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Benutzer:TZV/Spielwiese 3: Unterschied zwischen den Versionen

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Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040&nbsp;MW eine elektrische Leistung von 1500&nbsp;MW brutto erreichen und 1400&nbsp;MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000&nbsp;MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400&nbsp;MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193&nbsp;Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus [[MOX]]-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89&nbsp;Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624&nbsp;Meter auf 43&nbsp;Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643&nbsp;Meter auf 73,6&nbsp;Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45&nbsp;Millimeter auf 52&nbsp;Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27&nbsp;Millimeter auf 43&nbsp;Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150&nbsp;°C und kann einem Druck von {Konvert|0.443|MPa|Bar}}&nbsp;bar standhalten.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/>
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Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040&nbsp;MW eine elektrische Leistung von 1500&nbsp;MW brutto erreichen und 1400&nbsp;MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000&nbsp;MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400&nbsp;MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193&nbsp;Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus [[MOX]]-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89&nbsp;Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624&nbsp;Meter auf 43&nbsp;Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643&nbsp;Meter auf 73,6&nbsp;Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45&nbsp;Millimeter auf 52&nbsp;Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27&nbsp;Millimeter auf 43&nbsp;Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150&nbsp;°C und kann einem Druck von {{Konvert|0.443|MPa|Bar}}&nbsp;bar standhalten.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/>
  
 
Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27&nbsp;% angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642&nbsp;Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60&nbsp;Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50&nbsp;Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in [[Taishan]] was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.<ref name="Insider_07-03-2012">Nuclear Energy Insider: ''China’s localised AP1000 a step closer'', 07.03.2012. [http://analysis.nuclearenergyinsider.com/new-build/china%E2%80%99s-localised-ap1000-step-closer Abgerufen] am 13.04.2013 ([
 
Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27&nbsp;% angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642&nbsp;Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60&nbsp;Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50&nbsp;Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.<ref name="SNPTC_CAP_2012"/> Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in [[Taishan]] was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.<ref name="Insider_07-03-2012">Nuclear Energy Insider: ''China’s localised AP1000 a step closer'', 07.03.2012. [http://analysis.nuclearenergyinsider.com/new-build/china%E2%80%99s-localised-ap1000-step-closer Abgerufen] am 13.04.2013 ([

Version vom 14. April 2013, 23:30 Uhr

Der Advanced Passive ist eine von der Westinghouse Electric Company entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor.

Diskussion

Was wir wohl vielleicht mit beachten müssen ist, dass die Chinesen bereits in den 1990ern eine Abklatsche des AP600 vorgenommen haben mit dem AC-600 (Advanced Chinese), der wohl für die Entwicklung des AP1000 eine wichtige Rolle gespielt hat. Abgesehen davon: Wollen wir uns die Arbeit abschnittsweise aufteilen? --TZV 14:10, 6. Apr. 2013 (CEST)

hmm, mit der geschichte kenn ich mich net aus. prinzipiell sollten wir aber nur das als roten faden nehmen, was auch in serie ging. den AP600 würde ich nur als idee ansehen, und eher in geschichte als bei versionen sehen. den EP1000 ebenso. Die abschnittsweise aufteilung wird sich zwangsläufig ergeben, wir werden aber auch mal beim anderen reinarbeiten müssen, zwecks korrektur, zusatzwissen etc. Ich schau erstmal auf die sicherheitstechnik, was ich später mach weiß ich noch net. Das ergibt sich dann. Gruß des Bootes, Segelboot 15:06, 6. Apr. 2013 (CEST)
Na klar muss man die nicht technisch behandeln, das kann man in den Versionen anmerken. Für die Entwicklung sind diese Linien aber sehr wichtig, also im entwicklungsgeschichtlichen Kontext. Der AP600 war zuerst da, daraus entstand mit einem dritten Loop unter dem EPP-Programm der EP1000, der zumindest für den Aufbau des Gebäudes 1:1 gleich mit dem heutigen AP1000 ist und die Basis darstellt, während der AP600 die vergrößerte technische Basis des AP1000 darstellt. Den AC-600 werde ich nur als einer der Abwandlungen darstellen, genauso wie andere Anlagen, die sich den AP zwar als Vorbild, jedoch nicht als Basis nehmen So nimmt auch der ACPR und der ACP den AP1000 als Basis, sind technisch aber völlig anders. Beste Grüße TZV 17:35, 6. Apr. 2013 (CEST)

Wegen der Tabelle: Schau dir das mal an, kann nicht alle Daten zusammen bekommen, Wäre eine einfache Aufteilung zwischen Primär und Sekundärkreislauf, sowie den einzelnen Anlagenteilen einfacher und übnersichtlicher? --TZV 14:23, 7. Apr. 2013 (CEST)

wo is die schwierigkeit? --Segelboot 18:20, 7. Apr. 2013 (CEST)
Ich mein nur. Hast du ne Quelle für die anderen Daten? --10.0.1.47 19:23, 7. Apr. 2013 (CEST)
nö, wie auch. 80% sind luftnummern. Tu' dir doch einen gefallen und führ nur den AP1000 auf, da besteht die reelle chance das genug daten da sind. Der rest (vor allem erstmal CAP1400) ergibt sich dann mit der zeit. --Segelboot 19:50, 7. Apr. 2013 (CEST)
Neja, die Daten die ich jetzt drinnen habe, bekomme ich auch zu 100 % für die anderen Reaktoren, denn da gibt es bereits spezifizierte Daten, sowie eben für den AP600 und den AP1000. Für die anderen Daten eben nicht. Neja, ich nehme die dann raus und ordne die anders. Beste Grüße TZV 20:26, 7. Apr. 2013 (CEST)

Schau dir mal die Geschichte an, zum ACME schreibe ich später noch etwas. Soweit zufrieden? Und ich denke ich nehme den EP1000 unten aus der Tabelle, für den gibt es kaum Spezifikationen bzw. bis auf einige Unterschiede am Reaktorsystem ist der mit dem AP1000 identisch. Beste Grüße TZV 13:12, 11. Apr. 2013 (CEST)

jutt, sieht gut aus. hab mal ein bisschen drübergeschrubbt. --Segelboot 16:49, 11. Apr. 2013 (CEST)
Okay. Mit dem CAP1000 blicke ich noch nicht so ganz durch, um das zu klären habe ich aber mal Westinghouse angeschrieben und eine Mail an den PRIS-Admin gerichtet, der seine Kollegen in China mal fragen soll. Hat ja bei den CNP1000 auch toll geklappt. Beste Grüße TZV 17:17, 11. Apr. 2013 (CEST)

Falls du mal wieder vorbei schauen solltest, schau mal alles so ein bisschen durch. Zum ACME: Soll ich das Textprogramm mit behandeln? Einige Versuche wurden bereits vorgenommen, darunter Versuche zur IVR bei einer Kernschmelze. Zu den Kosten: Wäre eine getrennte Tabelle mit Unterscheidung zwischen den amerikanischen Anlagen und den China-Werken bzw. überhaupt eine Tabelle angebracht? Das mit dem CAP1000 verstehe ich jetzt endlich, demnach hat der AP1000 in seiner internationalen Form in Haiyang und Sanmen in China keine weitere Verwendung, werden also durch CAP1000 ersetzt. Ich warte dazu noch auf die Antwort vom PRIS-Admin und immer noch Westinghouse. Der IAEA-Mensch hat jetzt erst mal seine Kollegen lokal gefragt. Das kann aber noch etwas dauern, weil ich neben dem CAP-Zeugs noch wegen anderem Zeugs angefragt habe. Beste Grüße TZV 16:45, 14. Apr. 2013 (CEST)

