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Benutzer:TZV/Spielwiese 2

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TZV/Spielwiese 2
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion
Entwicklungsjahr 1960
Entwickler NIKIET, Gidropress
Hersteller Ischora, u.a.
Auslegung
Reaktortyp Siedewasserreaktor
Bauart Druckröhren
Moderator Graphit
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale up red.png positiv
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Pellets
Geometrie Rund
Wechsel Im Betriebszustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 17

Der RBMK (russisch Реактор Большой Мощности Канальный [РБМК], transkribiert Reaktor Bolschoi Moschtschnosti Kanalny, in deutsch etwa Hochleistungsreaktor mit Kanälen) ist ein Graphit moderierter Siedewasserreaktor in Druckröhrenbauart. Er zählt zu den Reaktoren der zweiten Generation. Entwickelt wurden die Reaktoren bis zu einer Leistung von 1000, 1500 und 2000 Megawatt (MW). Weitere Designs bis zu Baureihen einer Größe von 2400 und 4800 MW waren in Entwicklung. Reaktoren dieser Baulinie kommen nur in der ehemaligen Sowjetunion zum Einsatz.

Geschichte

Aufgrund der geringen Wirtschaftlichkeit der ersten Reaktoren in Belojarsk vom Typ AMB hatte man sich entschlossen die Leistung der Reaktoren in den 1960er auf 1000 MW zu erhöhen. Davon versprach man sich einen wirtschaftlicheren Betrieb der Kernkraftwerke in der Sowjetunion. Anlagen mit gleicher Leistung wurden bereits in den vereinigten Staaten von Amerika lizenziert, wobei diese hauptsächlich Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren waren, die aus einem Druckgefäß bestanden. In der Sowjetunion war es allerdings aufgrund der technischen Situation nicht möglich gewesen, zu dieser Zeit entsprechend große Druckbehälter zu fertigen, weshalb man ebenfalls die Kanalbauweise für den 1000 MW-Reaktor wählte. Dadurch die Sowjetunion zudem hinter der Bundesrepublik Deutschland, Frankreich, Großbritannien und den vereinigten Staaten von Amerika mit ihrer Entwicklung für kommerzielle Leistungsreaktoren lag, wurde die Planung es Modells mit einer Vielzahl von zusätzlichen Argumenten untermauert. Dadurch die Unterstützer und führenden Planer des RBMK an einflussreichen Instituten die Leitung übernommen haben und zudem die Basisindustrie bereits Interesse an solch ein Reaktormodell gezeigt hat, war die Entwicklung dieses Reaktors weitaus leichter und einflussreicher, als die für den WWER, die zweite sowjetische Reaktorlinie.[1] Die frühsten Vorgänger dieser Reaktorlinie sind die Plutoniumreaktoren vom Typ ADE.

Unter der Federfühtung von Nikolai Antonowitsch Dolleschal und der Beihilfe von Anatoli Petrowitsch Alexandrow wurde die Planung des Reaktors begonnen. Die erste Anlage in Kernkraftwerk Leningrad befand sich ab 1964 im Bau mit zwei Reaktoren dieser Linie. Im Jahr 1971 zeigten sich die sowjetischen Vertreter bei der internationalen Konferenz zur friedlichen Nutzung der Kernenergie sehr zuversichtlich, dass ihre Reaktorlinie ein Erfolg werden würde, obwohl die erste Anlage mit RBMK-1000 noch nicht einmal den Betrieb aufgenommen hatte. Etwa zur gleichen Zeit wurden die Pläne für einen RBMK-1500 und RBMK-2000 vollendet. Nach den erstem Betriebsjahr deute sich bereits an, dass die RBMK-Linie wirtschaftlicher betrieben werden kann als die neuen Reaktoren vom Typ WWER-440. Auch die Bauweise der Gebäude spielte dabei eine nicht unwichtige Rolle. Bis 1986 spielte der RBMK weitaus die wichtigste Rolle im sowjetischen Atomprogramm, was sich allerdings durch die Katastrophe von Tschernobyl schnell änderte. Aufgrund dessen wurde der Bau weiterer Anlagen eingestellt, bis auf zwei Reaktoren in Ignalina und Smolensk, wobei nur noch die Anlage in Smolensk vollendet wurde.[1] Von Insgesamt 17 Reaktoren die sich in der Ukraine, Russland und Litauen im Leistungsbetrieb befanden sind zusammen sechs Reaktoren in Litauen und der Ukraine stillgelegt worden, wobei noch die restlichen elf Reaktoren sich alle in Russland im Betrieb befinden. Eine weitere Anlage befindet sich im russischen Kursk im Bau.[2][3][4]

Positionierung der Anlagen

Die Positionierung von Reaktoren des Typs RBMK war besonders aufwändig. Dadurch die Dampferzeugung des RBMK bei rund 5800 Tonnen lag, war an die Kühlung des Kraftwerks starke Ansprüche gestellt worden, die Restwärme abzuführen. Kühltürme in einem geschlossenen Kreislauf kamen für diese Reaktoren nicht infrage, da es die Wirtschaftlichkeit gegenüber dem WWER wesentlich gesenkt hätte. Aufgrund dessen bevorzugte man Reservoirs, die allerdings aufgrund der ökologischen Berücksichtigung künstlich angelegt werden sollten. Grund dafür war, dass im Abwasser ein kleiner Teil von Radionukliden enthalten ist und die natürlichen Gewässer wohl geschadet hätte. In einem künstlichen Reservoir jedoch ist es möglich, die Nuklide vom Schlamm am Grund absorbieren zu lassen. Allerdings wird das Wasser durch einen natürlichen Fluss oder Meer in Bewegung gehalten, um so eine Erhöhung des Salzgehaltes und Verdunstung zu verhindern. Die Größe eines Reservoirs für eine Doppelblockanlage mit RBMK-1000 muss bei etwa fünf bis sechs Quadratkilometer liegen bei einer Tiefe von vier Metern. Für die Anlage in Leningrad wurde ein zehn Quadratkilometer großes Reservoir errichtet, wobei für die Anlage in Tschernobyl rund 22 Quadratkilometer benötigt wurden, aufgrund des wärmeren Klimas.[1]

