit jeweils 2×500 MWth Leistung stehen im Schnitt 2 Kilometer von der geplanten Stadtgrenze entfernt und rechnerisch rund 10 Kilometer vom Verbrauchszentrum.[5]


Im Vergleich zu anderen Reaktoren bietet der AST-500 einen sehr hohen Grad an inhärenten Selbstschutz.[11]


Überblick Yellow checkbox-unchecked.svg

Schema des AST-500 mit Subsystemen

Subsysteme Yellow checkbox-unchecked.svg

Karenzzeit Green checkbox-checked.svg


Aufgrund der Nähe zu den Fernwärmezentren und damit der nahen Lage an Ballungszentren, steht insbesondere die inhärente Unfallsicherheit von Heizreaktorkonzepten im Vordergrund. Dies Umfasst unter anderem die sichere Abführung der Nachzerfallswärme, als auch die Beherrschung von Reaktivitätsunfällen bei eventuell gleichzeitigen Versagen von gestaffelten Sicherheitssystemen.[11]

  • Unvorhergesehenes Ausfahren von Steuerstäben bei Anlagenstillstand ohne Notabschaltung: Bei Beginn der Transiente kommt es nach 62 Sekunden zu einer Leistungsexkursion auf eine Leistung von ungefähr 310 % der Nennleistung, die allerdings schnell durch den negativen Brennstoffkoeffizienten limitiert wird, allerdings das Aufheizen der Brennelemente dazu führt, dass die Leistung, nach Reduktion durch den Brennstoffkoeffizienten, wieder zunimmt, das Wasser sich erhitzt und der Naturumlauf des Reaktors einsetzt auf Basis des Drucks im Primärkreislaufs und der Enthalpie. Aufgrund der Bildung von Dampfblasen kommt es zu einer instabilen Leistungsfreisetzung bei etwa 200 % der Nennleistung, die rund 30 % fluktuiert, 10 % der Leistungsschwankungen resultieren aus den Schwankungen beim Kühlmittelumlauf. 135 Sekunden nach beginn der Transiente erreicht der Druck 27 Bar und die Steuerstäbe werden durch einen druckbetätigten Schalter des elektrischen Kreislaufs von den Aufhängungen getrennt und fallen in den Kern. Der Reaktordruck steigt während der Transiente auf einen maximalen Wert von 30 Bar und die Kernbrennstofftemperatur erreicht bei den am stärksten betroffenen Brennelementen eine Temperatur von rund 2300 Kelvin, was zu leichten Schäden an den Brennelementen führen könnte, allerdings die Zeit dazu zu kurz ist, wodurch sich der Reaktor auf Basis seiner Auslegung selbst schützt. Solch eine Transiente ist mit einer Wahrscheinlichkeit von 1×10,0-10 pro Reaktorjahr angegeben.[11]
  • Unvorhergesehenes Ausfahren von Steuerstäben im Leistungsbetrieb ohne Notabschaltung: Im Normalbetrieb werden nicht mehr als 6 Steuerstäbe gleichzeitig gefahren. Bei der Störung wurde angenommen, dass zusätzlich das elektrische Kontrollsystem der Notabschaltung versagt, wobei die Wahrscheinlichkeit einer solchen Situation niedriger als 1×1,0-10 pro Reaktorjahr liegt. Infolge der entfernten Steuerstäbe kommt es zu einem Sieden im Kern, sowie zu Schwankungen der Reaktorleistung um 10 % und des Strömungsverhältnisses durch den integralen Primärkreis um 3 bis 5 %. Nach zirka 30 Sekunden steigt der Druck in den drei Sekundärkreisen an und es kommt zum Öffnen der Druckhalterabblaseventile. Nach 50 Sekunden überschreitet der Druck im Reaktordruckbehälter die Marke von 27 Bar. Aufgrund des Siedens und der geringen Leistungsdichte des Kerns, was eine Xenonvergiftung erleichtert, kommt es zu einem Sinken der Leistung. Bei solch einer Transiente wird eine maximale Reaktorleistung von 111 % erreicht, ein Primärdruck von 28 Bar und ein Druck von 21 Bar in den Sekundärkreisen. Die Nachwärmeabfuhr wird bei solch einer Transiente problemlos gesichert.[11]