Geschichte

Die Intention zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors gab es erstmals zum Beginn der 1980er von Westinghouse und Mitsubishi. Grund dafür war die Intention von Hitachi, Toshiba und General Electric einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor zu entwickeln, der für Westinghouse als gefährliche Konkurrenz wahrgenommen wurde. Von Mitsubishi war die Siewasserreaktor-Sparte eher weniger als Konkurrenz angesehen geworden, allerdings unterzeichnete die deutsche Kraftwerk Union AG am 5. Oktober 1981 einen Vertrag mit Hitachi, Toshiba und Fuji Electric den KWU DWR-1300 für den japanischen Markt anzupassen und zu lizenzieren. Die Tokio Electric Power Company (TEPCO) zeigte großes Interesse an dem Reaktor und kündigte bereits an, solch ein Modell zu errichten, sofern er lizenzierbar sei. Der Grund für die Wahl dieses Designs lag an der sicherheitstechnischen Fotschrittlichkeit die TEPCO und auch andere japanische Elektrizitätsgesellschaften dazu bewegte den Druckewasserreaktor der Kraftwerk Union als Möglichkeit für den Bau in Japan zu evaluieren. Eine sekundäre Furcht die seitens TEPCO bestand war die Gefahr eines Unfalles, wie es ihn 1979 im Kernkraftwerk Three Mile Island gab, weshalb man auf sicherere Modelle setzen wollte. Mitsubishi bot zu diesem Zeitpunkt nur von Westinghouse adaptierte Modelle der Generation II an, die auf japanische Vorgaben spezialisiert wurden. Ähnlich verhielt es sich in den USA bei Westinghouse. Da der Bau neuer Kernkraftwerke hohe Kosten verursachte, und die massiven sicherheitstechnischen Nachrüstungen an in Bau befindlichen Anlagen Kostenüberscheitungen verursachten, kam man bei Westinghouse zu dem Schluss ein neues Reaktormodell unter den neuen sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Bedingungen zu entwerfen. Das Projekt wurde unter der Bezeichnung Advanced PWR, kurz APWR geplant.[1]

Entwicklung

Im Jahr 1982 unterzeichnete Westinghouse zusammen mit Mitsubishi und fünf weiteren japanischen Herstellern von Reaktorkomponenten den Finanzierungs- und Entwicklungsplan. Als Hauptziele wurden genannt:[2]

  • Änderung des Neutronenspektrums durch den Einsatz von Wasserplatzhaltern in den Brennelementen
  • Verringerung des Uranverbrauchs um etwa 20 % durch Verringerung der Kerndichte
  • Ähnliche Leistung zu vorhandenen Modellen auf dem Markt der 1200 bis 1300 MW-Klasse
  • Vergrößerte Betriebsintervallen zwischen den Brennstoffwechseln bis zu 18 Monate
  • Bessere Flexibilität für den Lastfolgebetrieb

Obwohl der Reaktor auch stark für den US-Markt geplant war, zeigte die Entwicklung bis in das Jahr 1984, dass der APWR sich als nicht wirtschaftlich genug darstellte, sodass er in den Vereinigten Staaten von Amerika nicht unter wirtschaftlichen Bedingungen errichtet werden könnte. Auch Mitsubishi hegte Bedenken, ob die Anlage in Japan realisiert werden könnte. Aufgrund der unterschiedlichen Anforderungen der Länder entschied sich Westinghouse das Design mit Mitsubishi ausschließlich für den japanischen Markt auszurichten und auf eine Leistung von rund 1350 MW zu entwerfen.[3] Um die Ausrichtung so gut wie möglich zu lancieren wurden die japanischen Kernkraftwerksbetreiber mit Druckwasserreaktoren eingeladen an der Entwicklung teilzuhaben.[4]

Die bereits erarbeiteten fortschrittlichen Errungenschaften adaptierte Westinghouse und wollte eine neue Version des Westinghouse M212 entwerfen. Die M212 wurden nur dreimal gebaut (Krško, Angra-1 und Bataan) und waren nach Bewertung von Westinghouse einer der zuverlässigsten gelieferten Modelle der 640 MW-Klasse, sowohl was die Verfügbarkeit, die Wirtschaftlichkeit, als auch den Anlagenbetrieb und Flexibilität anging. Dies nahm Westinghouse daher zum Anlass auf dieser Leistungsebene ein für den US-Markt und den Export ausgerichtetes Modell zu entwerfen. Als Basis wurde das letzte Projekt der M212-Reihe in Bataan auf den Philippinen gewählt.[5] Als zweites Referenzwerk für die Einbindung moderner Reaktorsysteme wurde das Kernkraftwerk Beznau gewählt, eine kleinere Vorgängervariante des Werkes auf den Philippinen, die jedoch spezielle technische Erweiterungen nachgerüstet hatte, die kein Standard in Kernkraftwerken von Westinghouse waren. Als letzter und wichtigster Baustein wurden die Lehren aus dem Unfall von Three Mile Island gezogen. Das Projekt wurde zunächst nur unter der Bezeichnung „Westinghouse Two-Loop Plant“ geführt.[6]

Noch im Jahr 1984 begann Westinghouse mit der Entwicklung dieses Reaktors im Rahmen einer Initiative des Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika.[7] Im Gegensatz zum APWR sollte der Entwurf für den US-Mark angepasst werden.[8] Da passive Merkmale des Kernkraftwerks überwiegen sollten spielte insbesondere der Aufbau des Gebäudes eine Rolle, weshalb das Architekturbüro Burns & Roe stark an dem Entwurf für den Advanced 600 MW PWR beteiligt war. Bereits kurze Zeit profilierte sich die Bezeichnung Advanced Passive heraus, die sowohl die Fortschrittlichkeit des Designs, als auch die passiven Sicherheitsmerkmale hervorheben sollte. Das Programm für den 600 MW starken Reaktor lief seither unter der Bezeichnung AP600 weiter.[9][10] Eines der wichtigsten Merkmale sollte der modulare Aufbau des Blocks sein, sodass mit einem hohen Grad an Vormontage die Teile per Baukastenprinzip zusammengesetzt werden können und ein Block innerhalb von drei Jahren errichtet werden könnte.[11]

Im Jahr 1989 konnte der erste Entwurf für den Reaktor fertiggestellt werden. Im darauf folgendem Jahr erhielt Westinghouse einen Vertrag und 120 Millionen Dollar vom Electric Power Research Institute und des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika für das Entwerfen eines detaillierten Designs mit anschließender Lizenzierung bei der Nuclear Regulatory Commission. Bereits 1992 übermittelte Westinghouse der Behörde die Unterlagen zur Lizenzierung.[7] Der Reaktor ist der erste seiner Art, der unter den neuen Bestimmungen der Nuclear Regulatory Commission lizenziert wurde und den Merkmalen der Generation III entspricht.[12] Um die Funktionalität des Containments und der passiven Wärmeabfuhr zu demonstrieren errichtete Westinghouse den Advanced Plant Experiment-Teststand (kurz APEX) an der Oregon State University. Dazu wurde das gesamte Reaktorsystem des AP600 maßstabsgetreu nachgebaut und entsprechende Experimente vorgenommen.[13] Neben der Standardversion bot Westinghouse auch die Option noch einen speziellen Reaktor auf Basis des AP600 anzubieten, der waffenfähiges Plutonium verwenden könnte. Der PDR600 (für Plutonium Disposition Reactor) war nur eine Option, die allerdings nur erwogen wurde als Alternative zum Einsatz von abgereicherten Plutonium als Mischoxid-Brennelemente in konventionellen Leichtwasserreaktoren und dem AP600.[14] Im September 1998 wurde das Design genehmigt und erhielt im Dezember 1999 seine Zertifizierung.[15]

European Passive Plant

Im Jahr 1994 schlossen sich Westinghouse und das Konsortium GENESI, ein Gemeinschaftsunternehmen von Ansaldo und Fiat, sowie weitere europäische Unternehmen zusammen um die Technologie des AP600 für den europäischen Markt anzupassen. Auf dieser Basis wurde das European Passive Plant (kurz EPP) ins Leben gerufen. Bis 1996 wurde auf Basis einer ersten Evaluierungsphase ein 1000 MW starkes Reaktormodell als beste Lösung favorisiert. Innerhalb dieser Phase wurde das Reaktormodell EP1000 (EP für European Passive selten auch EPP1000 in Anlehnung an das Programm) entworfen, die dem AP600 fast vollständig gleicht, allerdings statt nur zwei Loops eine zusätzliche dritte Schleife hat, um die Leistung von 1000 MW zu erreichen. Noch 1996 wurde das Design mit den European Utility Requirements als Konform angesehen und war damals in Europa genehmigungsfähig. In einer zweiten Phase des Programms ab 1997 wurden entsprechende Sicherheitsanalysen durchgeführt, die für die Lizenzierung bei den jeweiligen Aufsichtsbehörden der Länder benötigt werden. Diese Designdefinition wurde 1998 abgeschlossen.[16] Mit der Intention von Westinghouse den kosteneffektiveren und einfacheren Aufbau des EP1000 zu verwerten wurde das Projekt im AP1000 fortgeführt. Das Reaktordesign EP1000 selbst wurde aufgegeben, lediglich das Gebäude, das European Passive Plant blieb erhalten, wurde so allerdings nicht mehr für die European Utility Requirements modernisiert, womit das Design de facto nicht mehr entwickelt wird.[17]