Trotz der damals ausgeschlossenen Explosionsgefahr des Reaktors, allerdings aufgrund der Berstgefahr der Druckröhren, wurde eine zweieinhalb Kilometer große Sicherheitszone um RBMK-Anlagen gezogen, in denen keine Bevölkerung leben durfte und landwirtschaftliche Tätigkeiten untersagt sind. Aufgrund dessen wurde von den Planern des Reaktors empfohlen, solche Anlagen nur in Gebieten mit wenig oder keiner Landwirtschaft zu errichten. Aufgrund der hohe Emissionen der Anlagen, wurden Kernkraftwerke mit RBMK nur auf dem Gebiet der ehemaligen Sowjetunion errichtet, da in keinem anderen Land diese Anlagen genehmigungsfähig gewesen sind. Als ein weiteres Argument wird die Möglichkeit genannt, dass man mit diesen Reaktoren in kurzer Zeit waffenfähiges Plutonium erzeugen kann.[1]

Leistungsausführungen

Der RBMK wurde in mehreren Leistungsstufen gebaut. Während die ersten Typen, der RBMK-1000, der RBMK-1500 und der RBMK-2000 als eigenständige Einheiten geplant wurden ist ab den RBMKP-2400 die Modulbauweise vollständig ausgreift, sodass Reaktorsysteme bis hin zum RBMKP-4800 kombiniert werden kann. Während diese Modelle alle Ansprüche der zweiten Generation erfüllen wurde der RBMK-Pu als Weiterentwicklung der RBMK-Linie für die Ansprüche der vierten Generation ausgelegt, dient jedoch nur zum Betrieb mit waffenfähigen Plutonium.

Weitere Reaktorkonzepte

http://books.google.de/books?ei=hd26TfOPEY7vsgbhuNGFBg&ct=result&id=WHMjAAAAMAAJ&dq=RBMK+steam+separator+heat&q=RBMK#search_anchor

Bedeutung in der UdSSR

Rückbau von RBMK-Anlagen

Einzelnachweise

  1. a b c d Zhores Medwedjew: Das Vermächtnis von Tschernobyl. In: Daedalus Verlag, Münster 1991, ISBN 389126030X
  2. Power Reactor Information System der IAEA: „Ukraine: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  3. Power Reactor Information System der IAEA: „Russian Federation: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
  4. Power Reactor Information System der IAEA: „Lithuania, Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)

Siehe auch


RBMK-1000

Der RBMK-1000 (russisch РБМК-1000) ist das erste Reaktormodell der RBMK-Baulinie mit einer Leistung von 1000 MW elektrisch. Die thermische Leistung liegt bei 3200 MWth und wird in 1693 Druckröhren erzeugt. Geregelt wird die Energie mit 191 Steuerstäben aus Borcarbid.[1] In Reaktoren der zweiten und dritten Generation besteht die aktive Zone des Reaktors aus 1661 Druckröhren, die mir 211 Steuerstäben aus Borcarbid gesteuert werden. Als Moderator für die Neutronen dient Graphit, als Kühlung leichtes Wasser,[2] das die Wärme gleichzeitig aus dem Reaktor abführt und in vier Dampfabscheider leitet. Von dort wird mitgeführtes Wasser vom Sattdampf getrennt und wieder in den Reaktor zurückgeführt. Der Sattdampf wird weiter in die Turbinenhalle geleitet,[3] in der er zwei 500 MW-Turbogeneratoren antreibt, die jeweils aus einem Hochdruckelement bestehen, jeweils vier Dampfüberhitzer und vier Niederdruckläufern, die sich links und rechts neben dem Hochdruckläufer und hinter den Überhitzern befinden.[4] Nachdem das Wasser in den Kondensatoren kondensiert wurde, wird es wieder dem Kreislauf in den Dampfabscheider zugeführt.[3]

Brennstoff

In jeder Druckröhre befinden sich jeweils zwei Brennstabbündel die jeweils eine Länge von 3,65 Meter haben. Jeder dieser Bündel besteht aus 18 einzelnen Brennstäben. Insgesamt befindet sich in jedem Bündel 64,8 Kilo Urandioxid, wobei der spaltbare Anteil auf 2,4 % zuvor angereichert wurde. Durch die Druckröhrenbauweise ist es möglich, den Brennstoff während des Betriebs zu wechseln.[1] Im normalen Betrieb werden täglich drei bis vier Brennelemente entnommen und gegen frische getauscht.[5] Beim Stillstand werden täglich rund zehn Druckröhren neu beladen. Dies geschieht mit der Lade- und Entlademaschine, kurz RZM oder RSM genannt (russisch разгрузочно-загрузочная машина [РЗМ]), die speziell mit einem biologischen Schild ausgestattet ist und dem Arbeitsdruck der Druckröhren standhalten kann. Der Portalkran, an dem die Maschine dem Prinzip des Gantry-Antriebes arbeitet, lagert auf den Wänden der Reaktorhalle. Die Reaktorlademaschine an sich hat eine Höhe von 25 Metern. Um genug Bewegungsfreiheit für die Maschine zu gewährleisten, ist das Dach der Reaktorhalle 30 Meter hoch. Um die Brennelemente wechseln zu können, verbindet sich die Maschine mit einer Steckverbinung an der jeweiligen Druckröhre. Anschließend entfernt ein weiterer Mechanismus den Verschluss der Druckröhre und zieht diesen zeitgleich mit einem der Brennelemente in die Maschine hinein. Allerdings unterscheidet sich das Ladesystem von anderen Reaktoren, bei denen während des Betriebs der Brennstoff gewechselt werden kann, da erst ein Brennelement ganz aus den Reaktor und der Maschine entfernt werden muss, bevor das zweite Element gewechselt werden kann.[6]

