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Benutzer:TZV/BN-800: Unterschied zwischen den Versionen

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Der von OKBM Afrikantow entwickelte '''BN-800''' (russisch БН-800) ist ein natriumgekühlter schneller [[Brutreaktor]]. Er ist der zur Zeit modernste und leistungsstärkste in Betrieb befindliche Ableger der [[BN-Reaktor|BN Reaktorfamilie]]. Der weltweit erste BN-800 wurde als Block 4 des [[Kernkraftwerk Belojarsk]] errichtet und 2016 in Betrieb genommen. Er ist gegenwärtig (Stand 2018) der leistungsstärkste schnelle Brutreaktor, sowie auch der leistungsstärkste nicht-wassergekühlte Reaktor der Welt. Seitens OKBM wird der BN-800 als Modell der [[Generation III+]] bezeichnet.<ref name="OKBM_2018">ОКБМ Африкантов: ''Реакторные установки ''. [http://www.okbm.nnov.ru/reactors Abgerufen] am 06.08.2018. ([http://archive.fo/mMNDd Archivierte Version] bei [http://archive.fo/ Archive.is])</ref>
 
Der von OKBM Afrikantow entwickelte '''BN-800''' (russisch БН-800) ist ein natriumgekühlter schneller [[Brutreaktor]]. Er ist der zur Zeit modernste und leistungsstärkste in Betrieb befindliche Ableger der [[BN-Reaktor|BN Reaktorfamilie]]. Der weltweit erste BN-800 wurde als Block 4 des [[Kernkraftwerk Belojarsk]] errichtet und 2016 in Betrieb genommen. Er ist gegenwärtig (Stand 2018) der leistungsstärkste schnelle Brutreaktor, sowie auch der leistungsstärkste nicht-wassergekühlte Reaktor der Welt. Seitens OKBM wird der BN-800 als Modell der [[Generation III+]] bezeichnet.<ref name="OKBM_2018">ОКБМ Африкантов: ''Реакторные установки ''. [http://www.okbm.nnov.ru/reactors Abgerufen] am 06.08.2018. ([http://archive.fo/mMNDd Archivierte Version] bei [http://archive.fo/ Archive.is])</ref>

Aktuelle Version vom 10. November 2019, 16:13 Uhr

TZV/BN-800
Belojarsk-4 im Kernkraftwerk Belojarsk
Belojarsk-4 im Kernkraftwerk Belojarsk
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion, Russland
Entwicklungsjahr 1981
Entwickler OKBM Afrikantow
Hersteller OKBM Afrikantow
Auslegung
Reaktortyp Schneller Reaktor
Bauart Poolbehälter
Kühlmittel Natrium
Reaktivitätskoeffizient Fairytale up red.png positiv
Brennstoff
Brennstoff Oxid- und Nitridbrennstoff
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 1

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Der von OKBM Afrikantow entwickelte BN-800 (russisch БН-800) ist ein natriumgekühlter schneller Brutreaktor. Er ist der zur Zeit modernste und leistungsstärkste in Betrieb befindliche Ableger der BN Reaktorfamilie. Der weltweit erste BN-800 wurde als Block 4 des Kernkraftwerk Belojarsk errichtet und 2016 in Betrieb genommen. Er ist gegenwärtig (Stand 2018) der leistungsstärkste schnelle Brutreaktor, sowie auch der leistungsstärkste nicht-wassergekühlte Reaktor der Welt. Seitens OKBM wird der BN-800 als Modell der Generation III+ bezeichnet.[1]


In Zukunft sollen weiter modernisierte Varianten des BN-800 im Export verwendet werden, ansonsten wird er neben der Stromerzeugung auch als Versuchskernkraftwerk für die Entwicklung weiterer BN-Reaktoren wie etwa dem BN-1200 genutzt, sowie für den Abbau überschüssiger Vorräte von waffenfähigem Plutonium welches in einem Brennerkern als Brennstoff genutzt wird.


Nötige Weiterleitungen:

  • BN-800M
  • BNK-600
  • BNK-750
  • Prometheus

Geschichte

Büste von Jefim Pawlowitsch Slawskij

Green checkbox-checked.svg Ursprünglich sah man Mitte der 1970er, nach der Entwicklung des BN-600, vor, einen BN-Reaktor für spezielle Einsatzzwecke zu entwickeln, da schnelle Reaktoren es erlaubten sowohl Energie zu erzeugen, als auch andere Isotope.[2] Der BNK-600 (russ. für Schneller Natrium Konverter) war insbesondere vom Verteidigungsministerium gewünscht worden als Reaktor, der unter wirtschaftlichen Bedingungen bei der Stromerzeugung, auch waffenfähiges Plutonium erbrüten könnte. Designbasis sollte der BN-600 sein. Während der Entwicklung wurde allerdings die Leistung des Designs auf 750 MW erhöht und der Reaktor als Projekt „Prometheus“ weitergeführt. Hauptaugenmerk war der Einsatz eines Hybridkerns mit Uran-Plutonium-Brennstoff in Oxidform. Dies erforderte allerdings die Anreicherung von Uran für den Reaktor, weshalb das Verteidigungsministerium das Interesse an einen schnellen Reaktor für die Plutoniumerzeugung verlor.[3] Auch die Entwicklung der sowjetischen Industrie zeigte, dass solch eine spezielle Entwicklung des BNK nicht notwendig sei, weshalb das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau, aus einer Entscheidung vom zuständigen Minister, Jefim Pawlowitsch Slawskij,[2] 1976 entschied,[3] das Projekt neu zu gestalten und in einen 800 MW starken BN-800 fortentwickelte.[2] Das Augenmerk sollte auf der Energieerzeugung liegen, sowie der mögliche Einsatz eines MOX-Kerns.[3]

Der BN-800 sollte alle technischen Lösungen, die bereits beim BN-600 zum Einsatz kamen, weiterverwenden oder optimiert nutzen, allerdings mit dem Ziel, dass für den Bau der Anlage rund 30 % an Metall in der Reaktoranlage eingespart wird, sowie neue Sicherheitslösungen nutzen, um die Reaktivität des Reaktors passiv zu steuern. Der Bau der Anlage sollte ursprünglich relativ zügig nach dem Bau des BN-600 beginnen, um das dort gesammelte Wissen und die Arbeitskräfte zu erhalten.[2] So war das ursprüngliche Basisdesign bereits bis 1983 fertig ausgearbeitet worden.[4] Bereits 1980 wurde von der Regierung der Sowjetunion ein Dekret über den Bau von jeweils einen BN-800 am Standort Süd-Ural und am Standort Belojarsk erlassen. Nachdem allerdings klar war, dass der größere BN-1600 viel später erst realisiert werden würde, wurde die Entscheidung abgeändert.[3] Hierzu wurde 1983 vom Zentralkomitee der kommunistischen Partei der Sowjetunion, sowie vom Ministerrat der Sowjetunion, eine Resolution erlassen, drei BN-800 am Kernkraftwerk Süd-Ural und einen am Kernkraftwerk Belojarsk zu errichten.[2] Bereits 1984 begannen die Vorarbeiten für die Blöcke am Kernkraftwerk Süd-Ural.[5][3] Im Jahr 1985 wurde der BN-800 einer Analyse unterzogen und das Design konform mit den Sicherheitsvorschriften erklärt.[6] Ab 1986 wurde am Kernkraftwerk Süd-Ural das Fundament für den ersten Block gegossen, sowie die Hilfsinfrastruktur für den Block in Belojarsk errichtet, jedoch nur die Baugrube für den Block ausgehoben.[2]