Modernere Marktbedingungen

Im Jahr 1999 begann Westinghouse aufgrund einer Stagnation des Verkaufs von Kernreaktoren die Evaluierung einer Studie für einen größeren Reaktor auf Basis des AP600 und des EP1000. Der als AP1000 designierte Reaktor sollte kosteneffektiver sein als seine Vorgänger. Als Basis für das Reaktorsystem sollte der AP600 dienen. Vornehmlich sollten die Komponenten einfach vergrößert werden und die Grenzwerte angehoben werden, um die 2-loop Anordnung beizubehalten. Als Basis für das Gebäude und die Hilfssysteme sollte der EP1000 dienen, der im Gegensatz zum AP600 in diesen Gesichtspunkten fortschrittlicher war. Die Anordnung der Gebäude sollte allerdings vom AP600 beibehalten werden und sich von der Größe her kaum unterscheiden.[18] Vornehmlich spielt aber der wirtschaftliche Faktor eine Rolle.[19] Die Leistung des Designs wurde von 610 MW auf 1090 MW netto angehoben. Durch diese Vergrößerung des Designs wurde die Leistung um rund 75 % angehoben und die Kapitalkosten um rund 13 % erhöht. Im Gegensatz zum AP600, der kalkulierte Kapitalkosten von 1400 Dollar je Kilowatt hatte, war der AP1000 mit geschätzten 1000 Dollar je Kilowatt günstiger. Westinghouse warb insbesondere damit, dass diese niedrigen Kosten den Reaktor sehr konkurrenzfähig zu Kohle- und Gaskraftwerken machen würde.[20] Aufgrund der Aussichten beteiligten sich auch Électricité de France und British Nuclear Fuels. Auch Mitsubishi Heavy Industries beteiligte sich in den ersten Jahren am AP1000.[21] Am 28. März 2002 stellte Westinghouse ein Gesuch für die Lizenzierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Comission.[22] Der Advanced Plant Experiment-Teststand an der Oregon State University wurde im Jahr 2002 zur Absolvierung verschiedener Versuche zur Lizenzierung auf das System des AP1000 umgebaut. Im Juni 2003 und Juli 2004 wurden die entsprechende Versuche an der Anlage unternommen.[13]

Im Gegensatz zum AP600 wurde dem AP1000 bereits im Jahr 2003 in der Entwurfsphase unterstellt ein heißer Kandidat für den Neubau von Kernkraftwerken im nächsten Jahrzehnt von 2010 bis 2020 zu sein, sowohl national, als auch international.[23] Aufgrund der engen Partnerschaft mit Mitsubishi in den 1970ern und 1980ern im Bau der japanischen Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor beteiligte sich Mitsubishi Heavy Industries zusammen mit Westinghouse am AP1000.[24] Im Januar 2006 wurde der AP1000 offiziell von der Nuclear Regulatory Commission zertifiziert.[25] Mit dem Verkauf von Westinghouse an Toshiba, einen Konkurrenten von Mitubishi, stellte Mitsubishi Heavy Industries seine Beteiligung am AP1000 ein, erhielt aber im Gegenzug volle Lizenzrechte am APWR.

China Advanced Passive

Bereits 1989 adaptierte die Volksrepublik China den AP600 in ihrem eigenen Design, den AC600, der allerdings nur vom Konzept her auf dem AP600 basiert, technisch aber eine Eigenentwicklung ist. Der Reaktor war zwar technisch dafür ausgelegt auf 1000 MW vergrößert zu werden, was aber nie gemacht wurde.[26]

Im Jahr 2004 schrieb die Volksrepublik China die Kernkraftwerksstandorte Yangjiang und Sanmen für Reaktoren der Generation III+ international aus. Die Volksrepublik stellte den Bewerbern in Aussicht, dass deren Modell möglicherweise als Standardmodell für das ambitionierte Kernkraftwerksbauprogramm gewählt werden könnte. Westinghouse griff diese Chance auf und bewarb sich 2004 mit dem AP1000 für diesen Auftrag.[27] Im Dezember 2006 erhielt Westinghouse den Zuschlag für den Bau von zwei AP1000 am Standort Yangjiang und zwei Reaktoren am Standort Sanmen. Zusammen belief sich der Auftragswert auf 5,3 Milliarden Dollar.[28] Am 30. März 2007 verschob auf Anfrage der Nuclear Regulatory Commission die State Nuclear Power Technology Corporation den Standort für die Blöcke in Yangjiang nach Haiyang, um den schnelleren Zubau der Reaktoren in Yangjiang mit heimischer Technik vom Typ CPR-1000 zu ermöglichen. Ebenso wurde der sekundäre Vertragspartner Bechtel, der die AP1000 planen sollte, durch Stones & Webster Asia ersetzt. Hierdurch konnten beide Seiten gewinnen, da sowohl Yangjiang als auch Haiyang schneller zugebaut werden konnten als geplant.[29] Ein weiterer Grund für die Änderung des Architektenbüros war der Verkauf von BNFL an den japanischen Konzern Toshiba.[30]

Westinghouse erklärte sich bei der Unterzeichnung des Vertrags bereit die Technologie an China zu verkaufen, allerdings ohne die Lizenzrechte, die nach wie vor bei Westinghouse lagen. Dieser Schritt stand teilweise ist starker Kritik und es gab Warnungen davor, dass sich Westinghouse damit neue Konkurrenz auf dem Markt schaffen würde mit einem Modell, dass der Konzern selbst entwickelt hatte.[31] Der Vertrag sieht allerdings weiter vor, dass ab Modellen über 1350 MW elektrischer Leistung die Lizenzrechte vollständig der State Nuclear Power Technology Company (kurz SNPTC) gehören und damit Westinghouse keine Kontrolle mehr über die Technologie hat. Die SNPTC nahm das zum Anlass zusammen mit dem Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute (kurz SNERDI) die Entwicklung des CAP1400 zu verfolgen, eine vergrößerte 2-loop-Variante des AP1000 mit 1520 MW Leistung. Langfristig sehe man auch das Potential einen 1700 MW starken CAP1700 und einen 2200 MW starken CAP2100 zu entwickeln, allerdings nur unter der Voraussetzung, dass das passive Containment-Kühlsystem bei diesen Leistungen realisiert werden kann.[32] Das Projekt CAP1400 läuft am Demonstrationsstandort Shidaowan unter der Bezeichnung Large Power Plant-1, bzw. kurz LPP-1, während der zunächst perspektivische CAP1700 unter der Projektbezeichnung Large Power Plant-2, bzw. kurz LPP-2, realisiert wird.[33] Trotz der Optionen für den CAP1400 und den folgenden größeren Modellen entwarf die SNPTC eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000, den CAP1000, der als Standardmodell nach den Demonstrationswerken in Sanmen und Haiyang für sämtliche Inlandskernkraftwerke und den Küstenstandorten infrage kommen soll.[34]

ACME

Für die Funktionsprüfung des CAP1400 wurde am Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität in Changping (Peking), an der auch beispielsweise der HTR-10 steht, eine 6500 Quadratmeter große Forschungseinrichtung (Vorlage:Koordinaten) geschaffen.[35] Mit dem Bau der Gebäude wurde am 28. Mai 2010 begonnen[36] und mit dem Bau in den Gebäuden am 28. März 2012 fortgefahren. Das Forschungsprogramm um das es sich handelt ist das Advanced Core-cooling Mechanism Experiment, dass in den beiden aufgeteilt ist. Ein Gebäude enthält ein vollständiges, maßstabsgetreues Modell des CAP1400-Primärsystems, mit dem diverse Unfallszenarien erprobt werden sollen. In einem zweiten Gebäude soll die Funktionsfähigkeit des passiven Containmentkühlsystems erprobt werden soll.[37]

Der Eigentümer und Betreiber der Anlage ist das State Nuclear Power Technology R&D Center (SNPTRD), ein Gemeinschaftsunternehmen der State Nuclear Power Technology Corporation und der Tsinghua Universität.