Wasserqualität der Zwischenlagerbecken[7]
pH-Wert 5,5 bis 8,0
spezifische Leitfähigkeit <3,0x102 mm/m
Verunreinigungen <100 ppb
Chlor <100 ppb
Eisen <100 ppb
Öle <200 ppb

Der abgebrannte Brennstoff wird in Abklingbecken nahe des Reaktors gelagert. Diese Becken sollen verhindern, dass die Zerfallswärme der Brennelemente Dampf erzeugt und sind deshalb vom Reaktorsystem getrennt.[8] Nachdem die Brennelemente aus dem Reaktor entladen wurden lagern diese fünf Jahre lang in diesem Abklingbecken. Die Kapazität liegt bei 1760 Brennelementen je Reaktorblock, aufgeteilt auf zwei Becken. Solche in Abklingbecken hat eine Länge von zehn Metern und eine Breite von vier Metern. Die Tiefe beträgt 17 Meter. Die Lagerdichte beträgt 2,4 Tonnen Uran pro Quadratmeter. Nachdem die fünf Jahre vorüber sind werden die Brennelemente in ein Zwischenlager gebracht, das Anlagenspezifisch bereits mit errichtet wurde. Die Lagerung erfolgt weiterhin Nass im Wasser. Allerdings werden die Brennelemente in Röhren einzeln eingelagert. Das Lager kann 17520 Brennelemente aufnehmen, aufgeteilt auf fünf Becken. Jedes Becken hat eine Länge von 26 Meter bei einer Breite von fünf Metern. Die Tiefe liegt bei elf Meter. Die Lagerdichte liegt bei ungefähr drei Tonnen Uran pro Quadratmeter. Die Lagerung dieser Elemente erfolgt bis zur Stillegung der Anlagen. Während der Lagerung wird das Wasser auf zirka 40 bis 45 °C. Es gibt zusätzlich Konzepte für größere Zwischenlager für eine eventuelle verlängerte Laufzeit von 40 bis 50 Jahren, sowohl am Kraftwerk, als auch regionale Zentren. Diese Lager könnten 35040 Brennelemente aufnehmen in ebenfalls fünf Becken mit den gleichen Maßen. Die Lagerdichte würde dann allerdings bei 5,9 Tonnen Uran pro Quadratmeter liegen.[7]

Sicherheitssysteme

Eine automatische Notabschaltung des Reaktors erfolgt nur bei wenigen Störungen, genauer bei Unterbrechung der externen oder internen Stromversorgung, Abschaltung beider Turbinen, Ausfall von drei Hauptumwälzpumpen, Verlust von 50 % Speisewasser, niedriger Wasserstand in den Dampfabscheidern, zu hohen Neutronenfluss und bei einem Auslegungsunfall. Bei allen anderen Zwischenfällen, beispielsweise den Ausfall einer Speisewasserpumpe regelt sich der Reaktor auf 80 % der Nennleistung zurück und bei einem Ausfall einer Turbinen auf 50 %.[9] Aufgrund dessen muss der RBMK für entsprechende Betriebsmanöver ausgelegt werden indem entsprechende Sicherheitssysteme installiert werden.

Überdrucksystem

Der grundlegende Auslegungsunfall des RBMK stellt den Bruch einer Druckröhre dar, bei Reaktoren der dritten Generation der Bruch von maximal sieben Röhren. Zum Schutz gibt es hierfür ein Reaktorbehälter-Überdrucksystem, dass im Falle einer Bruchs einer Druckröhre den Dampf aus dem Reaktor abführt. Die folgenden Systeme sind je nach Generation unterschiedlich ausgelegt. Bei Reaktoren der ersten Generation wird dieser Dampf in einen Rückhaltebehälter geleitet, der den Dampf so lange wie möglich zurückhalten soll, bis er über den Gaswäscher über den Schornstein abgeblasen wird. In Reaktoren der zweiten und dritten Generation erfolgt die Einspeisung in einen separaten Teil der Kondensationskammern. Die Leistungen ragen insgesamt 2,8 Meter in die Kammern herein. Um die Einspeisung zu ermöglichen muss eine konventionelle Wasserabdichtung von 1,8 Meter überwunden werden.[10]