Bis 1987 war die gesamte Konstruktionsphase des Kernkraftwerks mit BN-800 abgeschlossen. Die Ausrüstung des nuklearen Anlagenteil war so gewählt worden, dass die meisten Komponenten bereits im BN-600 erprobt wurden. Abgewichen ist nur die Turbinenhalle, die im Gegensatz zum BN-600 mit nur einen statt drei Turbosätzen auskommt. Auch die dort verwendeten Komponenten wurden entweder in Kernkraftwerken (Dampfüberhitzer) oder konventionellen Kraftwerken (Turbosatz und Generator) bereits erprobt. Für die Validierung der Funktion der Natriumkreisläufe wurden eine Reihe von Versuchsanlagen errichtet, in denen der Anlagenbetrieb unter allen Umständen wissenschaftlich erprobt wurde. Änderungen wurden insbesondere bei den Hauptumwälzpumpen vorgenommen, da es beim BN-600 Probleme gab aufgrund der nicht ausreichend berücksichtigten hydraulischen Auslegung der Pumpe. Der Reaktorkern wurde mehr auf passive Sicherheit getrimmt, sowie der Abstand der Brennelemente zueinander von 2 mm im BN-600 auf 5 mm beim BN-800 erhöht. Im Jahr 1987 bereitete Atommasch in Wolgodonsk die Fertigung des ersten Reaktorbehälters, inklusive der Ausrüstung für Süd-Ural 1 vor.[7] Noch im gleichen Jahr nahm Atommasch die Fertigung auf. Bis 1988 wurden infolge des Reaktorunfalls von Tschernobyl einige sicherheitstechnische Änderungen vorgenommen, die seitens der Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor genehmigt wurden. Aufgrund der Kernbrennstoffknappheit in der Sowjetunion, die sich bis Mitte der 1990er mit dem Ausbauprogramm kristallisieren würde, wurde seitens der sowjetischen Führung Druck aufgebaut die Brüterentwicklung schneller voranzutreiben.[8] Für die Beschaffung des Natriums wurde eine neue Produktionsstätte 1990 in Ussolje-Sibirskoje in der Oblast Irkutsk geschaffen. Durch die Eigenproduktion sollte die nötige Reinheit des Natriums für den Reaktorbetrieb sichergestellt werden.[2]

Größenvergleich des BN-800 (Süd-Ural-1) oben und des BN-800M (Belojarsk-4) unten

Anfang der 1990er wurde das Kernkraftwerk Süd-Ural einer technischen und ökologischen Prüfung unterzogen, die das Projekt erfolgreich bestand. Allerdings versuchten die Entwickler bereits seit Mitte der 1980er das Projekt zu überarbeiten, da das Basisdesign, das bereits im ersten Block des Kernkraftwerks Süd-Ural in Bau war, nicht frei von Mängeln war. Unter anderem sind die Baukosten der Anlage sehr hoch bei einem hohen spezifischen Metall- und Materialverbrauch.[9] Seitens der Experten wurde darauf hingewiesen, dass die Probleme des Designs jetzt gelöst werden müssten und nicht vor sich hingeschoben werden könnten, da es ansonsten zu einem Verlust von Wissen für den Bau dieser Reaktoren kommen würde. Ein besonderes Problem war, dass der Reaktor, der den geschlossenen Brennstoffkreislauf vorbereiten sollte, nicht dafür optimiert wurde, das Potential aber dazu habe.[2] Da für den ersten Block am Standort Süd-Ural bereits das Fundament gegossen war, konnten etwaige Verbesserungen nicht auf diesen Block angewendet werden, allerdings stünde das Design für den zweiten und dritten Block zur Verfügung. Federführend waren neben OKBM und Atomenergoprojekt Sankt Petersburg auch das Physikalisch-Energetisches-Institut A. I. Leipunski. Ziel war es neben verbesserten Indikatoren im Bereich Technik und Wirtschaftlichkeit auch die Sicherheit zu erhöhen. Dafür wurden zwei Alternativvarianten entwickelt: Der BN-800M (Variante I) mit einem erhöhten Abbrand des Kernbrennstoffs, sowie der BN-800M (Variante II) mit einer höheren thermischen Leistung. Das Ursprungslayout der Anlage wurde beibehalten mit einem integralen Primärsystem mit drei Loops, drei sekundäre Loops und einen Turbosatz.[9] Die Arbeiten an den Blöcken wurden dennoch fortgeführt,[2] jedoch bereits 1993 gestoppt, nachdem die wirtschaftliche Situation des Sowjetunion-Nachfolgestaats Russland den Bau nicht mehr zuließ.[4]

Sicherheitstechnisch wurde für den BN-800M erstmals das passive Wärmeabfuhrsystem, SARCh entwickelt, dass bei einem Notkühlbetrieb die Wärme aus dem Reaktor, über den nicht radioaktiven Sekundärkreislauf in Luftwärmetauscher abgeben soll, die wiederum die Wärme in die Atmosphäre über drei Kamine abgeben.[9] Außerdem wurden weitere zusätzliche Systeme für den BN-800 entwickelt:[10]

  • Reaktorkern mit einem Natriumsiedeffekt der nahe 0 liegt
  • Passive hydraulische Notabschaltstäbe
  • Integration eines Kernfängers unterhalb der Druckkammer im Reaktorbehälter
  • Passiver Überdruckschutz im Reaktor
  •  ?? A passive system was introduced to terminate the “bellows” effect in the case of the external pipelines break.

Bereits mit der Einführung der neuen Sicherheitsvorschriften für den Bau und Betrieb von Kernkraftwerken 1989 in der Sowjetunion mussten Nachbesserungen am Projekt gemacht werden, da als Lehre aus dem Reaktorunfall von Tschernobyl jeder neue Reaktor einen negativen Reaktivitätskoeffizient im Bezug auf die Kühlmitteltemperatur und Reaktorleistung aufweisen musste. Infolge wurde der BN-800 erneut auf diese negativen Eigenschaften untersucht und dabei festgestellt, dass es eine starke positive Reaktivitätszufuhr beim Natriumsieden im BN-800 geben kann, was nachträglich als größter Negativpunkt am Design gesehen wurde. Auf dieser Basis wurde die Empfehlung geäußert einen neuen Reaktorkern zu entwerfen, bei dem das Natriumsieden zu einer negativen Reaktivität führt.[6] (mehr zum Lastfolge siehe Abschnitt →Natriumsieden)


Durch die Nachbesserungen beim Natriumsieden konnte der BN-800M nach den Sicherheitsvorschriften von 1998 lizenziert werden und erhielt damit seine Baulizenz von der Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor.[6][11]


Über die 1990er, nach dem Zerfall der Sowjetunion, versuchte das Ministerium für Atomenergie (Minatom) mehrfach den Bau des Blockes wieder aufzunehmen, was allerdings mehrfach ohne Erfolg blieb. Zwar gab es Gelder aus dem russischen Staatshaushalt für den Bau von Kernkraftwerke, die allerdings immer nur teilweise die Finanzierung für den Bau der Blöcke übernehmen. Wissenschaftler wiesen jedoch die Staatsduma mehrfach daraufhin, dass für den Bau einer solchen Einheit die Kosten vollständig aus dem Staatsprogramm getragen werden müssten, da einerseits der Bau des Blocks dem derzeitigen Bedarf nicht gerechtfertigt war und die spezifischen Kosten höher lagen als für ein voll kommerzielles Kernkraftwerk.[2] Insbesondere zwischen 2003 und 2005, als das BN-800-Projekt praktisch abgeschlossen war, verließen viele Experten, die über Jahrzehnte mit dem Projekt betraut waren, ihre Forschungsstätten, da die Finanzierung des Projekts einen Bau in den Folgejahren nicht absehbar machten, weshalb in dieser kurzen Zeit viel Wissen verlorengegangen ist.[4]