Kritik

Die Grenze von 1350 MW für die Abgabe der Lizenzrechte wurde von Westinghouse nicht grundlos gewählt. Frühere Evaluierungen zeigten, dass das Gebäudedesign des AP1000 über diese Leistungsgrenze hinaus schlicht untauglich ist und die Wasservolumen für den Passive Containment Cooling Water Storage Tank viel zu groß wären. Westinghouse hatte bereits beim Entwurf für den AP1000 große Probleme die Wasservolumen unterzubringen, ohne das Reaktorgebäude abzuändern oder das System zu modifizieren. Im ursprünglichen Schildgebäude des AP1000 befanden sich rund 3300 Kubikmeter Wasser im Lagertank und zusätzliche 1700 Kubikmeter. Aufgrund von Problemen mit dem Gebäude und eines instabilen Designs musste Westinghouse diese Wasservolumen verlagern und das Gebäude leicht abändern zur AP1000 Revision 18. Die Volksrepublik China orientiert sich allerdings am älteren Entwurf der Revision 15. Aufgrund dessen und der evaluierten Grundtauglichkeit gibt Westinghouse auf den Technologietransfer keine Gewährleistung, dass die Abänderung des Designs in diesen Größendimensionen über 1350 MW erfolgreich ist. Für den CAP1400 wären bei der Beibehaltung der gleichen Zeitspannen für die Funktion des passiven Kühlsystems rund 7000 Kubikmeter Wasser nötig, von denen 2400 Kubikmeter auf dem Schildgebäude untergebracht werden müssten, 4600 Kubikmeter in den Lagertanks. Dies erfordert einen völlig neuen Entwurf des Schildgebäudes. Für den CAP1700 kann das System fast nicht mehr realisiert werden aufgrund der großen Lasten, die durch das auf dem Schildgebäude gespeicherten Wasser entstehen. E. Markey von der Nuclear Regulatory Commission meint, dass die Entwicklung des CAP1400 die äußerste Leistungsgrenze des Advanced Passive bildet und die Entwicklung in China deshalb bei diesem Design in einer Sackgasse enden wird.[38]

Bei Anlagen unter 1350 MW schloss Westinghouse einen eigentlichen Technologietransfer aus. Daher wird die Produktion des AP1000 in China durch eigene Produktionsstätten lokalisiert aber bis auf wenige Komponenten aus der Eigenentwicklung unmodifiziert bleiben. Westinghouse verweigerte konkret den Technologietransfer betreffend der Hauptumwälzpumpen, der Primärschleifen, verschiedener Ventile und der schweren Schmiedestücke aus dem nuklearen und nichtnuklearen Anlagenteil. Da Westinghouse die Großkomponenten nicht selbst fertige haben Hersteller auf der ganzen Welt verteilt die Fertigungspraktiken für die Komponenten entwickelt. Diese Techniken wurden vertraglich seitens Westinghouse nicht beschafft. Die Volksrepublik China musste daher entweder die Hersteller selbst um Übermittlung der Verfahren bitten oder eigene Verfahren anwenden bzw. entwickeln.[38]

Der Nuclear Regulatory Commission wurde vorgeworfen bei der Übertragung der Technologie absichtlich den AP1000 bereits kurz zuvor in der Revision 15 genehmigt zu haben, um China nicht den letzten Stand der Entwicklung übermitteln zu müssen. Obwohl die Probleme mit der Pumpe, die eine fehlerhafte Abschirmung gegen Strahlung aufwies und das Problem mit der Instabilität des Schildgebäudes bekannt war, genehmigte die Nuclear Regulatory Commission diese Version. Kurz nach Beendigung des Transfers wurde die Revision 18 der Nuclear Regulatory Commission übermittelt und genehmigt. Die Nuclear Regulatory Commission wies die Anschuldigung vorsätzlich das schlechtere Modell lizenziert zu haben zurück.[38]

Technik

Kreisprozess

Reaktordruckbehälter

Druckhalter

Dampferzeuger

Turbosatz

Kondensatoren

Sicherheitstechnik

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-2.pdf pccs, hydrogen, paccwast

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-3.pdf irwst 2 std saturierung, rhx, 2x cmt bor, accumulatoren 2 borwasser, irwstbor, irswst cavitiy/sump flooding, 2x spargers x4x arm, rrwst screens, squib valve depress, versagenfälle

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Überblick

Subsysteme

Das Sicherheitskonzept des AP1000 enthält verschiedene Subsysteme an verschiedenen Positionen im Kraftwerk, welche hier aufgelistet werden. Diese Systeme befinden sich im inneren Sicherheitsbehälter:

  • In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST): Das nierenförmige Flutbecken befindet sich beim AP1000 auf einer Seite des Containments, und umgibt einen Dampferzeuger. Es enthält 2069,9 m³ mit Borsäure versetztes Wasser. Um seine passive Kühlfunktion erfüllen zu können, ist das Wasser auf einem höheren Niveau untergebacht als der Reaktordruckbehälter (RDB). Es enthält zwei Gasverteiler (engl. spargers) mit je vier Füßen, welche Wasserdampf aus dem Druckhalter in das Becken blasen können, um die Kreisläufe zu entdrucken und den Dampf auszukondensieren. Das IRWST dient auch zur Flutung des Raumes über dem Reaktordruckbehälter zum BE-Wechsel und zur Flutung der Reaktorgrube. Beim Runterfahren des Reaktors wird das Heißwasser aus dem Kern passiv durch Konvention in einen Wärmetauscher (engl. passive residual heat removal, PRHR) im IRWST geleitet, kühlt dort ab und fließt zurück in den tiefer liegenden Dampferzeuger, und von dort in den Reaktordruckbehälter (RDB). Bei einem Kühlmittelverlststörfall wird das Wasser des IRWST durch Schwerkraft über einen Abfluss am Boden des Beckens in den Reaktordruckbehälter geleitet. Zum Schutz vor Fremdkörpern ist dies mit einem Gitter versehen. Durch die großzügige Wassermenge dauert es nach einer RESA etwa zwei Stunden, bis die Nachzerfallswärme das Wasser zum Sieden bringt. Bei einem Kernschmelzunfall kann das IRWST-Wasser durch ein Motor- oder Sprengventil in die Reaktorgrube geschüttet werden, um die IVR in Gang zu setzen.[39]
  • In-vessel Retention (IVR): Statt eines externen Kernfängers soll das Corium bei einem Kernschmelzunfall im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden. Zu diesem Zweck ist der RDB mit Leitblechen verkleidet, welche die Strömung um das Gefäß kontrollieren sollen. Ab Boden befindet sich der Einlass, sodass der unterste Punkt des Plenums angeströmt werden kann. Dort erwärmt sich das Wasser, und das Wasser-Dampf-Gemisch wird durch die Leitbleche direkt am RDB nach oben geführt. Im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters ist das Wasser vollständig verdampft, und der Dampf wird vor den Flanschen freigegeben, um in das Containment zu strömen.[40][41]
  • Accumulator: Zwei Sammeltanks mit je 56,6 m³ boriertem Wasser sind mit Stickstoff unter 5,5 MPa Druck gesetzt, und pressen bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) Wasser in die Primärkreisläufe. Der Auslass speist in dieselbe Leitung wie die CMTs.[42]
  • Core Makeup Tank (CMT): Zwei Tanks mit je 70,8 m³ boriertem Wasser sind über Diffusoren an die Rückströmleitungen zum RDB abgeschlossen, und besitzen deshalb im Betrieb denselben Druck wie der Primärkreis. Der Ausfluss läuft über ein Ventil in eine Sammelschiene, in die auch der jeweilige Accumulator einspeist, und welche in den Reaktordruckbehälter führt. Der tiefere Sinn hinter dieser Konstruktion ist, dass bei einem Kühlmittelverluststörfall die Rückströmleitungen zum RDB mit Dampf gefüllt sind (Druckverlust im Kreislauf), das Wasser in den CMTs aber einen höheren Druck besitzt (Kreislaufdruck vor LOCA), und somit in den Kreislauf strömt, und dort an den tiefsten Punkt, den Reaktordruckbehälter. Das System ersetzt auch die Notborierung, und kann bei kleinen Lecks für genug Wasser im Kreislauf sorgen, da es höher als dieser liegt.[43]
  • Spent Fuel Pit Cooling system: Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Kann Wasser zwischen dem IRWST und dem Abklingbecken umwälzen.[44]

Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:

  • Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST): Ein ringförmiger Wassertank auf dem Containmentdach, mit einem Kamin in der Mitte. Der Tank enthält 2864 m³ demineralisiertes Wasser, welches auf das Stahlcontainment rieseln kann um die Wärmeabfuhr und den Wärmeübergang zu verbessern, oder in das Abklingbecken geleitet werden kann. Im Bandfall kann auch ein Teil des Wassers aus dem Tank entnommen werden. Der Wasserfluss auf die Containmentkuppel wird aktiviert, wenn der Innendruck im Sicherheitsbehälter einen kritischen Wert übersteigt. Die Ventile unter dem PCCWST werden wenn nötig beheizt um die Temperatur stets über 10°C zu halten, um ein Festfrieren zu verhindern. Das Wasser kann dann über vier Öffnungen in Körbe beleitet werden, welche ein exzessives Spritzen verhinden sollen, wenn das Wasser auf die Stahlkuppel trifft. Auf der Kuppel sind Trennwände befestigt, welche einen gleichmäßigen Wasserfluss zu allen Seiten garantieren. Das Wasserinventar reicht aus, um die Kuppel für drei Tage zu berieseln.[45]
  • Passive Containment Cooling Ancillary Water Storage Tank (PCCAWST): Ein zusätzlicher zylindrischer Wassertank neben dem Gebäude, welcher etwa 2952 m³ demineralisiertes Wasser enthält. Das Wasser kann über zwei Zentrifugalpumpen mit je 100% Pumpleistung zwischen PCCWST und PCCAWST gefördert werden, oder in das Abklingbecken gespeist werden. Das Wasser zwischen PCCWST und PCCAWST wird wöchentlich umgeschichtet, um Algenbildung oder Gefrieren zu vermeiden. Aus diesem Grund enthält der PCCAWST noch ein Heizgerät (engl. Recirculation Heater), bei Bedarf kann auch Wasserstoffperoxid aus einem Tank (engl. Chemical Addition Tank) eingepritzt werden, um biologisches abzutöten. Die Wassermassen des PCCAWST reichen aus, um das Containmentkühlsystem für weitere vier Tage betreiben zu können.[46]
  • Chemical and Volume Control System: Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Es steuert den Borsäuregehalt im Wasser des Primärkreislaufes, und damit der Reaktorleistung. Das System füllt auch die Accumulators auf wenn diese leer sind, und boriert das Abkling- und Flutbecken.[47] Die Wärme des Systems wird vom Component Cooling Water System abgeführt.[48]
  • Normal Residual Heat Removal System: Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Saugt das warme Wasser des IRWST über Gitter an, wenn dieses weniger als 176°C hat, und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System. Das System arbeitet mit zwei Pumpen, mit je 100% Kühlleistung.[49]
  • Component Cooling Water System: Wird in den Zulassungsunterlagen nicht als eigenes System aufgeführt. Nimmt die Wärme der Reaktorkühlmittelpumpen, des Chemical and Volume Control System, des Normal Residual Heat Removal System und der flüssigen radioaktiven Abfälle auf.[50] Die Wärme wird dann an das Service Water System weitergereicht.[51]
  • Service Water System: Das Service Water System nimmt die Wärme aus dem Component Cooling Water System durch einen Wärmetauscher, welcher sich im Turbinengebäude befindet, und führt die Wärme zu zwei kleinen elektrisch betriebenen Kühltürmen mit Basin. Aus diesem wird das niedergeschlagene Wasser gesaugt, welches seine Wärme an die Atmosphäre abgegeben hat. Der Kreislauf besitzt zwei Pumpen mit 100% Kühlleistung.[52]

Karenzzeit

Kernkraftwerke benötigen bei gewissen Unfallszenarien eine externe Wasser- oder Stromzufuhr, um die Nachzerfallswärme abzuführen. Die Zeit zwischen dem Eintritt des Unfalles und der Notwendigkeit einer externen Hilfe wird dabei als Karenzzeit bezeichnet. Wieviel Zeit dem Personal und der Betriebsfeuerwehr dafür zur Verfügung steht hängt von der Art der Anlage ab. In dieser Zeit muss eine externe Wasser- und/oder Stromzufuhr aufgebaut werden, da es sonst zu einem auslegungsüberschreitenden Unfall kommt. Bei modernen Kernkraftwerken wurde diese Zeitspanne deutlich erhöht, um auch unter widrigen Bedingungen eine rechtzeitige Einspeisung zu gewährleisten. Die Karenzzeiten des AP1000 sind groß genug, um die Anforderungen der European Utility Requirements (EUR) zu erfüllen.

Der AP1000 verwendet hauptsächlich passive Sicherheitssysteme, während beim EPR mehr Augenmerk auf aktive Systeme gelegt wurde. Aktive Systeme benötigen für ihre Funktion elektrische Energie, während passive Systeme auf physikalischen Grundprinzipien wie Schwerkraft, kommunizierende Röhren, Dichteänderungen usw. basieren. Die Karenzzeit eines AP1000 ist damit von der Verfügbarkeit elektrischer Energie weitgehend unabhängig. Durch das Design kann die 12-Stunden-Regel der EUR, wonach in den ersten 12 Stunden nach Unfallbeginn darf kein Venting notwendig sein darf, stets erfüllt werden.

  • Normales Herunterfahren der Anlage: In diesem Fall wird der Reaktor durch das Einfahren der Steuerstäbe unterkritisch. Das Ventil am Primärkreis wird nun geöffnet, so dass das Heißwasser des Primärkreislaufes durch den PRHR-Wärmetauscher in das Flutbecken abgegeben werden kann. Damit kann der Reaktor in 36 Stunden auf 215°C heruntergekühlt werden, unabhängig davon ob die Pumpen des Primärkreises arbeiten. Da der Druck im Kreislauf durch Abblasung von Dampf aus dem Druckhalter in das Flutbecken sinkt, speisen die CMTs automatisch boriertes Wasser in den Primärkreis.[53] Das Normal Residual Heat Removal System saugt das warme Wasser des IRWST an und schickt die Wärme durch einen Wärmetauscher an das Component Cooling Water System, welches die Nachzerfallswärme an das Service Water System abgibt, welches diese an die Atmosphäre weiterreicht. Alle Wärmeabfuhrsysteme ab dem Flutbecken sind auf elektrische Pumpen und somit Energie angewiesen.
  • Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung: Dies wird von der britischen Aufsichtsbehörde als Auslegungsstörfall behandelt, da das System bei Umgebungsdruck in den heißen Kern speist, und es deshalb vorkommen kann, das der Kern beim Kühlmittelverluststörfall komplett trockenfällt und anschmilzt. Konkret wird damit gerechnet, das 1% des Zirconiums mit den wiedereinfließenden Wasser reagiert, wenn der Reaktorkern durch die Flut gequencht wird.[54] Kommt es zum Bruch, speisen sofort die CMTs in den Primärkreislauf, da dessen Druck sinkt. Bei unter 48 bar Kreislaufdruck pressen auch die Accumulators ihr Wasserinventar in den Reaktordruckbehälter. Ist der Druck im Kreislauf auf Umgebungsniveau gefallen, fließt das IRWST-Wasser schwerkraftbedingt in den RDB. Um bei relativ kleinen Lecks schnell Umgebungsdruck zu erreichen, damit die Masse des IRWST-Wassers zur Verfügung steht, wird der Kreislauf bei einem Kühlmittelverluststörfall auch über den Druckhalter ins Flutbecken entdruckt. Das verdampfte Wasser aus der Bruchstelle sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen.[55]
  • Bruch der Speisewasserleitungen: Irrelevant, da die Dampferzeuger nichts zur Karenzzeit beitragen, und der AP1000 auch kein Emergency Feedwater System (EFWS) besitzt. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage.[56]
  • Ausfall der Hauptwärmesenke: Irrelevant, da die Nachzerfallswärme an seperate, elektrisch betriebene Kühltürme mit Basin abgegeben wird. Entspricht dem normalen Herunterfahren der Anlage. Der AP1000 erfüllt damit die 72-Stunden-Regel der European Utility Requirements (EUR).
  • Ausfall der Stromversorgung und der Hauptwärmesenke: In diesem Szenario kann die Nachzerfallswärme nach der Reaktorschnellabschaltung nicht mehr regulär abgeführt werden. Da die Kühlkette PRHR-IRWST-CCWS-SWS nicht mehr zur Verfügung steht, da CCWS, SWS und die Kühltürme auf elektrische Energie angewiesen sind, siedet das Wasser im Flutbecken nach zwei Stunden. Das verdampfte Wasser sammelt sich nun im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück in das Flutbecken geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu drei Tage lang durch den PCCWST berieselt werden.[57]
  • Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Ausfall der Stromversorgung: Entspricht dem Fall Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung, nur dass die Containmentkuppel nur für drei Tage durch den Dachtank berieselt werden kann. Die 24-Stunden-Regel der EUR wird deshalb mühelos erfüllt.
  • Bruch einer Hauptkühlmittel-Leitung und Siebverstopfung: Die britische Aufsichtsbehörde widmet sich besonders dem Sieb am Boden des Flutbeckens, da bei einer Verstopfung desselben ein Nachfüllen des RDBs im Kühlmittelverluststörfall nicht mehr möglich wäre, bzw. zu langsam erfolgen könnte. Der Sieb hält alle Teile auf, die größer als 1,6 mm sind, und wird regelmäßig gereinigt. Eine Verstopfung wird deshalb im britischen Zulassungsverfahren nicht berücksichtigt.[58] Falls dies doch der Fall sein sollte kommt es zur Kernschmelze, da die Wassereinspeisung in den RDB zu schwach, oder garnicht stattfindet. Das Wasserinventar des IRWST wird dann über elektrische oder Sprengventile in die Reaktorgrube geleitet, um die IVR in Gang zu setzen. Das verdampfte Wasser des Sumpfes sammelt sich im oberen Bereich des Containments, kondensiert und fließt die Wände herab. Unten wird das Wasser in einer Rinne aufgefangen, und zurück durch das Flutbecken in die Grube geleitet. Die Containmentkuppel kann dazu sieben Tage lang durch den PCCWST berieselt werden, nach dem dritten Tag erfolgt die Neubeschickung durch den PCCAWST über Pumpen, wenn elektrische Energie vorhanden ist.