Notkühlsysteme

Das Kernnotkühlsystem ist dafür ausgelegt im Falle eines Bruches einer maximal 900 Millimeter großen Leitung, die hauptsächlich an den Dampfabscheidern und den Druckheadern eingebaut sind. Die Einspeisung erfolgt direkt an den Headern an den Untergruppen. Der Sinn des Systems ist so viel Wasser so schnell wie möglich in das Kühlsystem des Reaktors zu drücken, allerdings ist die Funktion des Systems auf zwei Minuten zeitlich beschränkt. Bis dahin sollten die Langzeituntersysteme zur Sicherung der Kühlung aktiviert worden sein, die normalerweise innerhalb von 40 Sekunden voll angelaufen sind. Dies erfolgt normalerweise über den Start einer weiteren Kühlmittelpumpe, von denen der Reaktor fünf stück besitzt. Bei einem Ausfall der externen Stromversorgung wird die Elektrizität von den sich abschaltenden und nachlaufenden Turbinen genutzt, die 50 Sekunden mit Spannung versorgt werden können. Neben diesem System gibt es ein Akkusystem, das maximal zwei Minuten die Stromversorgung decken kann. Die volle Langzeitkühlung übernehmen sechs elektrische Pumpen, von denen drei den beschädigten Teil mit Wasser aus den Kondensationskammern kühlen und die anderen Drei die unbeschädigte Hälfte mit Wasser aus einen Kondensattank. Die Stromversorgung dieser Pumpen erfolgt ausschließlich über die Dieselgeneratoren. Die Steuerung der Pumpen erfolgt über Elektrizität aus einem weiteren Akkusystem. Das Confinement sorgt Zeitgleich dafür, dass das Wasser zurück in die Kondensationskammern fließt, sodass ein Kreislauf entsteht und die Kühlung gewährleistet werden kann.[10]

Reaktoren der ersten Generation besitzen keine Kondensationskammern. Dort wird möglicher Dampf direkt in die Athmosphäre abgeblasen und die Einspeisung nur aus Kondensattanks gewährleistet. Insgesamt besitzen diese Rektoren weniger Pumpen. Ebenso besteht kein Kreislauf im Kernnotkühlsystem.[10]

Reaktorsteuer- und schutzsysteme

Insgesamt hat der Reaktor fünf Steuerstabgruppen, die sich in automatische und manuelle Steuerstäbe aufteilen, wobei jeder Steuerstab einzeln beeinflussbar ist. Von insgesamt 211 Steuerstäben entfallen 163 Steuerstäbe, die manuell gesteuert werden können, wobei sich diese in die zwei Gruppen RR (193 Steuerstäbe zur radialen Leistungsverteilung) und AZ (24 Steuerstäbe für Notabschaltung) aufteilen. Weitere zwölf Steuerstäbe entfallen auf eine automatisch gesteuerte Gruppe von Steuerstäben, die zur Leistungsstabilisierung dienen, wobei sich die genannte Gruppe AR noch einmal in drei Gruppen (AR-1, AR-2 und AR-3) intern aufteilt, die jeweils aus vier Steuerstäben bestehen. Zwölf weitere Steuerstäbe entfallen auf die automatische lokale Leistungsregelung, kurz LAR und 24 Stäbe auf die globale Leistungsregelung, wobei diese Steuerstäbe gekürzt sind und zur axialen Leistungsverteilung dienen. Um die axiale Leistungsverteilung zu gewährleisten werden diese Steuerstäbe von der Unterseite des Reaktors in die aktive Zone gefahren.[9] Vor den eigentlichen Steuerstäben befinden sich Graphitverdränger, die dazu dienen im separaten Kühlsystem des Kontrollsystems das Wasser beim Einfahren zu verdrängen und um die absorbation der Neutronen zu verringern, die bei Graphit sehr gering ist als beim Kühlmittel Wasser. Zeitgleich wurde die Bildung von Neutronen absorbierenden Stoffen im Reaktor verhindert.[3] Alle Steuerstäbe hängen an Stahlseilen und werden mit Elektromotoren die ganz oben am Ende jedes Kanals angebaut sind bewegt. Die Geschwindigkeit liegt bei rund 0,4 Meter pro Sekunde. Um alle Steuerstäbe in die Endstellung im Reaktor einzufahren wird eine Zeit von rund 15 bis 20 Sekunden benötigt.[9]

Bei einer Schnellabschaltung ist dem Operator es allerdings ermöglicht und erlaubt, bei schneller Behebung der Ursache für die Abschaltung, das Einfahren der Steuerstäbe zu Stoppen und den Reaktor wieder in den normalen Volllastbetrieb hoch zufahren. Nach einer Schnellabschaltung aus voller Last würde der Stillstand mindestens 24 Stunden betragen, bis ein erneutes anfahren erlaubt ist.[11]

Confinement

Der RBMK-1000 hat ab der zweiten Generation ein so genanntes lokales Confinement. Es ähnelt den westlichen Sicherheitsbehältern, ist jedoch nicht für hohe Drücke ausgelegt.[12] Es kann einem Druck von maximal viereinhalb Bar widerstehen.[9] Es ist so gebaut, dass es bei einem Bruch der Speisewasserleitung oder einer Druckröhre innerhalb des Reaktorbehälters den Dampf in zwei unterhalb des Reaktors liegende Kondensationskammern leitet und dort den Dampf kondensieren lässt. Bei Reaktoren der ersten Generation wurde der Dampf nach Durchschreiten eines Gaswäschers durch den Abluftkamin abgeblasen. Oberhalb des Reaktors wird der Dampf über den Dampfabscheidern durch Filter abgeblasen. Das Confinement ist dafür ausgelegt, maximal den Druck beim Bruch von zwei Druckröhren stand zuhalten. Beim Bruch mehrerer Druckröhren kann es zum Abheben der Abdeckplatte führen, deren rund 2000 Tonnen (mit Serpentinfüllung) beträgt und dadurch zum Abriss der verbliebenen intakten Röhren führt.[12] Die elektrischen Systeme, die in diesem Bereich lokalisiert sind, sind alle wasserdicht konstruiert.[9]