  • Ausfall der Hauptwärmesenke ohne Reaktorschnellabschaltung und Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke: Während des Normalbetriebs wird normalerweise sie Sicherheit des Reaktorsystems durch eine Notabschaltung sichergestellt, die wiederum auf veränderte Parameter aus dem sekundären Kreislauf, als auch aus dem Fernwärmenetz reagiert. Für diese Transiente wurde berücksichtigt, dass sich die Anlage selbstständig reguliert und der Wert der Parameter durch die Leistungsreaktivität spezifiziert wird, die von der vorherigen gefahrenen Leistung der Anlage abhängt. Die Transiente wurde daher mit einen vorherigen Betrieb unter Volllast angenommen. Die Wahrscheinlichkeit einer solchen Transitente liegt bei 1×0,7-5 pro Reaktorjahr. Nach Wegfall der Hauptwärmesenke kommt es zu einem Druckanstieg im integralen Reaktorkreis auf etwa 37 Bar und im Sekundärkreis auf 21,5 Bar. Um die Wärme weiter abzuführen aktiviert sich die passive Wärmeabfuhr, die eine Redundanz von 2×100 % aufweist. Infolge einer Vergiftung des Reaktors mit dem Spaltgas Xenon kommt es zu einer statischen Reduktion aller Reaktorparameter, sodass nach rund 7 Stunden der Druck im Reaktor auf 17 Bar abfällt, im Sekundärkreis auf 8 Bar, der Reaktor aber nach wie vor kritisch ist. Über 12 Stunden ist der Reaktor in einem selbstregulierenden sicheren Zustand, was genügend Zeit gibt, eine Abschaltung des Reaktors über andere Wege oder durch Beseitigung des Fehlers zu ermöglichen. Der Verlauf der Transiente ist der gleiche, wie er bei einem Station Blackout vorkommen würde.[11]
  • Ausfall der Hauptwärmesenke ohne Reaktorschnellabschaltung und Versagen der passiven Wärmeabfuhr: Der Verlauf wäre zunächst identisch wie bei dem Ausfall der Hauptwärmesenke. Beim Ausfall beider passiven Wärmeabfuhrsysteme würden allerdings die Druckhalterabblaseventile des Sekundärkreislaufs bei einem Druck von 16 Bar reagieren, womit die Wärme abgeführt werden kann. Über eine Zeit von rund 9000 Sekunden (2,5 Stunden) würde der Druck im Sekundärkreislauf aufgrund der Xenonvergiftung im Primärkreis und der abfallenden Reaktorleistung auf 12 Bar, während der Druck im Reaktor bei 25 Bar ist. Die Druckhalterabblaseventile schließen daraufhin, woraufhin es zu einem erneuten Druckanstieg und Abriss der Wärmeabfuhr kommt, sodass auch im Primärkreis die Leistungswerte wieder leicht anstiegen, bis im Sekundärkreis 16 Bar wieder erreicht werden. Der Druck beträgt im Reaktor zu diesem Zeitpunkt 32 Bar und mit der eingehenden Wärmeabfuhr durch Abblasen in den Sekundärkreisen kommt es erneut zu einem Rückgang der Parameter. Dieser Vorgang wiederholt sich so lange, bis die Xenonvergiftung abgebaut ist, woraufhin der Reaktor dauerhaft Leistung abgibt und die Dampferzeugerabblaseventile dauerhaft geöffnet bleiben. Durch das Notspeisesystem der Anlage wird dauerhaft Wasser nachgespeist, womit sich ein stabiler Zustand einpegelt. Aufgrund der negativen Reaktivität im Zusammenhang mit dem geringen Druckanstieg im Reaktor und der natürlichen Zirkulation wird die Transiente fast vollständig von der inhärenten Sicherheitsphilosophie gesichert. Solch eine Transiente ist mit einer Wahrscheinlichkeit von 1×1,0-10 pro Reaktorjahr angegeben.[11]
  • Bruch der Fernwärmeleitung ohne Reaktorschnellabschaltung mit erhöhter Wärmeabfuhr: Der Bruch einer Fernwärmeleitung wird als maximal vertretbarer Auslegungsunfall beim AST-500 behandelt, der unter Volllast passiert und eine minimale Temperatur im Rücklauf vorsieht. Dies führt zu einer erhöhten Wärmeabfuhr aus der Anlage, sodass die Anlage in einen stationären Betrieb umschaltet. Die Reaktorleistung erhöht sich auf 130 %, wobei die Wärmeabfuhr durch den Naturumlauf im Reaktor, sowie aufgrund der geringen Leistungsdichte des Kerns, stabil gewährleistet wird.[11]

Steuerungstechnik Yellow checkbox-unchecked.svg

Versionen Yellow checkbox-unchecked.svg

150px BN-800M (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Sekundärkreis
Leistung (G): 0 MWel Leistung: 500 MWth Integralschleifen: 3 stck. Schleifen 3 stck.
Leistung (N): 0 MWel Eintrittstemperatur: 150 °C Betriebsdruck: 16 bar Betriebsdruck: 12 bar
Eigenbedarf: #? MWel Austrittstemperatur: 200 °C Pumpenvolumenstrom: #0 kg/s Temperatur CL: 90 °C
Wirkungsgrad: #? % Höhe des Kerns: #? m Pumpenleistung: #0 MW Temperatur HL: 170 °C
Querbeschleunigung: #? g Durchmesser des Kerns: #? m Wärmetauscherfläche: #? Pumpenvolumenstrom: #? ×3
Containment Abbrand: 16 GWd/t Tertiärkreis Turbosatz
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 121 Brennelemente (BE)