Steuerungstechnik

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-4.pdf

Versionen

Der Advanced Passive wurde mit der Zeit mit verschiedenen Auslegungen, Leistungsgrößen und Parametern in mehreren Versionen weiterentwickelt. Alle Designs bauen auf dem AP600 als Ursprungsversion auf. Während die AP-Reihe, inklusive der EP-Reihe, ausnahmslos nach dem gleichen Muster entworfen wurde, basiert nur der CAP1000 direkt auf dem AP1000. Die anderen Modelle der Chinesischen CAP-Reihe orientieren sich zwar am gleichen Aufbau, weißen aber andere Parameter und Veränderungen der Bauteile auf.

AP600

Der AP600 ist die erste Version des Advanced Passive und bildet die Basis für sämtliche folgende Reaktoren. Der Block ist ein Modell der mittleren Leistungsklasse zwischen 300 und 700 MW. Bei einer thermische Leistung von 1940 MW erreicht der Block eine maximale Generatorleistung von 675 MW, von denen 600 MW in das Elektrizitätsnetz gespeist werden. Des Fokus bei diesem Modell wurde auf den effizienten Betrieb mit hoher Auslastung und möglichst kompakten Wartungen gelegt. Da sämtliche Komponenten des AP600 bereits erprobt waren, war der Bau eines Prototyps überflüssig. In den 1990ern wurde auf Anforderung der Nuclear Regulatory Commission das Shield Building auf das Design des European Passive Plant angepasst womit das Wasservolumen des im Gebäude integrierten Tanks für das passive Containmentkühlsystem vergrößert werden konnten.[15] Nach der Zertifizierung des AP1000 bei der Nuclear Regulatory Commission bot Westinghouse den AP600 nicht mehr auf dem Markt an. Kein Exemplar wurde jemals errichtet.[59][60][61]

Obwohl der AP600 praktisch aufgegeben wurde sind in Kernkraftwerken von Westinghouse weltweit Errungenschaften aus dessen Entwicklung eingeflossen. So wurde beispielsweise das das Prozessschutzsystem Eagle 21 bereits vor der Zertifizierung in den Kernkraftwerken Zion, Turkey Point, Sequoyah und South Texas integriert. Das Informationssystem ANIS und das fortgeschrittene Alarmmanagementsystem AWARE findet Anwendung im Kernkraftwerk Beznau. Das Leittechniksystem sowie das integrierte Schutzsystem finden Anwendung im Kernkraftwerk Sizewell B. Das Kontroll- und Leittechnikkontroll- und -schutzsystem wurde in der vollen Anwendung erstmals in den Blöcke 1 und 2 des Kernkraftwerks Temelín verbaut, darunter auch der fortschrittliche Kontrollraum des AP600.[62]

EP1000

Der European Passive 1000 wurde im Rahmen des European Passive Plant Projekts zwischen 1994 und 1996 entworfen. Der Block orientiert sich am AP600 und erreicht seine höhere thermische Leistung von 2900 MW mit einer elektrischen Leistung von 1000 MW durch das Anfügen einen dritten Loops und die Verwendung eines größeren Reaktordruckbehälter mit 193 Brennelementen. Hauptaugenmerk wurde bei dem Design auf die europäischen Anforderungen gelegt und macht sich durch einen hohen Grad der Lokalisierung als vornehmlich europäisches Design seinen Namen. Das Design wurde unter anderem von DTN (Spanien) Electricité de France (Frenkreich), ENEL (Italien und Spanien), Imatran Voima Oy (Finnland) Tractebel Energy Engineering (Belgien), dem Unterausschuss Kernenergie (Schweiz, Repräsentiert bei der Nordostschweizerischen Kraftwerke AG in Beznau) und Vattenfall (Schweden) als optionales fortgeschrittenes Design für den Neubau von Kernkraftwerken gehandelt, weshalb sich die Unternehmen an der Entwicklung beteiligten. Obwohl das Design unter den European Utility Requirements genehmigt wurde gibt es einzelne Elemente, die nach wie vor nicht den EUR-Anforderungen entsprachen, darunter unter anderem die Auslegung der Elektrizitätsversorgung, die nur über eine Hauptversorgung gesichert ist und es keine redundante unabhängige Stromanschlüsse für den Block gibt. Das führt bei einem etwaigen Blackout dazu, dass einige wichtige Systeme keine Spannung mehr anliegen haben und daher nicht funktionell sind. Weitere Differenzen gab es in bestimmten Nebensystemen des Werks, weshalb eine weitere Entwicklung des EP1000 nötig gewesen wäre.[63]

Mit der Entwicklung des AP1000 ab 1999 endete auch langsam die Entwicklung des EP1000, dessen Entwürfe und Errungenschaften in den AP1000 einflossen. In der Revision C der European Utility Requirements löste der AP1000 den EP1000 ab.[64] Das Design wird seit etwa 2004 nicht mehr weiterverfolgt und ist nicht mehr auf dem Markt erhältlich.

AP1000

Auf Basis des European Passive Plant[64] und des AP600 wurde der AP1000 entwickelt. Der Block erreicht bei einer Reaktorleistung von 3400 MWth eine elektrische Bruttoleistung von 1200 MW, von denen netto 1100 MW ausgespeist werden können. Ausgelegt ist der AP1000 sowohl für den Grundlastbetrieb, als auch für die Lastfolge. Während das Gebäude des AP1000 im wesentlichen auf dem des EP1000 basiert ist das nukleare Dampferzeugersystem im wesentlichen nur eine vergrößerte Variante des AP600 und damit eigentlich weitestgehend mit ihm identisch.[65]

Projekte mit dem AP1000 als von Westinghouse angebotenes Standardmodell werden unter anderem in den Vereinigten Staaten von Amerika, sowie der Volksrepublik China realisiert[65] und sind in Indien bereits vertraglich in Planung. Neben diesen Projekten nimmt Westinghouse mit dem Modell an diversen Ausschreibungen in dem vereinigten Königreich, Kanada, der Slowakei und Tschechien teil. Langfristig bieten Brasilien, Ungarn und Polen mögliche Märkte für den Reaktor.