Die Kondensationskammern bestehen aus zwei Ebenen. Insgesamt gibt es 236 Dampfkanäle, über denen aus dem Primärkreislauf austretender Dampf in die Kondensationskammern unter Wasser gelangen kann. Die gesamte Fläche der beiden Ebenen liegt bei je 50 m2. Insgesamt befinden sich ständig 3200 m3 Wasser in den Kammern, währen der Freiraum, der zusätzlich mit Wasser gefüllt werden kann, 3700 m3 beträgt. Die außerhalb des Confinements liegenden Fallleitungen sind nicht mit den Kondensationskammern verbunden, sondern haben ein einfches Sprinklersystem.[10] Die Dampfabscheider haben ein eigenes Confinement, das allerdings nicht Druckdicht ausgelegt ist. Der Grund dafür ist, dass sie zu nahe an den Brennstoffbecken in der Reaktorhalle liegen, die abgebrannte Brennelemente beinhalten. Ein Leck zwischen den Confinements der Dampfabscheider und den Becken könnte schwere Folgen haben, weshalb bei einem Entweichen von Dampf unter hohen Druck dieser über Schornsteine abgeblasen wird.[9]

Brennstoffleckagen-Datektionsystem

Eine besondere Installation ist das Brennstoffleckagen-Datektionsystem, dass es ermöglicht anhand der kurzlebigen Spaltstoffe ein Leck zu erkennen. Dieses System ist acht mal vorhanden und unter jedem Dampfabscheider an jeder Seite installiert. Die Lage zwischen den einzelnen Rohrzuführungen von den Druckröhren erlaubt es jede einzelne Röhre zu prüfen. Die Analyse erfolgt mittels eines Photoelektronenvervielfachers, der an jeder Druckröhre auf einem Wagen vorbei fährt und diese Analysiert.[13]

Großkomponenten und Aufbau

Ein RBMK-1000-Block besteht aus insgesamt unterschiedlichen 37 Großkomponenten, die teilweise redundant aufgebaut sind. Die meisten von ihnen befinden sich im Reaktorgebäude, der Rest in der Turbinenhalle. Diese unterscheiden dich einerseits von ihrem Gewicht und der Anzahl, wie sie im Blocke eingebaut sind, aber auch und das ist der wichtigste Teil, von ihrer Installationsart.[12]

Reaktorgebäude

Im Reaktorgebäude sind die wichtigsten Installation die zur Erzeugung der Energie nötig sind. Hierunter unter anderem der Reaktor, der gesamte Primärkreislauf und die Abklingbecken mit dem abgebrannten Brennstoff. Insgesamt 31 der 37 Großkomponenten befinden sich hier.[12]

Hauptumwälzpumpen

Reaktor

[13] 9

Dampfabscheider

Turbinenhalle

In der Turbinenhalle wird der Dampf aus dem Reakorgebäude weitergenutzt und zu Energie nutzbar zur Elektrizität verarbeitet und in form von Wärmeenergie für Fernwärme oder Prozesswäre aus dem Kraftwerk abgeleitet. Insgesamt sechs der 37 Großkomponenten befinden sich hier.[12]

Turbinen

[13]

Generatoren

Fern- und Prozesswärme

Schaltanlage

Betrieb

Betriebsgrenzen des Reaktors[14]
Thermische Leistung 3520 MWth (110 %)
Kanalleistung 3 MW
Lineare Brennstoffleistung 35 kW/m
Dampferzeugung 5440 bis 5600 t/h
Wasserdurchsatz im Reaktor 46000 bis 48000 m3/h
Überdruck in den Dampfabscheidern 69 bar
Speisewassertemperatur 155 bis 165 °C
Wassertemperatur am Reaktoreintritt 265 bis 270 °C
Graphittemperatur 730 °C
Aufwärmung des Hauptkreises 10 °C/h
Kühlung des Hauptkreises 30 °C/h
Reaktivitätsreserve 43 bis 48 Steuerstäbe
Wasserdurchsatz in SUZ-Kanäle 1030 bis 1220 m3/h

Ein bekanntes Problem im niedrigen Leistungsbereichen unter 20 % ist der positive Voidkoeffizient der dazu führen kann, dass beim Einfahren der Steuerelemente die Leistung sprunghaft ansteigen kann. Im normalen Volllastbetrieb dominiert allerdings der negative Brennstoffkoeffizient, der sich auf die hohe Temperatur durch die hohe Spaltungsaktivität bezieht, sowie der daraus resultierende negative Leistungskoeffizient. Dadurch hat der positive Voidkoeffizeint während des vollem Betriebs keinen Einfluss auf die Leistung des Reaktors.[9] Anfangs war der Effekt nicht bekannt. Er hatte sich erst durch Betriebserfahrungen im Kernkraftwerk Leningrad offenbart und wurde unter den Operatoren als „Stabendeeffekt“ bezeichnet.[3] Geregelt wird der Betrieb des Reaktors hauptsächlich über die Steuerstäbe. Einige Schritte erfordern den Eingriff des Operators, unter anderem vom unterkritischen Zustand an bis zu einer Leistung von 0,5 %. Die weitere Leistungssteigerung auf 10 % wird ebenso manuell vorgenommen, allerdings mit einer von vier automatischen Steuerstabgruppen, meistens jedoch mit AR-3. Anschließend wird mit dem Entfernen der Steuerstabgruppen AR-1 und AR-2 die Leistung mit Entfernen der manuellen Steuerstäbe RR auf volle Leistung gebracht. Im Volllastbetrieb wird die Leistung hauptsächlich mit der globalen Leistungsregelung stabil gehalten, die normal automatisch die Leistung stabil hält.[9] Bei Volllastbetrieb muss der Operator lediglich den Fluss des Speisewassers zu den Kanälen kontrollieren, die axiale Leistungsinstabilität mit zwei Steuerstabgruppen steuern sowie für eine gleichmäßige Leistungsabgabe mit Trimmstäben im Kern sorgen. Besonders beachten muss der Operator die Reaktivitätsmarke, dass diese keine operativen Limits verletzt.[11] Bei Volllast kann der Reaktor 1190 Tage ununterbrochen am Netz bleiben, bis ein voller Brennstoffwechsel mit einer Abschaltung benötigt wird.[15] Ein Nachteil ist allerdings, dass während des normalen Betriebs überhöhte Radioaktivitätsemissionen abgegeben werden, sodass eine landwirtschaftliche Nutzung in einem Radius von zwei Kilometern um den Reaktor nicht möglich ist.[9]