Bis zum Jahr 2005 gab es vornehmlich nur Gespräche über den Block, die ergebnislos verliefen. Erst mit dem föderalen Zielprogramm, das ab 2007 den Bau von neuen Kernkraftwerken aus dem Staatshaushalt ermöglichte, war es möglich wieder über den Bau des BN-800 zu reden. Bis zu diesem Zeitpunkt ist allerdings viel Wissen und Personal verloren gegangen, insbesondere am Standort Belojarsk. Die einstige Baubasis des BN-600 musste fast vollständig rekonstruiert werden und neues Personal gefunden werden. Die in Ussolje-Sibirskoje eigens für die BN-800 eingerichtete Produktionsstätte für Natrium wurde über die 1990er geschlossen, sodass das Natrium für den BN-800 aus Frankreich kommen musste.[2] Die Finanzierung erfolgte wie im föderalen Zielprogramm vorgesehen, indem 50 % der Kosten die neu in Rosatom reorganisierte Atomwirtschaft tragen würde und die anderen 50 % seitens des Staates durch das föderale Budget beigesteuert würden.[4]


Seite 40 weiter [9]


http://www.okbm.nnov.ru/reactors

-> Beschreibung BE-Konstruktionsänderung Natriumsieden [3] -> Kern Parameter [3]

Experi

Ab 1993 wurde begonnen die entwickelten technischen Lösungen in Testaufbauten zu prüfen, die zumeist im Maßstab 1:1 ausgeführt wurden. MEHR: [10]

+ https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1139_prn.pdf

Betrieb


MOX-Linie Komplex-300

Ursprünglich wurde im Zuge des Baus der ersten vier BN-800 bereits 1984 mit dem Bau des Komplex-300 am Standort Majak begonnen, in dem zukünftig der MOX-Kernbrennstoff für die BN-800 produziert werden sollte.[3]

Der Bau des Komplex-300 wurde 1986 gestoppt, nachdem auch die Arbeiten infolge des Reaktorunfalls von Tschernobyl an den BN-800-Blöcken eingestellt wurden.[3]

Alte MOX-Linie Majak (Komplex-300) - extra Artikel?

MOX-Linie Krasnojarsk

Vibropac-MOX-Linie Dimitowgrad

Weiterentwicklung

Green checkbox-checked.svg Mit der Entwicklung des BN-800 als kommerzieller Demonstrationsreaktor Mitte der 1970er startete auch die Entwicklung des ersten kommerziellen Großreaktors der BN-Baulinie, des BN-1600, der als kommerzieller Nachfolger des BN-800 mit doppelt so großer Leistung geplant war.[7] Ursprünglich war der Reaktor ab 1969 bis 1970 mit einer Leistung von 1000 MW geplant, 1971 die Leistung auf 1500 MW erhöht und ab 1974 mit 1600 MW Leistung.[3] Aufgrund von sicherheitstechnischen Lehren nach dem Reaktorunfall von Tschernobyl 1986 wurde bis 1988 entschieden, die Entwicklung des BN-1600 zu stoppen, da man hier neue Ansätze suchen musste, die insbesondere sicherheitstechnischer Natur waren.[8] Über die erste Hälfte der 1990er wurde beschlossen, parallel zur vollendeten Entwicklung des BN-800, eine verbesserte Variante des BN-600 zu entwerfen. Einerseits war der BN-600 bereits zu diesem Zeitpunkt durch den Regelbetrieb nahe an der Reife wie ein kommerzieller Reaktor zu arbeiten, andererseits steht für den geschlossenen Brennstoffkreislauf der Bau von weiteren schnellen Reaktoren an, weshalb man sich entschied die besten Lösungen des BN-600 und BN-800 in einem mittelgroßen Reaktormodell mit der Bezeichnung BN-600M zu vereinen, der mit verbesserten wirtschaftlichen Parametern in Konkurrenz mit Leichtwasserreaktoren treten sollte. Die Entwicklung kam allerdings nie zur Projektreife.[12]

Obwohl die Entwicklung des überarbeiteten BN-800 praktisch abgeschlossen war, der Bau jedoch nicht in Aussicht stand, entschied man im März 2001 auf Basis des gesammelten Wissens die Entwicklung eines kommerziellen Reaktors, BN-1800, zu planen. In der weiteren Entwicklung wieder allerdings entschiedenen die Leistung zu reduzieren und nur einen BN-1200 zu entwickeln, der nach dem BN-800 der nächste Schritt zur kommerziellen Reife der schnellen Reaktoren ebnen sollte. Neben einer spezifizierten Verringerung des Materialverbrauchs um das 2,5-fache gegenüber des BN-600, sollen die Investitionskosten auf nahezu das gleiche Niveau wie beim WWER-1300 gesenkt werden.[2]

Technik

Blue checkbox-checked.svg Das zentrale Reaktorsystem des BN-800 unterschiedet sich in den Untervarianten sehr gering zueinander. Während die in den 1980ern geplante Variante des BN-800 nicht mehr realisiert wurde, wurden zwei überarbeitete Varianten entwickelt, von denen die Variante 1 des BN-800M im Kernkraftwerk Belojarsk realisiert wurde. Als Basis für die technische Beschreibung wird daher das Basismodell BN-800M (I) behandelt, sowie Besonderheiten für einzelne Unterversionen, falls vorhanden, ergänzend genannt.


Kreisprozess

Yellow checkbox-unchecked.svg Beim BN-800 handelt es sich um einen schnellen Reaktor mit einem integralen Primärkreisläuf, Auslegungsbasis waren die vorherigen Anlagen des Typs WWER-1000. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den versionsunterscheidenden passiven Wärmeabfuhrsystemen, die sich konstruktiv stark unterscheiden, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle, in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.[21][22]


Der BN-800 ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem Natriumgefüllten Reaktorkessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampfüberhitzern und Dampferzeugern transportiert wo trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490°C[13] und einem Druck von 137 Bar erzeugt werden kann. Der flache, zylindrische Reaktorkern kann von einer unteren axialen und einer radialen Brutzone umgeben werden in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der Wiederaufbereitung anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert,"erbrütet", werden kann.

Hauptumwälzpumpe I-1Wärmetauscher-1Wärmetauscher-1Hauptumwälzpumpe I-2Wärmetauscher-2Wärmetauscher-2Hauptumwälzpumpe I-3Wärmetauscher-3Wärmetauscher-3Integales Primärsystem (Reaktor)Hauptumwälzpumpe II-1Hauptumwälzpumpe II-2Hauptumwälzpumpe II-3Dampferzeugermodul Loop 1Dampferzeugermodul Loop 2Dampferzeugermodul Loop 3HochdruckturbineHochdruckturbineDampfüberhitzerNiederdruckturbine 1Niederdruckturbine 2Niederdruckturbine 3GeneratorKondensatorKondensatpumpe 1Vorwärmstufe 1Vorwärmstufe 2Vorwärmstufe 3Kondensatpumpe 2Vorwärmstufe 4SystempumpeVorwärmstufe 5Vorwärmstufe 5Speisewasserpumpe 1Vorwärmstufe 6Vorwärmstufe 6Speisewasserpumpe 2BN-800 Schema.svg
Über dieses Bild

Vereinfachtes Pinzipschaltbild des BN-800 ohne Nebensysteme. Beschreibung per mouseover.