Im Jahr 2004 wurde Westinghouse ein Teil von NuStart, einem US-Konsortium, dass den neuen Lizensierungsweg der Nuclear Regulatory Commission mit kombinierten Bau- und Betriebslizenzen erproben sollte und die Tauglichkeit dessen beweisen sollte. Auch hier gab es die Aussicht für den Bau einer Doppelblockanlage mit AP1000 für Westinghouse.[27] Zunächst war das Unternehmen für die Beschaffung der kombinierten Bau- und Betriebslizenz für das Referenzwerk mit zwei AP1000 am Kernkraftwerk Bellefonte (Block 3 und 4) und eines ESBWR von General Electric am Kernkraftwerk Grand Gulf (Block 3) tätig. Allerdings wurden die Blöcke in Bellefonte und Grand Gulf storniert, weshalb der Referenzwerk-Status für den AP1000 auf das Kernkraftwerk Vogtle (Block 3 und 4) übertragen wurde und auf das Kernkraftwerk Fermi (Block 3) für den ESBWR. Beide Kernkraftwerke erhielten erfolgreich ihre kombinierten Bau- und Betriebslizenzen, woraufhin das Unternehmen am 30. Juni 2012 aufgelöst wurde.[66]

Mainarticle-yellow.svg Hauptartikel: Liste der Advanced Passive#AP1000

CAP1000

Der CAP1000 ist eine auf chinesische Verhältnisse angepasste Version des AP1000. Im Gegensatz zum AP1000 selbst wurde das Modell den chinesischen Anforderungen angepasst und die Materialien, sowie Komponenten abgeändert oder durch chinesische ersetzt. Die Linie hat im Gegensatz zum AP1000 allerdings teilweise schlechtere Parameter. Weiter ist der Aufbau von mehrblöckigen Anlagen reorganisiert und vereinfacht worden, was aufgrund der lokalen Vorschriften für die Inlandskrankraftwerke notwendig war. Der AP1000 wäre für den Bau im Inland nicht genehmigungsfähig gewesen. Weiter wurden Lehren aus dem Unfall im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi implementiert, darunter die Verbesserung der langfristigen Wasserquellen, langfristige Stromversorgung und ein Gebäude für Notfallsituationen mit Notschaltwarte, die der AP1000 nicht standardmäßig hat. Abänderungen fanden weiter an den Kennwerten der Anlage statt, so wurden unter anderem die Betriebstemperaturen und Drücke verringert, sowie der Auslegungsdruck des Containments verringert. Es handelt sich dabei um die chinesische Standardversion, die im großen Maßstab an den Inlandsstandorten und den Küstenstandorten errichtet werden soll.[34] Insgesamt sind 80 % des Equipments baugleich, höher als beim AP1000, lediglich 20 % der Anlage sollen entsprechend auf den Standort ausgerichtet werden. Dadurch soll möglichst ein hoher Grad der Standardisierung erreicht werden.[67] Die Entwicklung des Modells soll im Juni 2013 abgeschlossen werden und die Baulinie bereit für den Bau sein.[34] Für den Bau des CAP1000 haben nur zehn Unternehmen in der Volksrepublik die Genehmigung erhalten. Diese sind:[36]

  • Harbin AC/DC Motor Company
  • Harbin Power Equipment Company, Qinhuangdao
  • Shanghai Electric Nuclear Power Equipment Company
  • Shanghai First Machine Tool Works
  • Dongfang Electric Heavy Machinery Company Limited, Guangzhou
  • China First Heavy Industries
  • Deyang Heavy Equipment Company
  • Dalian Heavy Industry and Crane Company
  • Taiyuan Heavy Industry Company Limited
  • Shenyang Turbo Machinery Company

Primär löst der CAP1000 den AP1000 ab. Lediglich die ersten vier Anlagen (Sanmen 1 und 2, Haiyang 1 und 2) werden mit dem AP1000 ausgestattet, alle folgenden Blöcke sind mit CAP1000 vorgesehen.[68] Wirtschaftlich wurde der CAP1000 deshalb auf den chinesischen Markt optimiert und ist im Schnitt kostengünstiger als der AP1000.[69] Das Design wurde neben den Einsatz in China auch in Argentinien vorgestellt als optionales Reaktormodell für Atucha-3, dem vierten Kernkraftwerk des Landes.[70]

Mainarticle-yellow.svg Hauptartikel: Liste der Advanced Passive#CAP1000

CAP1400

Auf Basis des AP1000 und CAP1000 entwickelte ab 2008 das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den CAP1400. Der Block soll mit einer thermischen Reaktorleistung von 4040 MW eine elektrische Leistung von 1500 MW brutto erreichen und 1400 MW netto ausspeißen. Im Details ist der CAP1400 eine vergrößerte Variante der 1000 MW-Reihe des Advanced Passive. Um die Effizienz und Leistung zu erreichen für 1400 MW elektrische Leistung wurden unter anderem die Kühlmitteltemperatur angehoben und die Zahl der Brennelemente von 157 auf 193 Stück erhöht, bietet aber im Gegensatz zu den Vorgängermodellen eine geringere Kerndichte, wodurch die Wärmeabfuhr effizienter wird. Im Gegensatz zum AP1000 und CAP1000 kann der CAP1400 mit einem Kern fahren, der vollständig aus MOX-Brennelementen besteht. Gesteuert wird die Kernspaltung mit 89 Steuerstäben. Das Containment musste aufgrund der größeren Volumens des Primärsystem vergrößert werden. Im Vergleich zum CAP1000 wurde der innere Durchmesser von 39,624 Meter auf 43 Meter vergrößert und die Höhe wurde von 65,643 Meter auf 73,6 Meter erweitert. Die Dicke des Stahlcontainments wurde von 44,45 Millimeter auf 52 Millimeter verstärkt, die Dicke der Polkappe von 41,27 Millimeter auf 43 Millimeter. Der Grund für die krummen Zahlen beim CAP1000 und der geraden Zahlen beim CAP1400 liegt daran, dass der CAP1400 anhand des metrischen Systems geplant wurde, während sich der CAP1000 nach den AP1000-Maßen richtet, die in Zoll bemaßt wurden. Die Auslegungstemperatur des Containments liegt bei 150 °C und kann einem Druck von 4,43 bar standhalten.[34]

Die technischen Einrichtungen gleichen weitestgehend dem CAP1000. Die Dampferzeuger sind lediglich vergrößert und die Effizient um 27 % angehoben worden. Ebenso wurden die Pumpen vergrößert, sodass diese rund 21642 Kubikmeter in der Stunde fördern können. Eine Differenz besteht außerdem in den Motorfrequenzen. Währen der CAP1000 aufgrund der Adaption der amerikanischen Systeme mit Motorfrequenzen im 60 Hz-Bereich betrieben wurde, ist der CAP1400 auf das chinesische Stromnetz angepasst worden, sodass die 50 Hz-Frequenz ohne Frequenzwandler für die Motoren genutzt werden kann. Der Detailentwurf für den Rektor wurde im Januar 2012 vollendet und hat damit Baureife erlangt.[34] Den größten Lieferanteil mit den Großkomponenten, darunter die Dampferzeuger, der Reaktor und sämtliches Inventar im Reaktorgebäude soll von der Dongfang Electric Corporation stammen, die bereits mit dem CPR-1000 mehrfach Komponenten für Kernkraftwerke im großen Stil lieferte und der größte staatliche Fertigungsbetrieb für Kernkraftwerke in der Volksrepublik ist. Außerdem lieferte Songfang bereits Komponenten für die beiden CEPR in Taishan was zeigt, dass der Betrieb in der Lage ist auch größere Komponenten für große Reaktoren zu fertigen, sowie Komponenten für die ersten beiden AP1000 in Haiyang und Sanmen.[71] Eine Erlaubnis dafür sollen allerdings nur Unternehmen erhalten, die bereits Komponenten für den AP1000 und CAP1000 geliefert haben.[68] Daraus bildet sich eine Art Monopol. Insgesamt handelt es sich um die zehn Unternehmen, die auch Komponenten für den CAP1000 liefern dürfen.[36]

Auf dem chinesischen Markt soll der erste CAP1400 ab April 2013 seine Baugenehmigung erhalten (FOAK-Anlage in Shidaowan),[34] wobei aufgrund der Auftragslage verschiedene Experten bezweifeln, dass dies in der Geschwindigkeit möglich sein wird, weshalb man erst ab 2015 oder 2016 frühstens mit dem Baubeginn eines CAP1400 rechnete.[71] Um das Ziel von einem Atomstromanteil von 15 % bis 2040 zu erreichen müsste China, sofern sie auf den CAP1400 setzen würden, rund 280 solche Blöcke errichten. Die Alternative wäre der Bau von 230 CEPR.[72] Neben dem Bau des CAP1400 in der Volksrepublik China sieht man Exportpotential für den Reaktor unter anderem in Pakistan, Vietnam und Saudi-Arabien.[71]