      - [[0}}36 Steuerstäbe

Kern AST-500.svg Betriebsdruck: 16 bar bar Hochdruckteile: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Rücklauftemp.: 70 °C Niederdruckteile: 0 stck.
Auslegungsdruck: #? Vorlauftemp.: 150 °C Aufbau: #?
Gebäudewandstärke: #? m Dampfmassenstrom: #? t/h Rotation: #? U/min


AST-500 Yellow checkbox-unchecked.svg

AST-500T Yellow checkbox-unchecked.svg

AST-500M Yellow checkbox-unchecked.svg

AST-300 Yellow checkbox-unchecked.svg

Aufgrund des großen Interesses der RGW-Staaten an Heizreaktoren, allerdings aufgrund der geringeren Fernwärmelasten in den dortigen großen Städten, wurde auf Basis des AST-500 ein AST-300 mit nur 300 MWth Leistung entwickelt.[1][3]

AST-200 Yellow checkbox-unchecked.svg

Anfang 1989 wurden von den tschechoslowakischen Firmen Škoda Pilsen, Energoprojekt Prag und dem Institut für Forschung und Entwicklung der nuklearen Ingenieurwissenschaften aus Moskau eine Heizreaktor-Studie über die technische, wirtschaftliche und generelle Auslegung kleiner Heizreaktoren für die RGW-Staaten begonnen. Angestrebt wurden kleine Heizreaktoren mit einer thermischen Leistung von 200 MW, mit einen Abschluss der Studie im Jahr 1991.[12] Die Entwicklung des Konzepts geschah zusammen mit Teploelektroprojekt Gorki im Rahmen des Rat für gegenseitige Wirtschaftshilfe mit den tschechoslowakischen Firmen Energoprojekt Prag, Škoda Pilsen, sowie den sowjetischen Firmen WNIIAM und NIKIET aus Moskau. Geplant wurden die Anlagen hauptsächlich als Ersatz für Kesselhäuser, die Kohlebriketts als Brennstoff verwendeten.[8]



150px AST-200 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Sekundärkreis
Leistung (G): 0 MWel Leistung: 200 MWth Integralschleifen: 3 stck. Schleifen 3 stck.
Leistung (N): 0 MWel Eintrittstemperatur: 150 °C Betriebsdruck: 16 bar Betriebsdruck: 12 bar
Eigenbedarf: #? MWel Austrittstemperatur: 200 °C Pumpenvolumenstrom: #0 kg/s Temperatur CL: 90 °C
Wirkungsgrad: #? % Höhe des Kerns: #? m Pumpenleistung: #0 MW Temperatur HL: 170 °C
Querbeschleunigung: #? g Durchmesser des Kerns: #? m Wärmetauscherfläche: #? Pumpenvolumenstrom: #? ×3
Containment Abbrand: 16 GWd/t Tertiärkreis Turbosatz
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V491.svg Betriebsdruck: 16 bar bar Hochdruckteile: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Rücklauftemp.: 70 °C Niederdruckteile: 0 stck.
Auslegungsdruck: #? Vorlauftemp.: 150 °C Aufbau: #?
Gebäudewandstärke: #? m Dampfmassenstrom: #? t/h Rotation: #? U/min

AST-30B Yellow checkbox-unchecked.svg

Bau und Konstruktion Yellow checkbox-unchecked.svg

Ministerium für mittelschweren Maschinenbau Green checkbox-checked.svg

Schnitt durch das Reaktorgebäude

Das Projekt von VNIPIET sieht die Installation von zwei AST-500 Einheiten in einen gemeinsamen Gebäude vor, das nach dem Prinzip des Confinement arbeitet. Jeder Reaktor hat ein eigenes Confinement und ist zusammen mit den Subsystemen des Primärsystems in diesem untergebracht. Zwar ist die Anlage gegen den externen Absturz eines Flugzeugs mit einem Gewicht von 20 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 700 km/h aushelegt, inklusive der Möglichkeit eines Feuers mit einer Schochwelle mit bis zu 0,5 Bar Druck, allerdings ist das Design nur bedingt gegen Druckwellen von innen und außen geschützt, was im Falle einer Leckage zu einem schnellen Druckabbau in die Atmosphäre resultieren kann. Das Sekundärsystem ist vollständig ungeschgützt inklusive deren Subsysteme mit einer Redundnaz von 3×100 %, was allerdings deren relative Positionierung zum Reaktor wiederum wett macht, da eine Druckwelle infolge eines Flugzeugabsturzes sehr unwahrscheinlich alle Subsysteme durch deren Separierung erreicht und zerstört. Die Anlage ist gegen seismische Einflüsse ausgelegt und kann daher auch in Erdbebenregionen errichtet werden. Ein Sensornetz sorgt für eine automatische Abschaltung der Reaktoren im Falle eines Erdbebens ist vorhanden.[2]