Reaktorbehälter

Green checkbox-checked.svg

Reaktorbehälter verschiedener schneller Reaktoren
Reaktor Leistung (↯) Reaktor h; Ø Natrium t; t/mw
BN-350 250 MW 6,00 m; 11,90 m 470; 1,6
Phénix 255 MW 11,82 m; 12,00 m 800; 3,1
PFR 260 MW 12,20 m; 15,20 m 850; 3,5
PFBR 500 MW 12,85 m; 12,92 m 1150; 2,3
BN-600 620 MW 12,86 m; 12,60 m 770; 1,24
BN-800 870 MW 12,90 m; 12,90 m 820; 0,95
Superphénix 1240 MW 21,00 m; 17,30 m 3900; 3,14

Der Reaktorbehälter des BN-800 ist mit einer Höhe von 12,90 Meter und einem Durchmesser von 12,90 Meter in etwa genauso groß wie die Reaktorbehälter der im Westen entwickelten schnellen Reaktoren Phénix und Dounreay Prototype Fast Reactor, allerdings mit der Differenz, dass der BN-800 knapp die dreifache Leistung hat. So kommt es, dass das Natriuminventar von 820 Tonnen auf die Leistung von 870 MW elektrisch berechnet bei nur 0,95 Tonnen pro installiertes Megawatt liegt, was im Vergleich zu anderen Brutreaktoren eine sehr kleine Masse ist. Ein Vergleich ist in der nebenstehenden Tabelle zu finden. Die Ursache hierfür liegt insbesondere in der Konstruktion der Bodenstütze des Reaktorbehälters, die durch ihre große Fläche die Last der Komponenten und des Reaktors direkt auf das Fundament überträgt, wodurch die Last, die auf dem kegelförmigen Deckel des Reaktordruckbehälters wirkt, verringert werden kann. Dadurch ist es möglich auch die Komponenten wie Wärmetauscher und Pumpen enger aneinander zu setzen. Als positiver Nebeneffekt konnte so auch die Betonstrukturen um den Reaktorbehälter kompakter und weniger stark ausgelegt werden. Diese Bauweise differenziert von Reaktoren wie dem Prorotype Fast Reactor in Dounreay, als auch von Phénix und Superphénix, deren Reaktor mit dem Gebäude verschweißt oder verschraubt wurde. Dies führt dazu, dass die Bodenplatte, die den Reaktor hält, aus Stahlbeton gegossen werden muss, der nur mit sehr großen Abstand der Öffnungen für die Komponenten wie Wärmetauscher und Pumpen perforiert werden kann, weshalb der Behälter entsprechend groß gefertigt werden muss. Für den EFR plante man daher ursprünglich den Einsatz einer Stahlplatte aus 85 Zentimeter starken Stahl mit einem Durchmesser von 17,5 Meter, um die Öffnungen für die Komponenten, sowie die Größe des Reaktors bei gleichzeitig höherer Leistung zu verringern.[14]


Корпус аппарата УН-4, PGN-272M http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex10.12.2010/3_Grushevskij.pdf

Reaktorkern

Yellow checkbox-unchecked.svg

Die Brennelemente bestehen aus 127 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr16Ni15Mo2MnTiSi Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im unteren Bereich enthalten die Brennstäbe abgereichertes Uran des unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können (?). Der Brennstoff in der Kernzone sowie der Brutstoff bestehen aus gesinterten Uran bzw. Plutonium-Uran Mischoxid (MOX) Pellets oder aus Uran bzw. MOX Pulver (Vibropacking-Brennstoff) oder Plutonium-Uran Mischnitrid Pellets; die innovativen Brennstoffvarianten Nitridbrennstoff und Oxidpulver sollen im BN-800 im kommerziellen Einsatz erprobt und auf ihre Wirtschaftlichkeit und mögliche technische Probleme im Vergleich zu konventionellem Brennstoff untersucht werden. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 6,6mm, eine Gesamtlänge von 2000mm und eine aktive Länge 880mm, die Pelletsäule des unteren axiale Brutmantel hat zusätzlich eine Höhe von 350mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700°C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 14mm, die Brutelemente haben entsprechend lediglich 37 Stäbe. Um die Leistung über den Kern radial möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus drei Zonen aufgebaut, einer inneren mit geringerer, einer mittleren Kernzone mit höherer und einer äußeren Kernzone mit der höchsten Anreicherung thermisch spaltbarer Schwermetallatome. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber (in der Standardkonfiguration mit Brüterkern) außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden zu großen Teilen im Brutmantel genutzt oder in den Kern zurück reflektiert. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration als Brüterkern aus 211 Brennelementen, die mittlere besteht aus 156 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 198 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 90 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von 546 Reflektorelementen aus Stahl, Abschirmelementen und Positionen für abgebrannte Brennelemente umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. (Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben.) Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns mit 880mm deutlich geringer als der Durchmesser mit 2561mm, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.[15]

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-bzw. Mischnitrid-Brennstäbe teuer sind ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von bis zu 98000MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt, das entspricht einer Spaltung von 9,9% des enthaltenen Schwermetalls (zum Vergleich: bei LWR sind etwa 35 000-45 000 MWd/t üblich, maximal bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor im Kern und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit der gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im KNK-II über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt werden die konventionellen Brennelemente mit Pellet-MOX in einer eigenen MOX-Fertigungsanlage in Mayak.

Die Reaktorregelung und Abschaltung erfolgt durch Regel- und Abschaltelemente welche genauso groß sind wie ein Brennelement und eine Position im Kerngitter besetzen. Im Kern befinden sich 16 "grobe" Kontrollelemente mit einer Bor-10 Anreicherung von 60% sowie weitere zwei "feine" Kontrollelemente mit einer Bor-10 Anreicherung von 20%. Die Elemente beinhalten analog zu den Hüllrohren der Brennelemente jeweils 7 Stahlrohre mit einem Durchmesser von jeweils 13mm welche allerdings nicht mit Brennstoff sondern mit Borcarbid als Absorber gefüllt sind. Alle Steuerelemente sind über die innere Kernzone verteilt. Hinzu kommen weitere 12 Abschaltelemente mit 92% Bor-10 Anreicherung die unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen, im Normalbetrieb sind sie komplett aus dem Kern ausgefahren, auch sie befinden sich in der inneren Kernzone. Weiters gibt es dann noch 3 hydraulische Abschaltelemente die im Normalbetrieb vom Kühlmittelstrom aus dem Kern gedrückt werden und bei einem Abriss des Kühlmittelstroms durch die Schwerkraft in diesen einfallen und ihn abschalten. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 6,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 2,5 %. Die Steuerelemente und Abschaltstäbe werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben, die Abschaltstäbe und sicherheitsrelevante Steuerstäbe hängen zusätzlich an einem Elektromagneten, wird dieser ausgeschaltet können sie durch die Schwerkraft, zusätzlich beschleunigt durch eine Feder in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Auf normalem Weg können die Steuerelemente in 13 Sekunden in den Kern eingefahren werden, die Feinregelelemente benötigen dafür 174 Sekunden. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut(?): der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 94,5 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 3500mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst (?). Insgesamt gibt es ? Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, ? davon im Kernbereich, ? im radialen Brutmantel und ? für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern(?).

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung(?).