Normal stehen dem Operator für den sicheren Betrieb durch Computer berechnete Daten zur Verfügung (siehe Abschnitt Computersysteme). Die anderen Werte muss der Operator selbst feststellen. Weitere Vorgaben sind die Betriebsparameter für den sicheren Betrieb der Anlage. Die Betriebsgrenzen stellen die Werte dar, die im normalen Betrieb mit dem Reaktor erreicht werden dürfen. Die wichtigsten Parameter stellen die thermische Leistung mit einem maximalen Wert von 3520 MW dar, die lineare Brennstoffleistung mit 35 kW/m, der Druck in den Dampfabscheidern mit bis zu 69 Bar, der Wasserdurchsatz in den Steuerstabkanälen mit 1030 bis 1220 m3/h und die Reaktivitätsreserve von 43 bis 48 Steuerstäben. Diese Parameter sind für den sicheren Betrieb dieses Reaktors essentiell. Bei einem Über- oder Unterschreiten der Werte ist kein sicherer Betrieb gewährleistet. Genaue Berechnungen stellen die Werte dar, die einen Unfall nahezu unvermeidlich machen, so kann unter anderem bei Überschreitung der thermischen Leistung von mehr als 3840 MW und der linearen Brennstoffleistung von 56 kW/m der Brennstoff anfangen zu schmelzen. Zwangsläufig muss dies nicht zur Beschädigung der Brennstoffummantelung führen, wäre aber unter diesen Bedingungen und einem weiteren Betrieb durchaus möglich. Bei einem Überschreiten eines maximalen Drucks von 78.4 bar in den Dampfabscheidern kann dazu führen, dass sich alle drei Sicherheitsventilgruppen öffnen und der Druck verloren geht. Ein weiterer Druckansteig könnte zu einer Gefährdung der Dampfleitung und des Dampfabscheiders führen, bis zum Platzen. Ebenso ist die Gefahr eines Unfalls sehr Wahrscheinlich bei einem Unterschreiten des Kühlmitteldurchsatzes unter 2 m3/h in den SUZ-Kanälen, da diese sich ansonsten verformen könnten und die Beweglichkeit der Steuerstäbe einschränken könnte. Die Mindestanzahl der Steuerstäbe von 43 bis 48 Stück gilt im RBMK-1000 bereits als Minimum.[14]

Computersysteme

Für die computerisierte Überwachung des Systems kommt das ende der 1960er in der Sowjetunion entwickelte Computersystem SKALA zum Einsatz. SKALA steht für Steuersystem der Apparaturen des Leningrader Kernkraftwerks (russisch СКАЛА — система контроля аппарата Ленинградской Атомной). Das System dient unter anderem zur Überwachung von Schaltgeräten und Ventilen, es dient zur Alarmierung bei Abweichungen der Werte, es kann Parameter auf Abruf wiedergeben, es speichert die Parameter auf Rekordern, Magnetbändern und druckt sie aus und berechnet die Leistung der einzelnen Kanäle sowie die Strahlung der Brennelemente und berechnet die Parameter zur Verhinderung von Dampfblasen. Insgesamt überwacht die Anlage rund 12000 Parameter der Anlage von denen alleine 8000 Stück direkt mit Detektoren überwacht werden und rund 4000 die direkt gesteuert werden und den Betrieb beeinflussen.[4] Dem Operator wird der Status der einzelnen Röhren in Form von drei Kartogrammen visuell dargestellt, die die räumliche Leistung der Röhren darstellen, die Gastemperatur und die Kühlmittelaktivität. Dadurch kann die Leistung in den verschiedenen Zonen des Reaktors festgestellt werden.[6] Allerdings ist Skala kein Echtzeitbetriebssystem, weshalb die Berechnung der Parameter des Reaktorkerns alleine rund 30 Minuten in Anspruch nimmt.[4] Erst Nachrüstungen ermöglichten die Aktualisierung alle fünf Minuten.[16] Aufgrund dessen wird seit dem Unfall in Tschernobyl diese Systeme nach und nach gegen Echtzeitbetriebssysteme ausgetauscht, basierend auf russischen Mini- und Macrocomputern sowie Systemen von Intel. Das beim RBMK-1500 verwendete SPRINT-System, ein noch aus der Sowjetunion stammendes Echtzeitbetriebssystem, wurde einige Zeit probeweise im dritten Block von Smolensk eingesetzt.[4]