Teploelektroprojekt Gorki Green checkbox-checked.svg

Büste von Jefim Pawlowitsch Slawskij
Schnitt durch das Reaktorgebäude

Das Reaktorgebäude wurde Teploelektroprojekt in en 1980ern unter Leitung von Jurij Alekseewitsch Kuznezow entworfen und basiert auf den Entwurf des AES U-87 auf Basis des unifizierten Projekts für den WWER-1000 für die Kernkraftwerke Balakowo, Saporischschja und Rostow, das ab 1978 zeitgleich mit dem Kernheizwerk-Projekt entstand. Das Reaktorgebäude weißt eine Wandstärke von 1,6 Meter auf und ist innen plattiert. Es hat eine äußere Höhe von 67,1 Meter und einen Innendurchmesser von 30 Meter. Es dient vornehmlich als Schutz vor einem Austritt von Wasservolumen aus dem Sekundärkreislauf in die Atmosphäre, ist allerdings qualifiziert ebenfalls radioaktive Stoffe im Falle des Versagens des Sicherheitsbehälters des integralen Primärsystems aufzunehmen. Um das Reaktorgebäude herum befindet sich das Hilfsanlagengebäude auf einem gemeinsamen Fundament mit den innenabmaßen von 63×63 Meter. Die Gebäude sind seismisch zueinander nicht entkoppelt, wie es beispielsweise beim WWER-1000/320 mit AES U-87 der Fall ist.[8] Im umbauten Hilfsanlagengebäude befinden sich unter anderem die frischen Brennelemente, die Wartungsräume für heißes Equipment, sowie das Ventilationszentrum. Innerhalb des Reaktorgebäudes befinden sich die prozesswichtigen Anlagensysteme des Sekundärkreislaufs, Sicherheitseinrichtungen sowie das Abklingbeckenfür abgebrannten Kernbrennstoff. Wie auch das Konzept von VNIPIET, ist das Reaktorgebäude von Teploelektroprojekt für interne und externe Einwirkungen ausgelegt, darunter am Absturz eines 20 Tonnen schweren Flugzeug bei einer Beschleunigung von 700 Kilometer pro Stunde, mit Auftreten einer Schockwelle mit einer Druckstärke von 0,5 Bar. Im gegensatz zu dem VNIPIET-Projekt kann das Containment-Arrangement auch Druckexplosionen im Reaktorgebäude standhalten.[2]

Entwickelt wurde das Reaktorgebäude auf einem kleineren Gebäude mit umbauten Hilfsanlagengebäude, das sich auf einem gemeinsamen Fundament mit den Abmaßen 60×60 Meter befindet und das Reaktorgebäude mit einer äußeren Höhe von 61,6 Meter mit gleichen Innendruchmesser von 30 Metern kleiner dimensioniert ist. Wie später auch beim Modell in Woronesch befindet sich der Reaktordricherheitsbehälter 1 Meter exzentrisch in eine Richtung verschoben um etwas mehr Platz für die Subsysteme im Reaktorgebäude zu bieten. Das Referenzmodell für die Versuche wurde im Maßstab 1:100 mit Inneneinbauten rekonstruiert aus Plexiglas. Für die Ermittlungen der Dynamikeigenschaften wurden aufgrund der langen Fertigungsdauer des Plexiglasmodells ein Modell im gleichen Maßstab aus Gips gefertigt. Da sich aber bei dem Gipsmodell wegen den monolithischen Strukturen und der Dünnwandigkeit Probleme bei der Herstellung ergaben, wurde das Modell vereinfacht ausgeführt mit nur dem Reaktorschacht, das Containment, sowie zwei Bäden auf der 7,2 und 12,3 Meter-Marke. Zunächst wurde nur das Containment (Modell 1) gegossen und danach das Hilfsanlagengebäude (Modell 2) außenherum. Das Gipsmodell diente insbesondere den seismischen Versuchen, darunter auch die Ermittlung der Eigenfrequenz der Struktur. Nach der Vollendung des Plexiglasmodells (Modell 3) waren viel komplexere und vollständigere Untersuchungen möglich, da alle Strukturen nachgebildet wurden und das Modell umfangreich mit Sensoren ausgestattet wurde.[13]