Kernvarianten

Yellow checkbox-unchecked.svg Für den BN-800 wurden seit Entwicklungsbeginn verschiedene Kernvarianten entwickelt. Während zunächst der klassische Brüterkern im Fokus stand, wurde mit dem Ende des kalten Kriegs und den Abrüstungsbemühungen der Schwerpunkt auf das Brennen von Plutonium aus Kernwaffen gelegt. Neben diesem Zweck wurde auch ein Auge darauf gelegt minore Aktinide aus abgebrannten Kernbrennstoff zu recyceln. Im Gegensatz zum BREST-OD-300, der als Brennstoffkreislauf das Uran 235-Start-Szenario verwenden soll, ist der BN-800 dafür ausgelegt worden im traditionellen Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren zu arbeiten.

  • MOX, Mononitridbrennstoff [14]
Brüterkern
Hybridkern
MOX-Brennerkern

Bei diesem Kern wird Plutonium mit einem sehr hohen Plutonium-239 Anteil als Brennstoff genutzt welches ursprünglich in Kernwaffen zum Einsatz kommen sollte. Der Brutmantel ist reduziert um die Brutrate zu verringern, Brutelemente wurden dafür durch Stahlelemente ersetzt.

Bei den Experimenten im Forschungsreaktor BFS-2 zwischen 1993 und 1997 konnte bei den Experimenten nachgewiesen werden, dass der Einsatz von waffenfähigen Plutonium im Reaktor zu physikalischen Änderungen führt, die allerdings keinen Einfluss auf den Reaktorbetrieb selber haben. Durch die Anreicherungskorrektur und der Verringerung des Brutfaktors aufgrund des Brennerkerns kommt es zu einem Reaktivitätsverlust beim Brennelementwechsel, der wiederum unweigerlich zu einer gesamt höheren Reaktivitätsmarge führt. Auch zeigten die Forschungen, dass der Brennerkern mit waffenfähigen Plutonium das Natriumsieden um etwa 0,2 %ΔK/K senkt.[6]

MA-Brennerkern (Recycling-Kern)

Erste Erfahrungen mit einem Brennerkern, der auch minore Aktinide spaltet, wurden in den 1980ern im [[BN-350] in Aqtau gesammelt. Die Resultate aus den eher fehlgeschlagenen Versuchen waren, dass die Effektivität der Transmutation in Reaktoren mit geringer Leistungsdichte zu gering ist aufgrund des parasitären Neutroneneinfangs der minoren Aktinide. Rund zwei Drittel der Spaltungen im BN-350 führten zu der Entstehung von sekundären Aktiniden, die sogar die Aktivität der Ausgangsstoffe überschreiten können.[16] Dennoch haben schnelle Reaktoren mit der richtigen Leistungsdichte im richtigen Neutronenpektrum die Möglichkeit Transurane zu spalten. Für den BN-800 wurden daher zwei Kernvarianten entwickelt, die das Spalten dieser minoren Aktinide ermöglichen.

--> [6]

Brennelementwechsel

Yellow checkbox-unchecked.svg

Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente beim BN-800 automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzieren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der BN-800 spezielle Belademaschinen die auf einem Dreifachdrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt sind. Der Dreifachdrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum zwei weitere exzentrisch positionierte drehbare Deckel befinden die ebenfalls drehbar gelagert sind. Auf einem äußeren ist die Belademaschine befestigt welche durch Drehen des Deckels und des äußeren Deckels die gesamte äußere Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Am inneren Drehdeckel sind neben einer weiteren Belademaschine auch die Steuerstabantriebe befestigt. Die Belademaschinen können so Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladeschiene aus dem Kern transportiert werden, das Beladen erfolgt in die umgekehrte Richtung. Bevor abgebrannte Brennelemente vollständig aus dem Kern entfernt werden lässt man sie zunächst drei Zyklen lang an Parkpositionen außerhalb des den Kern umgebenden Neutronenreflektors im Reaktorpool stehen wo sie abklingen können. Die Nachzerfallswärmeleistung ist beim Entfernen aus dem Kern dadurch schon stark gesunken, was das Handhaben der Elemente ohne Kühlung vereinfacht. Die abgebrannten Brennelemente werden nachdem sie endgültig aus dem Reaktorbehälter entfernt werden zunächst mit einer Mischung aus Argon und Wasserdampf von Natriumresten befreit, anschließend noch mit Wasser gewaschen und entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder fallweise nass zwischengelagert.

Typischerweise wird der Reaktor etwa alle 140 Tage, also zwei bis drei mal pro Jahr, für etwa 14-17 Tage für einen Brennelementwechsel abgeschaltet. Dabei wird jeweils das älteste Drittel der Brennelemente in den einzelnen Kernzonen gewechselt, außerdem das älteste Viertel der Brutelemente und die Hälfte der Steuerelemente. Die Brennelementwechsel erfolgen, wie auch bei den Vorgängern BN-600 und BN-350, also relativ häufig, sowohl im Vergleich zu anderen natriumgekühlten schnellen Reaktoren als auch im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren. Dafür dauern die Brennelementwechsel im Vergleich zu manchen anderen natriumgekühlten Reaktoren relativ kurz.

Primärkreis

Yellow checkbox-unchecked.svg Der BN-800 ist wie alle Reaktoren der BN-Serie, mit Ausnahme des BN-350, ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 12,9 m Durchmesser und 14 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 547 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 6 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 354 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den drei primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Zentrifugalpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 25 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der drei Pumpen hat eine Leistung von 4,3 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 820 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 2,9 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,5 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Das Pool besitzt einen Deckel aus Stahl unter welchem sich ein Argonplenum über der Natriumoberfläche befindet. Die feste Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher und die Primärpumpen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen dreifach-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Stahlbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet. Der Reaktorbehälter und der ihn umgebende Sicherheitsbehälter stehen auf dem Boden der Reaktorgrube.

Hauptumwälzpumpe I

AWZ-5000/115-6000-6600-6/24 UChL4

Wärmetauscher

UN-4 11SP - gefertigt vom baltischen Werk (?)

Sekundärkreis und Dampferzeuger

Yellow checkbox-unchecked.svg

  • Wasserstoff und Korrosionsprobleme

Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im Dampferzeuger zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in das Gebäude gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv kontaminiert sind was ihre Wartung vereinfacht.

Insgesamt gibt es 3 unabhängige Sekundärkreise. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe, zwei Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet sowie ein Natriumsammelbehälter zugeordnet. Jedem Natriumsammelbehälter sind jeweils 10 Dampferzeugern und Überhitzern zugeordnet. Insgesamt verfügt der Reaktor damit über 30 Dampferzeuger und 30 Dampfüberhitzer.

Die Wärme wird über 6 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf die drei Sekundärkreise übertragen. Das Natrium in den Sekundärkreisen wird dabei von 309 °C auf 505 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den jeweils 4956 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Reakorpools aufgehängt. Die Wärmeübergangsfläche beträgt so 1657m² pro Zwischenwärmetauscher.

Das Natrium fließt weiter zu einem Verteiler wo es auf die 10 Dampfüberhitzer pro Kreislauf aufgeteilt wird. Es durchströmt die Dampfüberhitzer von unten nach oben im Gegenstrom zum Dampf und wird dabei von 505 °C auf 451 °C abgekühlt, anschließend fließt es weiter in einen der 10 Dampferzeuger den es ebenfalls im Gegenstrom durchströmt, es wird dabei schließlich auf auf 309 °C abgekühlt. Die Dampferzeuger erzeugen zunächst Nassdampf mit 137 Bar und 382 °C welcher anschließend im Überhitzer auf 490 °C überhitzt wird.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit natriumseitigen Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die Detektoren sind in der Lage Leckagen von 0,3g Wasserstoff pro Sekunde zu detektieren. Es ist auch möglich die Menge des Wasserstoffs zu messen und so die Größe eines Lecks zu bewerten.