Mainarticle-yellow.svg Hauptartikel: Liste der Advanced Passive#CAP1400

CAP1700 & CAP2100

China plant nach der Entwicklung des CAP1400 die Entwicklung eines CAP1700 mit 4900 MWth und 1900 MWel, sowie eventuell auch eines CAP2100 (Auch CAP1700+) mit 5200 MWth und 2200 MWel. Eine Konzeptstudie dazu wurde bereits 2007 parallel zu der für den CAP1400 ausgearbeitet. In Entwicklung befindet sich aktuell nur der CAP1700. Beim CAP1700 verzichtete man die beiden Primärschleifen des CAP1400 einfach weiter zu vergrößern, weshalb man sich entschloss die höhere Leistung durch die Erweiterung des Systems durch eine dritte Schleife zu vergrößern. Der Kern soll aus 241 Brennelementen bestehen und eine weitere Verringerung der Kerndichte fortführen. Die Kühlmitteltemperaturen wurden weiter erhöht, was durch einen verringerten Durchsatz von 21000 Kubikmeter pro Stunde durch die Hauptumwälzpumpen erreicht wird. Der CAP2100 wird ebenfalls drei Primärschleifen besitzen, setzt bei der Leistungserhöhung hauptsächlich auf die Verringerung der Kerndirchte und wird weitestgehend identische Parameter mit dem CAP1700 besitzen. Während der CAP1700 einen Nettowirkungsgrad von rund 32 % aufweist würde der CAP2100 einen Nettowirkungsgrad von rund 40 % erreichen.[73] Ob diese Entwürfe jemals zur Baureife kommen ist fraglich, da eine Entwicklung nur erfolgen soll, sofern das passive Containmentkühlsystem für diese Leistungsgrößen realisierbar ist. Westinghouse und ein Experte der Nuclear Regulatory Commission meinen, dass es unmöglich sei das passive Kühlsystem in diese Dimensionen zu vergrößern.[38] Falls doch plant das Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute den ersten CAP1700 bis 2016 fertigzustellen.[74]

Konstruktion

Wirtschaftlichkeit

Während der AP600 seine Energie für rund 0,041 bis 0,046 $/kWh erzeugt hätte, war es möglich durch die einfache Vergrößerung des Modells und damit der Leistung die Kosten auf 0,030 bis 0,035 $/kWh zu drücken. Westinghouse rechnete noch in einer 2002 ausgearbeiteten Kostenstudie damit, dass sich die spezifischen Investitionskosten ab der dritten AP1000-Anlage auf 1150 $/kW verringern unter der Vorraussetzung, dass alle drei Anlagen eine Doppelblockanlage sind. Damit wurde mit diesem Wert erst ab dem sechsten Block gerechnet. Bei einer Verfügbarkeit von 93 % würden die Erzeugungskosten demnach bei 36 $MWh liegen. Von diesen 36 $/MWh sollten rund 5 $/MWh auf die Brennstoffkosten und 5 $/MWh auf den Betrieb und Wartung des Blocks entfallen. Mit 1 $/MWh wurde für die Entsorgungskosten gerechnet.[19] Bis 2005 recnete Westinghouse bereits damit, dass sich die Kosten auf rund 1400 $/kW belaufen würden, im Schnitt der AP1000 aber bei einer Bauzeit von drei Jahren mit 1000  $/kW an Kapitalkosten aufschlagen würde und damit preiswerter Energie erzeugen könnte als ein konventionelles Kohlekraftwerk. Tatsächlich kosten allerdings die FOAK-Anlagen am Kernkraftwerk Vogtle bereits rund 3500 $/kW.[75] Auch die Folgeanlagen in Turkey Point schlagen mit 2444 bis 3582 $/kW auf das Budget und im Falle des Kernkraftwerks Levy County mit rund 3462 $/kW.[76]

Durch den hohen Grad der Lokalisierung der FOAK-Anlagen in der Volksrepublik China konnten die Kosten für Sanmen 1 und Haiyang 1 auf 1938 $/kW gedrückt werden, für Sanmen 2 und Haiyang 2 auf 1680 $/kW. Im Vergleich dazu sind die Kosten vergleichbar mit den beiden M310 Lingao 1 mit 1800 $/kW und Lingao 2 mit 1550 $/kW.[77] Die Volksrepublik China geht bei dem CAP1700 von einem Kostenziel um 1000 $/kW aus, womit ein CAP1700-Block rund 1,7 Milliarden Dollar kosten soll. Unter dieser Voraussetzung und den projektierten Kosten des CAP1400 von 1,7 bis 2,0 Milliarden Dollar je Stück könnte der CAP1400 rund 1321 $/kW kosten.[78]

2 kosten 5,88 bln $

Nummer Typ Standort Baubeginn geplantes Bauende kommerzieller Betrieb ab veranschlagte Kosten reale Baukosten Steigerung inflationsbereinigte veranschlagte Kosten inflationsbereinigte Steigerung Blockleistung (netto) spezifische Investitionskosten
1 AP1000 (R15) Sanmen 1 19.04.2009 8/2013 vstl. 11/2013 $ 2,94 Mrd. $ 1,94 Mrd. -34% $ ?,?? Mrd. -??% 1000 MWe $ 1938/kW
2 AP1000 (R15) Haiyang 1 24.09.2009 5/2014 € 3,2 Mrd. $ 1,94 Mrd. +106% € 3,62 Mrd. +82% 1000 MWe $ 1938/kW
3 AP1000 (R15) Sanmen 2 17.12.2009 8/2014 vstl.08/2014 € 3,2 Mrd. € 6,6 Mrd. +106% € 3,62 Mrd. +82% 1000 MWe $ 1680/kW
4 AP1000 (R15) Haiyang 1 21.06.2010 3/2015 € 3,2 Mrd. € 6,6 Mrd. +106% € 3,62 Mrd. +82% 1000 MWe $ 1680/kW

Datentabellen

Technische Daten: AP600[15] AP1000[65] CAP1000[34] CAP1400[34][73]
Thermische Leistung 1.940 MWth 3.400 MWth 3.400 MWth 4.040 MWth
Generatorleistung 675 MW 1.200 MW 1.250 MW 1.500 MW
Elektrische Leistung (Netto) 600 MW 1.100 MW 1.000 MW 1.400 MW
Wirkungsgrad (Netto) 31 % 32 % 30 %
Elektrischer Eigenbedarf 75 MW 133 MW 250 MW 100 MW
Projektierte Betriebsdauer 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre
Kernreaktor:
Zahl der Brennstoffbündel 145 157 157 193
Brennstäbe pro Bündel 289 289 289 289
Aktive Höhe des Kerns 3,658 m 4,267 m 4,267 m
Durchmesser des Kerns 2,921 m 3,040 m 3,040 m
Abbrand 55 GWd/t 60 GWd/t 60 GWd/t
Energiedichte des Kerns 78,82 MW/m3 109,7 MW/m3 187 W/cm3 181 W/cm3
Reaktoreintrittstemperatur 279,5 °C 279,4 °C 279,4 °C
Reaktoraustrittstemperatur 315,6 °C 324,7 °C 324,7 °C
Primärkreislauf:
Kreiselpumpen 4 4 4 4
Massenstrom pro Pumpe 2,485 m3/s 4,970 m3/s 4,968 m3/s 6,010 m3/s
Druck im Kreislauf 155,13 bar 155,13 bar 155 bar 155 bar
Maximale Förderhöhe 73,0 m 111,3 m 111,0 m 111,3 m
Rotationsgeschwindigkeit 1.800 U/min 1.800 U/min 1.800 U/min 1.500 U/min
Druckhalter 1 1 1 1
Dampferzeuger 2 2 2 2
Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger 6.986 m2 11.477 m2 11.477 m2
Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger 6.307 10.025 10.025
Gesamtmasse 365,5 t 663,7 t 663,7 t
Sekundärkreislauf:
Speisewassertemperatur 224,0 °C 226,7 °C 226,7 °C
Dampftemperatur 272,7 °C 272,8 °C 272,8 °C
Dampfdruck 57,4 bar 57,6 bar 56,1 bar 60,2 bar
Dampfmassenstrom 1.063 kg/s 1.889 kg/s 1.888 kg/s 2.244 kg/s
Anzahl der Turbosätze 1 1 1 1
Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz) 1 1 1 1
Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz) 2 3 3 4
Turbosatzaufbau HP+LP+LP+G HP+LP+LP+LP+G HP+LP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G
Umdrehungsgeschwindigkeit 1.800 U/min (60 Hz)
1.500 U/min (50 Hz)
1.800 U/min (60 Hz)
1.500 U/min (50 Hz)
1.800 U/min (60 Hz)
1.500 U/min (50 Hz)
1.500 U/min (50 Hz)
Generatoren 1 1 1
Scheinleistung 880 MVA 1.375 MVA
Effektive Leistung 675 MWel 1.237 MW
Speisewasserpumpen 2 3
Containment & Gebäude:
Auslegungsdruck 3,16 bar 5,07 bar 4,07 bar 4,43 bar
Zahl der Sicherheitsbehälter 1 1 1 1
Maximale Bodenbeschleunigung 0,3 g 0,3 g

Weblinks

Einzelnachweise

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Siehe auch