Bis 1978 begann Teploelektroprojekt Gorki mit der Projektion der ersten Kernheizwerke für Woronesch und Gorki. Da das Projekt in der Sowjetunion allerdings als Prestige galt, nahm insbesondere dem Minister für mittelschweren Maschinenbau Jefim Pawlowitsch Slawskij direkten Einfluss auf das Projekt und beauftragte das Ministerium für Energie und Elektrifizierung auf Druck von Slawskij das in Leningrad ansässige Institut WNIPIET mit der Projektierung des ersten Kernheizwerks für Gorki, womit Teploelektroprojekt auch nicht damit rechnen konnte, dass man in Woronesch deren Design errichtet, da die Wahrscheinlichkeit sehr hoch war, dass das Projekt Gorki in Woronesch einfach wiederholt wird. Aufgrund der großen Erfahrungen beim Bau der Kernkraftwerke Mezamor und Kalinin wurde in der Folgezeit allerdings das technische Projekt für das Kernheizwerk Woronesch weiterentwickelt mit Hilfe von führenden Instituten der Sowjetunion. Der entscheidende Unterschied des Designs ist, dass das Design von Teploekeltropeojekt mit einem Volldruckcontainment umschlossen war, was insbesondere sicherheitstechnisch einen bedeutenden Vorteil für die nahe Positionierung an Städten bot und deshalb seitens OKBM ebenfalls unterstützt wurde. Ebenfalls Anklang der technischen Vorteile fand das Design beim Ministerium für Energie und Elektrifizierung, weshalb deren Führungsebene für Woronesch das Design von Teploelektroprojekt genehmigten, anstatt eine Kopie des Designs von WNIPIET. In der sowjetischen Kerntechnik war es historisch gesehen das erste mal, dass sich das Energieministerium gegen den Willen des Ministeriums für mittelschweren Maschinenbau stellt, da die Verantwortung für die Entwicklung der Kernenergie in der Sowjteunion beim Ministerium für mittelschweren Maschinenbau lag. In der Sowjetunion war dies zwar ein Präzedensfall, dennoch gab es harsche Kritik, was das Ansehen von Teploelektropeojekt beim Ministerium für mittelschweren Maschinenbau nachhaltig schädigte.[8]

In Gesprächen mit den führenden Entwicklern von WNIPIET im Kurtschatow-Institut, als auch in Unterredungen mit dem Minister Sidoreko und Anatoli Petrowitsch Alexandrow wurde die Richtigkeit der technischen Lösung dieses Anlagendesigns bestätigt, auch seitens Pleskov von der Akademie der Wissenschaften. Slawskij allerdings ließ sich nicht überzeugen und erklärte, dass er selbst den Energieminister davon überzeugen werde, dass er das Konzept des Kernheizwerks Gorki von WNIPIET in Woronesch wiederhole. Im Jahr 1982 wurde das Projekt des Kernheizwerks Woronesch im Moskauer Kreml vorgestellt und 1983 in einem Bericht der Status des Projekts übermittelt. Dabei wurde bekannt, dass die ursprünglich geplanten Arbeitskräfte von 360 Personen zur Projektierung der Anlage fast verdoppelt werden mussten, was die Wirtschaftlichkeit der Anlage schmälerte, woraus eine rege Debatte entstand. Seitens Anatoli Petrowitsch Alexandrow wurde allerdings diese Entscheidung voll gestützt, während das Mitglied des Politbüros Geidar Alijewitsch Alijew scharfe Kritik übte. Trotz aller Kritik ging das Kernheizwerk Woronesch 1984 in Bau. Nach dem Reaktorunfall im Kernkraftwerk Tschernobyl zeigte sich, dass das Konzept in der darauf folgenden Sicherheitsprüfung seit 1978 praktisch bereits richtig geplant wurde, sodass tatsächlich die technische Dokumentation für das Kernheizwerk nicht überarbeitet werden musste. Die Folge war, dass das von Teploelektroprojekt entworfene Design als Standardmodell gewählt wurde für sämtliche Folgeprojekte von Kernheizwerken. Für Archangelsk wurde eine praktische Kopie von Woronesch geplant, während gleiche Anlage ebenfalls im technischen Projekt für die Kernheizwerke Brjansk, Iwanowsk und Chabarowsk ausgearbeitet wurden. Nach dem Baustopp des Projekts infolge des Reaktorunfalls von Tschernobyl wurden die Arbeiten nicht wieder aufgenommen.[8]

Als letztes technisches Projekt mit Kernheizwerken des Typs AST-500 wurde in den 1990ern das Kernheizwerk Sewersk geplant für die Wärmeversorgung von Sewersk und Tomsk. Bei der Abstimmung, wer die Anlage planen sollte, WNIPIET oder Teploelektroprojekt, haben sowohl OKBM, als auch das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau den Auftrag an Teploelektroprojekt vergeben, obwohl der Standort des Sibirischen Chemiekombinats ursprünglich vollständig von WNIPIET geplant wurde.[8]

Wirtschaftlichkeit Yellow checkbox-unchecked.svg

Saisonkurve eines Fernwärmenetzes mit entsprechender Auslastung eines Kernheizwerks des Typs AST-500