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. Ist die Leckage relativ groß wird die Dampferzeuger/Überhitzersektion natriumseitig über eine Berstscheibe am oberen Ende druckentlastet. In jedem Fall wird die Dampferzeuger/Überhitzer Sektion automatisch über Ventile natriumseitig vom Sekundärkreislauf getrennt und wasser/dampfseitig vom Tertiärkreis getrennt. Der Frischdampf wird in die Atmosphäre abgeblasen um den Druck möglichst schnell abzusenken. Natriumseitig wird der Dampferzeuger/Überhitzer ebenfalls druckentlastet, das Natrium fließt dabei in einem Sammeltank, entstandener Wasserstoff wird über ein Rückschlagventil und einen Natrium/Wasserstoffabscheider in die Atmosphäre entlassen. Anschließend wird die defekte Sektion mit Inertgas geflutet womit eine weitere Reaktion zwischen übrigem Dampf und Natrium unterbunden wird.

Nach den Dampferzeugern strömt das Natrium im Normalbetrieb in einen Sammelbehälter. Von diesem fließt es weiter über eine Hauptkühlmittelleitung zur als Radialpumpe ausgeführten sekundären Hauptkühlmittelpumpe welche es wieder zu den Zwischenüberhitzern befördern.

Jeder der Sekundärkreisläufe besitzt zwei Natrium-Luft Wärmetauscher welche die Nachzerfallswärme abführen können wenn die Dampferzeuger nicht einsatzbereit sind. Im Normalbetrieb wird eine kleine Menge Natrium nach den Zwischenwärmetauschern abgezweigt und fließt über die Natrium-Luft Wärmetauscher zur Hauptkühlmittelpumpe. Sind die Hauptkühlmittelpumpen aufgrund eines Stromausfalls nicht verfügbar fördern notstromversorgte, redundante magnetohydrodynamische Pumpen das Natrium durch die Natrium-Luft Wärmetauscher und zurück in den Zwischenwärmetauscher. Jeder der drei Sekundärkreise kann die gesamte Nachzerfallswärme über seine Natrium-Luft Wärmetauscher abführen. Die Belüftung der Natrium-Luft Wärmetauscher funktioniert passiv über den Kamineffekt.

Hauptumwälzpumpe II

AWZ-2500-6000-6 UChL4

Dampferzeugermodul

Die Wahl der Modulbauweise hängt insbesondere damit zusammen, dass es Probleme gab, bei einer Leckage zwischen dem Wasser-Dampf-Kreislauf und den sekundären Natriumkreislauf den schadhaften Teil zu isolieren, womit ein ganzer Loop außer Betrieb genommen werden musste. Mit der Modulvariante, die erstmals im Reaktor Phénix in Frankreich eingesetzt wurde, war es möglich einzelne Dampferzeuger oder Sektionen des Moduls stillzulegen. Jeder der drei modularen Dampferzeugersektionen, eine in jedem Loop, besteht aus 10 Dampferzeugermodulen. Jedes Modul besteht aus einem Dampferzeuger und einen Überhitzer. Insgesamt gibt es 20 Armaturen um den Natriumkreis oder den Wasser/Dampf-Kreis lokal vom System zu isolieren. Durch die Verlegung der Dampfüberhitzung der Turbine in die Turbinenanlage, konnte im Gegensatz zum BN-600 die gesamte Anlage 20 % billiger gefertigt werden, 12 % weniger Schweißnähte wurden benötigt, sowie die Leistung pro Modul um knall 40 % erhöht werden. [14]

модули парогенератора ПГН-272 (Н-272)

Tertiärkreis und Turbosatz

Yellow checkbox-unchecked.svg Der BN-800 in Belojarsk ist mit einem К-800-130/300 Heißdampfturbosatz von LMZ ausgestattet. Dieser verfügt über eine einflutige Hochdruck- und eine Mitteldruckturbine mit gemeinsamem Gehäuse, dann folgen ein dampfbeheizter Zwischenüberhitzer und schließlich drei zweiflutige Niederdruckturbinen, die Drehzahl liegt bei 3000 Umdrehungen pro Minute, der Turbosatz hat eine Nettoleistung von 885MW.

  • Erklärung Kreislauf [14]

Natriumaufbereitung

Yellow checkbox-unchecked.svg Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat drei Kältefallen die mit Luft gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat ebenfalls zwei lufgekühlte Kältefallen. Die Verunreinigungen sammeln sich an diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Argon-Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

Sicherheitstechnik

Yellow checkbox-unchecked.svg

Die Notfall- und Schutzmaßnahmen bei einem schweren auslegungsüberschreitenden Unfall im BN-800 ist auf Basis der Freisetzungswahrschenlichkeit mit 25 Kilometer Aktionsradius um den Block bemessen.[4]

Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend Drucklos was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet zudem sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von Kernschmelzen erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven Dampfblasenkoeffizient bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die Nachzerfallswärme zuverlässig abgeführt werden können.

Subsysteme

Betriebliche Hilfssysteme

https://www.researchgate.net/publication/320995257_The_Analysis_of_the_System_of_special_water_purification_of_Beloyarskaya_Nuclear_Power_Plant_unit_BN-800?_sg=D7UsdLHzHac02qhLl5IbyVAcZ2jUlDJAH5a7ULUyT-pU2qJyWBHPZ54CgARbMM9EH1Ll5gI3YUU6iE4Si5nJCj-Z_0ya8zQHVw

Notkühlsysteme

http://gns.mephi.ru/sites/default/files/journal/file/en.2017.1.3.2.pdf САРХ ВТО, generelles zur Anlagensicherheit, Dieselgeneratoren und Plot https://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/X_reg_forum_2017/01_SHamanskij_V.A._Vvod_novogo_bloka_Beloyarskoj_AES.pdf

Kernfänger

Natriumbrandeindämmung

Natriumsieden

Erste Untersuchungen Ende der 1980er zeigten bereits die Machbarkeit die Reaktivität bei Natriumsieden nahe null zu bringen. Insgesamt gab es eine ganze Menge an Wegen diesen Effekt zu optimieren. 1992 wurde auf dieser Basis ein neuer Kern für den BN-800 entwickelt, der in den folgenden 5 Jahren im Forschungsreaktor BFS-2 auf seine Eigenschaften getestet wurde. Mehrere Lösungswege wurden dabei betrachtet und aktiv das Natriumsieden getestet indem Natrium im oberen Plenum des Kerns entfernt wurde, in den Steuerstabmanschetten und aus dem Kern. Man stellte am Ende fest, dass das größte Problem des Natriumsiedens beim Ende des brennstoffzyklus auftreten kann unter stationärem Brennstoffwechsel im Reaktor. Dabei kommt es in der Zone mit leicht angereicherten Kernbrennstoff aus Uran und Plutonium zu einer voluminös relativ großen Zone, die eine positive Reaktivität bei Natriumsieden aufweist. Die Experimente in der kritischen Anordnung zeigten, dass durch das Hinzufügen eines oberen Natriumplenums die Reaktivität bei Natriumsieden auf -0,46±0,28 %ΔK/K gesenkt werden konnte und damit negativ ist.[6]


Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall

Erdbebensicherheit

Der BN-800 wurde auf eine maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung von 0,1g ausgelegt.