Probleme und Nachbesserungen

Modernisierte Schaltwarte im Kernkraftwerk Leningrad

Einer der Hauptprobleme der RBMK stellt der positive Void-Koeffizient in niedrigen Leistungsstadien dar, der zu beginn dem Personal nicht bekannt war, sondern nur einzelnen durch Erfahrungen aus den Betrieb,[9] damals als „Stabendeeffekt“ bezeichnet. Durch den schlechten Erfahrungsaustausch in der sowjetischen Atomindustrie über mögliche Probleme mit den Steuerelementen, war dies der Hauptgrund im Jahre 1986 im Kernkraftwerk Tschernobyl, dass es im vierten Block zu einer Leistungsexkursion kam.[3] Dadurch dieses Problem vorher bei den Konstrukteuren bekannt war und eine volle Beseitigung nicht möglich ist, wurden entsprechende Maßnahmen dagegen Ergeiffen, indem man bis zu 80 zusätzliche Absorberelemente in die technologischen Kanäle geladen hatte, vereinzelt auch mehr. Durch die daraus resultierende höhere Absorbation und damit der Verringerung des Abbrands der Brennelemente, wurde infolge die Anreicherung des Brennstoffs von 2,0 % auf 2,4 % erhöht, was zusätzlich den positiven Effekt der Verringerung des Voidkoeffizienten bringt. Ebenso wurden die Betriebsgrenzen geädert, womit die Mindestanzahl der Steuerstäbe bei Volllastbetrieb bei mindestens 43 bis 48 liegen muss, anstatt der vorherigen Mindestanzahl von 30 Steuerelementen. Die 30 Steuerelemente gelten heute als schärfste Betriebsgrenze, die nicht unterschritten werden darf, nach sowjetischen Regelwerk galt ehemals die Grenze von 15 Steuerelementen.[16]

Die größte Veränderung fand an den Steuerelementen selbst statt. Dadurch auf die 4,55 meter Verdränger aus Graphit nicht verzichtet werden kann, wurde nach einer Zwischenlösung gesucht. Grund für keinen vollen Versicht ist, dass ansonsten das sonst in Leichtwasserreaktoren als Moderator eingesetzte Wasser als Absorber dient und die Produktion von Neutronen absorbierenden Spaltprodukten begünstigt. Die Steuerelemente an sich haben eine Länge von 6,20 meter gehabt und sind damit kleiner als die aktive Zone an sich. Zwischen einem Steuerstab und einem Verdränger befand sich eine 1,44 Meter hohe Wassersäule, unter dem Verdränger noch einmal 1,25 Meter hohe Wassersäule. In einem Zwischenschritt wurde die Konstruktion so geändert, dass man die Steuerelemente nicht mehr voll aus den Kern fahren konnte. Dies hatte den Effekt, dass sich unter dem Verdränger keine Wassersäule befindet und somit direkt aus der aktiven Zone geschoben wird, sobald sich der Steuerstab in Bewegung setzen würde. Im letzten Schritt wurden die Steuerelemente ausgetauscht und der Absorber 6,80 Meter verlängert. Ebenso wurde der Abstand zwischen Absorber und Verdränger erhöht, sodass sich keine Wassersäule unter ihm befindet. Ebenso wurde ein Schnellabschaltsystem entworfen, dass das Einfahren der Steuerelemente in die aktive Zone beschleunigt und innerhalb von 2 bis 2,5 Sekunden voll Eingefahren sind.[16]

Bei den ersten Reaktoren der zweiten Generation nach OPB-82, Block drei und vier im Kernkraftwerk Tschernobyl, wurde im Jahr 1984 festgestellt, dass es zu Verformungen von Stahlträgern um den Dampferzeugern kam, sowie zum Zerfall von Betonwänden. Ein vorläufiger Bericht des KGB ging davon aus, dass höchstwahrscheinlich der Beton von minderer Qualität war. Allerdings stellte man ebenso einen wahrscheinlichen Konstruktionsfehler des Generalprojektanten Hydroprojekt fest. Eigentlich sollten die Wände bei Temperaturen von 90 °C ohne Probleme widerstehen können, allerdings ist der Beton in der Realität Temperaturen von rund 160 °C ausgesetzt. Um das Problem vorläufig zu beheben, änderte der Generalprojektant die Pläne und verstärkte das Mauerwerk, was allerdings keine langfristige Lösung darstellen würde, wie der KGB festhielt. Ohne eine Behebung des Problems besteht die Gefahr, dass die Gebäude langfristig instabil werden würden.[17]


Weiterentwicklungen

Technische Daten

Technische Daten 1. Generation
(OPB-73)
2. Generation
(OPB-82)
3. Generation
(OPB-88)
Ersteinsatz Leningrad-1 Leningrad-3 Smolensk-3
Thermische Leistung (MW) 3200 3200 3200
Elektrische Leistung (MW) 1000 1000 1000
Anzahl der technologischen Kanäle 1693 1661 1661
Anzahl der Brennelemente 3386 3322 3322
Anzahl der Steuerstäbe 191 211 211
Kühlmitteltemperatur Ein-/Austritt 270 °C/284 °C 270 °C/284 °C 270 °C/284 °C
Höhe der aktiven Zone 7 meter 7 meter 7 meter
Durchmesser der aktiven Zone 11,8 meter 11,8 meter 11,8 meter
Designte Einsatzdauer 30 Jahre 30 Jahre 30 Jahre