Marktpotential Yellow checkbox-unchecked.svg

Kernheizwerke können hauptsächlich dort eingesetzt werden, wo es ein Defizit an Kühlwasser gibt, in ökologisch geschützten Bereichen, als auch der Bau in Bereichen, in denen es keinen Bedarf an Elektrizität gibt, aber an großen Wärmemengen, sind Standortvorteile für Kernheizwerke des Typs AST-500.[2]

Bulgarien Bright green checkbox-unchecked.svg

Im Mai 1986 gab es seiten dem Planungsbüro Teploelektroprojekt in Gorki einen Besuch von Jurij Alekseewitsch Kuznezow in Bulgarien, bei dem es vornehmlich um den Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl ging, allerdings fragte das Abgeordnetenhaus nach einen Vortrag über den Bau des Kernheizwerks in Woronesch. Bei einem zweiten Besuch in Bulgarien gab es generelles Interesse die Grundlagen für die Standortsuche eines Kernheizwerks für die Hauptstadt Sofia. Bei einer Kartierung möglicher Standorte in Zusammenarbeit mit Teploelektroprojekt Gorki war es allerdings nicht möglich einen geeigneten Standort trotz längerer Suche ausfindig zu machen, da alle vorgeschlagenen Varianten aufwändige Arbeiten und Bearbeitung von Gesteien erforderten.[8]

China Bright green checkbox-unchecked.svg

Ab 1990 gab es seitens der Volksrepublik China großes Interesse der Zusammenarbeit mit der Sowjetunion bei der Planung von Kernheizwerken in CHina. Eine erste Delegation von OKBM und Teploelektroprojekt Gorki traf im Oktober 1990 in China ein, bei der seitens China großes Interesse an der Errichtung vieler Kernheizwerke des Typs AST-200 im Norden von China angekündigt wurden. Ebenfalls interessiert war man an der Projektierung eines AST-5, sowie an der engen Zusammenarbeit die Technologie weiterzuentwickeln. Am 14. September 1991 gab es daher in China ein erstes Seminar an der Tsinghua-Universität, in der generelle Informationen über das Projekt mitgeteilt wurden. Am Ende bestand zwar das Interesse einen AST-500 als Modellanlage zu errichten, über die letzten zwei Seminare, in der OKBM über aktuelle technische Entwicklungen des AST berichtete, ging die Initiative allerdings nicht weiter hinaus.[8]

Deutsche Demokratische Republik Yellow checkbox-unchecked.svg

Die Deutsche Demokratische Republik untersuchte die Machbarkeit des Einsatzes von Reaktoren des Typs AST-500 bereits im Jahr 1984. Insbesondere die Temperaturen, die der Block ausspeisen würde, passten auf die technischen Gegebenheiten, die in den meisten Fernwärmenetzen der DDR vorherrschten, insbesondere im Fernwärmesystem von Berlin. Der EInsatz beschränkte sich hier jedoch auch auch fünf Fernwärmenetze, die eine Kapazität zwischen 500 und 1000 MWth aufwiesen, sowie ein Netz, das Berliner Netz, das mehr als 1000 MWth aufnehmen kann. Daher untersuchte die DDR lediglich den Einsatz von Doppelblockanlagen mit Reaktoren des Typs AST-500.[5]

DDR
Berlin
Berlin
Buna
Buna
Leuna
Leuna
Lippendorf
Lippendorf
Projekte in der Deutschen Demokratischen Republik

Polen Bright green checkbox-unchecked.svg

Man ging davon aus, dass Polen zwischen 1990 und 2000 einen Bedarf an bis zu acht Kernheizwerke mit einer Leistung zwischen 300 oder 500 MWth haben könnte. Anlagen dieser Baugröße waren allerdings eher für den Einsatz für die Regionen Schlesien Krakau, Danzig, Stettin, Posen und Łódź begrenzt. Der Bedarf für kleinere Anlagen des Typs AST-200, an deren Entwicklung sich Polen beteiligte, für kleinere Städte war dagegen sehr groß, da es Versorgungsprobleme von Fernwärmenetzen mit konventionellen Kesseln gab.[5]

Russland Yellow checkbox-unchecked.svg

Russland
Archangelsk
Archangelsk
Chabarowsk
Chabarowsk
Gorki
Gorki
Iwanowo
Iwanowo
Sewersk
Sewersk
Wladiwostok
Wladiwostok
Woronesch
Woronesch
Projekte in Russland