Brennstabversagen

Dieselgeneratoren

Karenzzeit

Unfälle, Unfälle, Unfälle http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/31/028/31028522.pdf?r=1

Versionen

Obwohl es mehrere Varianten des BN-800 gibt, sind einige Grundsysteme bei allen Reaktoren identisch:[9]

  • Reaktorbehälter, einschließlich des Kegeldeckels und Öffnungen für die Platzierungen der Pumpen und Wärmetauscher sowie des Gesamtvolumens
  • Drehdeckel
  • Steuerstabanordnung
  • Brennelement-Wechselmechanismus
  • Reaktorkern und aufbauten, inklusive der Druckkammer, der Sammelleitungen, der Druckleitungen der Hauptumwälzpumnpen

Die Hauptdifferenz zwischen der Basisvariante BN-800 und den beiden modernisierten Varianten BN-800M sind insbesondere der Aufbau des Reaktorkerns, sowie ein erhöhter Kühlmittelstrom im integralen Primärkreislauf der beiden modernisierten Varianten im Vergleich zum Basismodell. Hierzu kommt eine andere Pumpe zum Einsatz mit einem höheren Fördervolumen.[9]

BN-800 (TZ.... 1980er)

Verworfen Süd-Ural-1

BN-800M (I)

Die Variante I des BN-800M hat eine thermische Reaktorleistung von 2100 MWth. Im Gegensatz zum Basismodell des BN-800 wurde die Manteltemperatur des Reaktors verringert und der Abbrand des Kraftstoffs erhöht durch den Einsatz von Hüllrohren aus ferritisch-martensitischen Stählen des Typs EP-450. Das Gebäude wurde optimiert und zusätzlich ein passives Kühlsystem integriert.[9]

Belojarsk, Südural-2 und 3

Tabelle:[17] TECDOC angeben!

150px BN-800M (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Sekundärkreis
Leistung (G): 880 MWel Leistung: 2100 MWth Schleifen: 3 stck. Schleifen 3 stck.
Leistung (N): 815 MWel Eintrittstemperatur: 354 °C Betriebsdruck: 0,54 bar Betriebsdruck: 3,5 bar
Eigenbedarf: 65 MWel Austrittstemperatur: 547 °C Pumpenvolumenstrom: 2900 kg/s ×3 Temperatur CL: 309 °C
Wirkungsgrad: 39,35 % Höhe des Kerns: 0,88 m Pumpenleistung: 4,3 MW ×3 Temperatur HL: 505 °C
Querbeschleunigung: 0,10 g Durchmesser des Kerns: 2,516 m Wärmetauscherfläche: 1657 m² ×6 Pumpenvolumenstrom: 2780 kg/s ×3
Containment Abbrand: 66 GWd/t Tertiärkreis Turbosatz
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 042 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1200 V491.svg Betriebsdruck: 140 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 210 °C Niederdruckteile: 3 stck.
Auslegungsdruck: Atmosphärendruck Dampftemperatur: 490 °C Aufbau: HP+LP+LP+LP+G
Gebäudewandstärke: 0,8 m Dampfmassenstrom: 2376 t/h Rotation: 3000 U/min
BN-800M (II)

Die Variante II des BN-800M hat eine thermische Reaktorleistung von 2235 MWth. Im Gegensatz zum Basismodell des BN-800 wurde die Manteltemperatur des Reaktors erhöht und der Abbrand des Kraftstoffs auf 10 bis 12 % reduziert, unter anderem durch den Einsatz von Hüllrohren aus austenitische Stählen des Typs EP-172 und TchS-68. Das Gebäude wurde optimiert und zusätzlich ein passives Kühlsystem integriert.[9]


http://www.dissercat.com/content/tekhniko-ekonomicheskaya-optimizatsiya-parametrov-aktivnoi-zony-i-teplogidravlicheskaya-khar

Bau und Konstruktion

ReaktorhalleLagergebäude für abgebrannte Brennelemente und AbluftzentrumSchaltanlagengebäudeDampferzeugergebäudeEntgaserbühneTurbinenhalleTurbinenschaltanlagengebäudeÖllager der TurbineBN-800M plot.png
Über dieses Bild

Vereinfachter Plot des BN-800M (I) - Beljarsk-4. Beschreibung per mouseover.

Spezialgebäuse

Spezkorpus

Transportbehälter für Komponenten

Wirtschaftlichkeit

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

Im Jahr 1992 rechnete man für die 800 MW starke FOAK-Anlage Süd-Ural 1 mit Kapitalkosten in Höhe von 125,99 Millionen Dollar (1 USD = 450 RUR nach Wechselkurs vom 25. November 1992[18]), wobei die spezifischen Kosten bei 157 $/kW liegen sollten. Für Süd-Ural 2 und 3, die erst nach Vollendung von Süd-Ural 1 als zweite Baulinie erreichtet werden sollten, wurden die Kapitalkosten auf 249,92 Millionen Dollar kalkuliert bei spezifischen Kosten von 104 $/kW liegen sollten. Für Belojarsk-4 wurden die Kapitalkosten auf 99,89 Millionen Dollar kalkuliert und die spezifischen Kosten bei 125 $/kW angesetzt.[19] Diese Kostenabschätzungen sind allerdings aufgrund der sich bereits anbahnenden Hyperinflation und der Privatisierung der staatlichen Wirtschaft im Sowjetunion-Nachfolgestaat Russland relativ ungenau. So wurden 1996 bereits die Kosten für einen Block am Standort Süd-Ural auf 65 Milliarden Rubel kalkuliert, was rund 325 Millionen Dollar entsprach. Aufgrund der Weigerung seitens der russischen Regierung die weitere Finanzierung dieser Reaktoren zu gewährleisten, gibt es praktisch bis in das 21. Jahrhundert keine Kostenschätzungen mehr, die repräsentativ gewesen wären.[20]

Die FOAK-Anlage Belojarsk-4 als Einzelblockanlage wurde für 4,7 Milliarden Dollar (1 USD = 31 RUR nach Wechselkurs vom 1. Januar 2013[21]) errichtet.[22] Dabei ergeben sich bei einer Nettoleistung von 825 MW[17] Kapitalkosten in Höhe von 5730 $/kW. Damit liegen die Kosten für den ersten Block knapp doppelt so hoch als für die beiden WWER-1200/392M, ebenfalls FOAK-Anlagen, am Kernkraftwerk Nowoworonesch II im Jahr 2013, die rund rund 2933 $/kW betrugen.[23][24]

Eine Studie von Rosenergoatom aus dem Jahr 2014 kommt zu dem Schluss, dass eine Doppelblockanlage mit zwei BN-800 (2×817 MW Nettoleistung) bereits für 4158 $/kW errichtet werden könnte. Die reinen Kapitalkosten für eine Doppelblockanlage liegen daher bei 6,79 Milliarden Dollar ohne Steuern, wovon 2,45 Milliarden Dollar rein auf die Bau- und Installationsarbeiten entfallen und weitere 3,22 Milliarden Dollar auf die Beschaffung der Ausrüstung.[21]



Über die gewährte Standzeit von 40 Jahren bei der angegebenen Verfügbarkeit von 85 %[25] und 7000 Stunden Auslastung im Jahr[17] würde aus der Rechnung 40 a×820000 kW×7000 h×0,85×0,035 $/kWh ein Reingewinn von zirka 20,32 Milliarden Euro mit dem Block über dessen gesamte Laufzeit erwirtschaftet werden, womit der Jahresgewinn bei rund 338 Millionen Euro liegt. Unter dieser Annahme wäre die Anlage nach etwa 20 Jahren abgeschrieben (bei Kosten zwischen den anvisierten 6,5 bis 7 Milliarden Euro).