Einzelnachweise

  1. a b Martin Volkmer: Kernenergie Basiswissen. In: Aulis-Verl. Deubner, 1977 ISBN 3926956445
  2. Zhores Medwedjew: Das Vermächtnis von Tschernobyl. In: Daedalus Verlag, Münster 1991, ISBN 389126030X
  3. a b c d e Wladimir M. Tschernousenko: Tschernobyl: Die Wahrheit. In: Rowohlt Verlag GmbH, Reinbeck bei Hamburg 1992, ISBN 349806505X
  4. a b c d Russian Academy of Science: Russian RBMK Reactor Design Information. In: Pacific Northwest Laboratory Richland, Washington 99352, November 1993
  5. Karl-Heinz Neeb: The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors. In: Walter de Gruyter, 1997 ISBN 3110132427
  6. a b Ronald Allen Knief: Nuclear engineering: theory and technology of commercial nuclear power. In: Taylor & Francis, 1992 ISBN 1560320885
  7. a b J. H. Wolfram, u.a.[Hrsg.]: Microbial degradation processes in radioactive waste repository and in nuclear fuel storage areas. In: NATO Asi Series. Partnership Sub-Series 1, Disarmament Technologies;, Vol. 11. Springer, 1997. ISBN 079234488X
  8. Raymond LeRoy Murray: Nuclear energy: an introduction to the concepts, systems, and applications of nuclear processes. In: Chemical, Petrochemical & Process; Referex Engineering. Butterworth-Heinemann, 2001. ISBN 075067136X
  9. a b c d e f g h i j Geoffrey Frederick Hewitt, John Gordon Collier: Introduction to nuclear power - Series in chemical and mechanical engineering. In: Taylor & Francis, 2000 ISBN 1560324546
  10. a b c d IAEA: RBMK Nuclear Power Plants: Generic Safety Issues. International Atomic Energy Agency, Wien, May 1996. ISSN 1025-2754. (Online-Version)
  11. a b British Nuclear Energy Society: Chernobyl: a technical appraisal : proceedings of the seminar organized by the British Nuclear Energy Society held in London on 3 October 1986. Thomas Telford, 1987. ISBN 0727703943
  12. a b c d e International Atomic Energy Agency: The Chernobyl accident: updating of INSAG-1 : INSAG-7 : a report. In: International Atomic Energy Agency, 1992 ISBN 9201046928
  13. a b c Waleri Alexejewitsch Legassow, u.a.: USSR State Committee on the utilization of atomic energy; The accident at the Chernobyl' Nuclear Power Plant and its consequences. Information compiled for the IAEA Experts' Meeting, 25 - 29 August 1986, Vienna. IAEA-Meeting vom 25. bis 29. August 1986, Wien, 1. Internationale Tschernobyl-Konferenz. Seite 7 (Online-Version) Referenzfehler: Ungültiges <ref>-Tag. Der Name „INIS-mf-10523“ wurde mehrere Male mit einem unterschiedlichen Inhalt definiert.
  14. a b Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Graphite Moderated Boiling Water RBMK Reactors. Safety Reports Series No. 43. International Atomic Energy Agency, Wien, 2005 (PDF)
  15. V. G. Aden, u.a.: Fuel elements of the RBMK-1000 reactor. In: Atomic Energy, Volume 43, Nummer 4. Plenum Publishing Corporation, 1973.
  16. a b c Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit: Tschernobyl - Zehn Jahre danach; Der Unfall und die Sicherheit der RBMK-Anlagen. GRS, 1996. ISBN 3923875746 (Online-Version)
  17. № 16. Спеціальне повідомлення УКДБ УРСР по м. Києву та Київській області до 6-го Управління КДБ УРСР про виявлені недоліки проектування 3-го та 4-го енергоблоків Чорнобильської АЕС. 17 березня 1984 р. (Online-Version) (Haupttext russisch)

Siehe auch


RBMK-1500

Brennstoff

Computersysteme

Sicherheitssysteme

Notkühlsystem

Reaktorschutzsysteme

Confinement

Betrieb

Betriebsgrenzen des Reaktors (max.)[1]
Thermische Leistung 4620 MWth (110 %)
Kanalleistung 3,75 MW
Lineare Brennstoffleistung 42,5 kW/m
Dampferzeugung 7400 bis 7650 t/h
Wasserdurchsatz im Reaktor 39000 bis 48000 m3/h
Überdruck in den Dampfabscheidern 69 bar
Speisewassertemperatur 177 bis 190 °C
Wassertemperatur am Reaktoreintritt 260 bis 266 °C
Graphittemperatur 750 °C
Aufwärmung des Hauptkreises 10 °C/h
Kühlung des Hauptkreises 10 °C/h
Reaktivitätsreserve 53 bis 58 Steuerstäbe
Wasserdurchsatz in SUZ-Kanäle 1250 bis 1350 m3/h

Probleme

Weiterentwicklungen

Einzelnachweise

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Siehe auch

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NOEDIT

Die Wirtschaftlichkeit des WWER-210 in Nowoworonesch war sehr gering. Im ersten Betriebsjahr wurde weniger Strom, etwa 54 % der geplanten Menge, produziert. Zudem waren die Kosten pro Kilowattstunde zwei mal höher als bei einem Wasserkraftwerk. In den Jahren 1967 und 1968 wurde bessere Ergebnisse erzielt, allerdings sind die Kosten für den Betrieb immer noch zu hoch. Also Nachfolger des WWER-210 wurde am gleichen Standort in Nowoworonesch ein WWER-365 in Betrieb genommen, der Billiger als ein Vorgänger war.

    001. - Zhores Medwedjew: Das Vermächtnis von Tschernobyl. In: Daedalus Verlag, Münster 1991, ISBN 389126030X