Tschechoslowakei Bright green checkbox-unchecked.svg

Bereits in den 1960ern untersuchte aufgrund der hohen Schadstoffbelastung die Tschechoslowakei insbesondere für Prag das Institut Energoprojekt Prag mit Kernkraftwerken und Kernheizwerken die Situation zu verbessern. Als eine Variante wurde unter anderem zunächst der Bau eines Kernkraftwerks in Prag-Holešovicích (Prag 7) untersucht, das zusammen mit konventionellen Kraftwerksblöcken zwischen 800 bis 1000 MW an thermischer Erzeugungskapazität für das Fernwärmenetz sicherstellen sollte. Wegen mangelnden Platz und wegen offener Fragen der radiologischen Sicherheit wurde das Projekt nicht weiter verfolgt und die Planungen eher in den Südwesten von Prag verschoben, wo man einen einzigen Standort für ein Kernheizwerk in Prag-Radotín (Prag 16) ausfindig machen konnte, der sich direkt an der Mündung der Berounka in die Moldau befinden sollte. Bei dem Standort Radotín war man allerdings am Ende zum Schluss gekommen diesen nicht für den Bau eines Kernheizwerks zu nutzen, da die Stadt Prag hier eher die Verwendung von Erdgas forcierte.[14]

Da die Stadt Prag allerdings bis 1985 die Verbrennung von Festbrennstoffen in der Innenstadt bereits abschaffen wollte, sowie bis 1990 die Verbrennung von Kohle in in Heizkraftwerken, stand bei dem Einsatz von Kernenergie für die Wärmeversorgung eine hohe Priorität im Raum. Nach 1990 sollte das Verbrennen veredeleter Brennstoffe wie Gas und Heizöl reduziert werden. Aufgrund der starken Besiedlung von Prag wurde etwas außerhalb der Stadt 1975 als erster Standort für ein Kernheizkraftwerk daher Kojetice (Kernheizkraftwerk Prag-Nord) ausgewählt nordöstlich der Stadt, mit einer maximalen thermischen Fernwärmeleistung von 821 MW, während das konventionelle Heizkraftwerk Třeboradice die Spitzenlast hätte übernehmen sollen. Für die Versorgung des östlichen und südlichen Teil wurde zudem mit der Erkundung eines weiteren Standortorts südöstlichen außerhalb von Prag begonnen, der sich zwischen den Ortschaften Křenicea und Sibřína befinden sollte. Das Kernheizwerk Prag-Ost sollte eine thermische Fernwärmeleistung von rund 2360 MW zur Verfügung stellen. Im Gegensatz von Prag-Radotín sollten beide Anlagen aber mit Reaktoren des Typs WWER-500 ausgestattet werden.[15]

Ebenfalls wurde in den 1970ern der Einsatz von Kernheizwerken für Bratislava untersucht. Insbesondere aufgrund des hohen Wärmebedarfs von 546 MW seitens des Petoliumunternehmens Slovnaft, womit sich für den Nordosten ein Bedarf von 866 MW ergibt, der den Bau eines Kernheizwerks rechtfertigen würde. Untersucht wurden daher die Standorte Bratislava-Süd, Bartislava-West, Báhon nordöstlich von Bratislava nahe Trnava, sowie Kostolná östlich von Bratislava. Doch auch hier konzentrierte man sich eher auf zwei Reaktoren des Typs WWER-440, oder den Bau von zwei WWER-1000.[15]

Ab 1983 wurde auch die Planung für Kernheizwerke des Typs AST in der Tschechoslowakei aufgenommen Dabei hat man sich aber insbesondere auf das kleinere Modell AST-300 konzentriert, die Temperaturen um die 120 °C bei einer Auslastung von 4000 Stunden mit eine Doppelblockanlage von zwei AST-300 liefern hätten können.[16] Planungen und Standortstudien für die Realisierung von Kernheizwerken bestanden ab 1984 für ein Werk im Ballungszentrum Ostrava und Karviná mit Reaktoren des Typs AST-300 bis zum Jahr 1995, sowie ein weiteres Kernheizwerk für den Ballungsraum Bratislava bis zum Jahr 2000. Der Einsatz von Kernheizwerken ist allerdings weiterhin größentechnisch begrenzt, weshalb Anlagen mit einer Größenordnung von 500 oder 300 MWth nur wenig eingesetzt werden können. Aufgrund dessen gab es das Konzept diese Anlagen auf eine Leistungsgröße von 100 bis 200 MWth zu verkleinern.[5]Bis Ende der 1980er forcierte man daher zwei Optionen: Entweder der Bau von AST-200 Reaktoren in Zusammenspiel mit WWER-Reaktoren der Leistungsklasse von 500, 1000 und 1500 MW Leistung, oder nur den Bau von WWER-Reaktoren der genannten Leistungsklassen.[17] Die Arbeit an den Kernheizwerken des Typs AST-200 erfolgte in Zusammenarbeit mit Teploelektroprojekt Gorki, die ebenfalls an der Projektierung des Kernkraftwerks Temelín mitwirkten.[8] Bis zum Ende der Tschechoslowakei wurden allerdings keine Anlagen errichtet und der Bau in den Nachfolgestaaten nicht weiterverfolgt.