Marktpotential

Green checkbox-checked.svg Der BN-800 hat in seiner Leistungsklasse bei den schnellen Reaktoren zwischen 700 bis 900 MW auf dem nationalen und internationalen Markt keine Konkurrenz.[26] Russland plant allerdings keine weitere Vermarktung des BN-800, da der Block primär als Zwischenschritt für die Entwicklung des vollständig kommerziellen Reaktors BN-1200 darstellt. Es sind daher keine weiteren Reaktoren des Typs BN-800 geplant.[27]

Am 13. Oktober 2009 kündigte die China National Nuclear Corporation an, zwei fortgeschrittene Reaktoren am Kernkraftwerk Sanming errichten zu wollen.[28] Dabei handelte es sich um zwei BN-800, die auf Basis eines Abkommens zwischen Russland und China bereits seit 2008 diskutiert wurden.[29] Ein entsprechendes Abkommen wurde am gleichen Tag zwischen dem chinesischen Premier Wen Jiabao und dem russischen Premierminister Wladimir Putin unterzeichnet. Bereits einige Monate zuvor kündigte Atomenergoprojekt Sankt Petersburg an, mit der Ausarbeitung eines den chinesischen Ansprüchen gerecht werdenden BN-800-Kernkraftwerks begonnen zu haben.[30] Am 23. März 2010 wurde die Absichtsgenehmigung zum Bau von zwei BN-800 in Sanming unterzeichnet und am 15. September 2011 folgte die Unterzeichnung des Designauftrags, allerdings ohne einen Preis festgelegt zu haben. Ein Post-Fukushima-Screening bestand das Reaktordesign seitens der chinesischen National Nuclear Safety Administration am 19. November 2012 bestanden. Am 24. Oktober 2012 war der Rahmenvertrag zur Vorbereitung des Baus des Kernkraftwerks Sanming beidseitig abgeschlossen worden.[31]

Nach Planungen aus dem Jahr 2009 sollten im August 2011 die Vorarbeiten am Standort begonnen werden. Allerdings gab es Verzögerungen aufgrund komplizierter Verhandlungen über die Kosten zwischen Russland und der Volksrepublik China. Xu Mi, Chefingenieur des Brutreaktorprogramms der Volksrepublik China erklärte auf dem Kernenergiekongress in Peking im Mai 2011, dass es weitaus preiswerter sei die Reaktoren für einen teureren Preis zu importieren und die Technik anschließend in ein eigenes Modell zu integrieren, als diesen Entwicklungsschritt alleine zu unternehmen.[32] Seit 2015/2016 wird das Projekt nicht mehr fortgeführt und dafür aktiv verhandelt einen BN-1200 in China zu errichten.[31]

Einzelnachweise

  1. ОКБМ Африкантов: Реакторные установки . Abgerufen am 06.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  2. a b c d e f g h i j k l Атомный эксперт: «Рано сравнивать свинецс натрием», 23.06.2016. Abgerufen am 05.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  3. a b c d e f g h i j ГНЦ РФ – ФЭИ: Быстрый энергетический реактор БН-800. Abgerufen am 10.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  4. a b c d e Атомный эксперт No3 (24) 2014, März 2014. Seite 26 bis 35. Abgerufen am 05.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  5. mediaЗавод: Куда "посадят" АЭС?, 07.12.2007. Abgerufen am 13.11.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  6. a b c d e f Krivitski, I.Yu.: BN-800 - history and perspective, 2001. (INIS-Referenz) Abgerufen am 05.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  7. a b М.Ф. ТРОЯНОВ, u.a.: СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ В СССР, März 1987. (INIS-Referenz) Abgerufen am 05.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  8. a b М.Ф. ТРОЯНОВ, u.a.: СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ В СССР, April 1989. (INIS-Referenz) Abgerufen am 05.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  9. a b c d e f g h Камаев, Алексей Альфредович: Технико-экономическая оптимизация параметров активной зоны и теплогидравлических характеристик оборудования, Obninsk 1999. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  10. a b V.Yu. Sedakov, u.a.: Manufacture, Installation and Adjustment of BN-800 RP Equipment, 29.06.2017. Abgerufen am 24.06.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  11. Behram N. Kursunogammalu, u.a.: Economics and Politics of Energy, Springer Science & Business Media, 2007. ISBN 0585342881. Seite 213.
  12. Kiryushin, A.L., u.a.: Design of the advanced reactor BN-600M, Oktober 1996. (INIS-Referenz) Abgerufen am 13.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  13. IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf
  14. a b c d PRoAtom: Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800, 21.08.2006. Abgerufen am 12.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  15. Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2
  16. a b c Yu.S. Khomyakov, u.a.: Development of physical conceptions of fast reactors, 04.03.2013. Abgerufen am 21.06.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  17. a b c Atomenergoprojekt: BN-800 NPP, 2011. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  18. Online-Währungsrechner: Die Geschichte Darstellungen des Wechselkurses der Währungen US-Dollar (USD) und Russischer Rubel (RUB) für 1992. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  19. N. I. Ermakov, u.a.: Fast reactors: Experience in design, construction, and operation. Prospects for further development. April 1994, Seite 333. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  20. American Nuclear Society: Nuclear News, Band 39,Ausgaben 7-13. American Nuclear Society, 1996. Seite 59.
  21. a b Ponomarev-Stepnoy N.N., u.a.: Perspectives of development and implementation of closed fuel cycle. 21. Mai 2014. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei PDF-Archive)
  22. Ponomarev-Stepnoy N.N., u.a.: Стоимость строительства реактора на быстрых нейтронах БН-800 оценивается в 145,6 млрд руб. 20. November 2016. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  23. Сколько стоит атомная энергия?, 15.02.2013. Abgerufen am 15.12.2016 (Archivierte Version bei WebCite)
  24. Steven C. Sholly, u.a.: ADVANCED NUCLEAR POWER PLANT CONCEPTS AND TIMETABLES FOR THEIR COMMERCIAL DEPLOYMENT, Juni 2013. Abgerufen am 15.12.2016 (Archivierte Version bei WebCite)
  25. Атомный эксперт: Как удешевить БН-1200, 31.10.2016. Abgerufen am 18.08.2018. ([hhttp://archive.is/x4b7S Archivierte Version] bei Archive.is)
  26. World Nuclear Association: China's Nuclear Fuel Cycle, Mai 2018. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  27. World Nuclear Association: Fast Neutron Reactors, Juni 2018. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  28. Dynabond Powertech Service: China Plans to Build Advanced Nuclear-Power Plant, 30.10.2009. Abgerufen am 14.10.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  29. World Nuclear News: Russia and China to cooperate on fast reactor, 21.10.2008. Abgerufen am 14.10.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  30. World Nuclear News: China signs up Russian fast reactors, 15.10.2009. Abgerufen am 14.10.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  31. a b 三明市人民政府办公室主办三明市数字三明建设办公室承办: 福建三明核电项目简介, 29.06.2016. Abgerufen am 18.08.2018. (Archivierte Version bei Archive.is)
  32. Dynabond Powertech Service: China in hunt for Russian reactors, 16.05.2011. Abgerufen am 14.10.2012. (Archivierte Version bei WebCite)

Siehe auch