Tschechoslowakei
Bratislava
Bratislava
Ostrava-Karvina
Ostrava-Karvina
Prag-Radotín
Prag-Radotín
Projekte in der Tschechoslowakei

Weißrussland Bright green checkbox-unchecked.svg

Weißrussland hat bis 1997 den Einsatz von Kernheizwerken in einer Vergleichsstudie untersucht, bei der große Wärmeerzeuger, auch konventionelle, zwischen 50 bis 500 MW thermischer Leistung untersucht werden. Aufgrund der weiten Entwicklung und Baubereitschaft des Designs, wurde insbesondere der Bau von Reaktoren des Typs AST-500 und AST-300 berücksichtigt, die ökonomischer als konventionelle Heizkessel bei einer thermischen Leistung über 350 MW arbeiten können und bei einer thermischen Leistung über 55 MW bereits ökologischer sind. Da der Bau von Kernheizwerken unter einer Leistung von 50 MW als nicht wirtschaftlich angesehen wurde, beschränkte sich die Fernwärmestudie auf insgesamt 33 Städte in Weißrussland. Empfohlen wurde daher nur ein Bau in insgesamt 6 Städten in Weißrussland, die zusammen 1990 MW thermische Leistung für ihre Fernwärmentze benötigen: Mahiljou (600 MW), Baryssau (350 MW), Pinsk (260 MW), Soligorsk (400 MW), Schlobin (280 MW) und Wilejka (100 MW).[18] Zum Bau von Kernheizwerken kam es in Weißrussland über die Studie hinaus nie.

Weißrussland
Baryssau
Baryssau
Mahiljou
Mahiljou
Pinsk
Pinsk
Schlobin
Schlobin
Soligorsk
Soligorsk
Wilejka
Wilejka
Projekte in Weißrussland


INV: Daqing NHP: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_965_prn.pdf

Einzelnachweise

  1. a b c V.L. Losev, u.a.: Nuclear district heating in CMEA countries, 1989. Abgerufen am 01.11.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  2. a b c d e f g h i j k l m n IAEA: Low-temperature nuclear heat applications: Nuclear power plants for district heating, 1987. Seite 51 bis 69. Abgerufen am 09.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  3. a b c d V.L. Malamud, u.a.: Review of NHR activities in the Russian Federation, 1997. Abgerufen am 01.11.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  4. a b РИА «Воронеж»: Легенды Воронежа. Замороженная атомная станция теплоснабжения, 09.11.2018. Abgerufen am 10.11.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  5. a b c d e f g h A. Panasenkov, u.a.: A promising area for collaboration, 1984. Abgerufen am 01.11.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  6. Paul R. Josephson: Red Atom: Russia's Nuclear Power Program from Stalin to Today, University of Pittsburgh Pre, 2005. ISBN 0822978474. Seite 101.
  7. New Scientist, August 1989, Band 123, Nr. 1679. ISSN 0262-4079 . Seite 34.
  8. a b c d e f g h i В. Н. Чистякова, u.a.: История ОАО "НИАЭП", Литера, 2008. ISBN 978-5-900915-59-3. Seite 72, 73, 95 bis 106, 102, 109, 134 bis 141.
  9. a b c IAEA: Design and development status of small and medium reactor systems 1995, 1996. ISSN 1011-4289. Seite 129 bis 143. Abgerufen am 02.12.2018. (Archivierte Version bei PDF Archive)
  10. a b c IAEA: STATUS OF ADVANCED TECHNOLOGY AND DESIGN FOR WATER COOLED REACTORS: LIGHT WATER REACTORS, 1988. Seite 178 bis 179. Abgerufen am 02.12.2018. (Archivierte Version bei PDF Archive)
  11. a b c d e f g h i j British Nuclear Energy Society: Dynamics and Control in Nuclear Power Stations, Thomas Telford, 1992. ISBN 0727716611. Seite 83.
  12. Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 35. Handelsblatt GmbH, Januar 1990. Seite 5.
  13. Георгий Шаблинский, u.a.: Натуральные и модельные исследования динамических явлений в строительных конструкциях энергетических и гражданских объектов, Litres, 2018. ISBN 5041143277. Seite 340 bis.
  14. Chorvat, D., u.a.: Hygiene problems in building a nuclear power and heat plant near Bratislava, 1976. Seite 27 bis 34, 35 bis 44, 97 bis 123. Abgerufen am 06.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  15. a b Referenzfehler: Es ist ein ungültiger <ref>-Tag vorhanden: Für die Referenz namens .22.22INIS_RN-9367743 wurde kein Text angegeben.
  16. Stamberg, K., u.a.: Uranium resources and production of nuclear fuel material in the world, 1983. Seite 23, 24. Abgerufen am 06.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  17. Klail, M.: Two variant projects of nuclear sources construction in Czechoslovakia with regard to demands on heat supplied, 1988. Abgerufen am 06.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  18. Gurko, O.B., u.a.: About the possibility of NPP use in heat supply in Belorussia, 1997. Abgerufen am 06.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)

Siehe auch