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Benutzer:TZV/Spielwiese 3

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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)

Geschichte

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

Entwicklung

+http://arsiv.mmo.org.tr/pdf/11120.pdf

Rest aus meiner niemals fortgesetzten Restversion, kann man evtl. noch was an Infos herausziehen oder als Leitlinie zu verwenden: Mit der Entwicklung des AP600 begann Westinghouse 1985 um ein neues sicheres, vereinfachtes, zuverlässiges und wirtschaftliches Reaktorsystem zu entwerfen. Als Ziel sollte das Design im Gegensatz zu bestehenden Kernkraftwerken der Generation II vollständig mit natürlichen Einflüssen arbeiten, so unter anderem mit einem natürlichen Kühlmittelumlauf durch den Reaktor und Kühlung durch thermische Konvektion. Das Design selbst wurde als passiv bezeichnet, da es ohne etwaige aktive oder externen Energiequellen arbeiten sollte. Dieses Konzept war aufgrund dieses passiven Charakters im Gegensatz zu den bisherigen Kernkraftwerken auf weniger Leitungen für das Reaktorsystems, weniger Zusatzpumpen, weniger Dieselgeneratoren und anderen zusätzlichen Sicherheitseinrichtungen angewiesen. Dies wiederum führt zu einer Senkung der Bauzeit für Kernkraftwerke dieser Leistungsklasse und Kosteneinsparungen. Man plante ab 1990, dass das erste Werk 1995 in Bau gehen könnte. Insbesondere durch die neue Regelung der Nuclear Regulatory Comission, Bau- und Betriebslizenz in einem Ganz zu beantragen hoffte Westinghouse auf Aufträge für das Reaktordesign.[2]

European Passive Plant

(EPP für European Passive Plant, EP für European Passive selten statt EP1000 auch EPP1000 in Anlehnung an ersteres)

Modernere Marktbedingungen

China Advanced Passive

ACME

LPP-1 CAP1400

LPP-2 CAP1700

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

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%206/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%206%20Section%206-5.pdf containment spray?, cont vol

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2015/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2015%20Section%2015-6.pdf melt?


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 (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.[3]
  • 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.[4][5]
  • 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.[6]
  • 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.[7]

Die folgenden Systeme befinden sich außerhalb des Sicherheitsgebäudes:

Karenzzeit

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

AP600

EP1000

AP1000

CAP1000

CAP1400

CAP1700

CAP2200

Konstruktion

Wirtschaftlichkeit

Datentabellen

Technische Daten: AP600 EP1000 AP1000 CAP1000 CAP1400 CAP1700 CAP2200
Thermische Leistung 1.940 MWth 2.900 MWth 3.400 MWth 3.400 MWth 4.040 MWth 4.900 MWth 5.200 MWth
Generatorleistung 675 MW 1.000 MW 1.200 MW 1.250 MW 1.500 MW 1.900 MW 2.200 MW
Elektrische Leistung (Netto) 600 MW 1.100 MW 1.000 MW 1.400 MW 1.700 MW 2.000 MW
Wirkungsgrad (Netto) 31 % 32 %
Elektrischer Eigenbedarf 75 MW 133 MW 250 MW 100 MW 200 MW 200 MW
Projektierte Betriebsdauer 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre 60 Jahre
Kernreaktor:
Zahl der Brennstoffbündel 145 157 157 193 241 257
Brennstäbe pro Bündel 289 289
Länge der Bündel
Aktive Höhe des Kerns 3,658 m 4,267 m
Durchmesser des Kerns 2,921 m 3,040 m
Brennstoffmasse
Anreicherung
Abbrand 55 GWd/t 60 GWg/t
Spaltanteil bei 100% UO2
Absorberbündel
Neutronenfluss
Durchschnittliche Heizrate pro Brennstoffbündel
Energiedichte des Kerns 78,82 MW/m3 135 W/cm3 109,7 MW/m3 187 W/cm3 181 W/cm3 178 W/cm3 178 W/cm3
Reaktoreintrittstemperatur 279,5 °C 279,4 °C
Reaktoraustrittstemperatur 315,6 °C 324,7 °C
Kreiselpumpen:
Anzahl 4 4
Massenstrom pro Pumpe 2,485 m3/s 4,970 m3/s
Druck im Kreislauf 155,13 bar 155,13 bar
Maximale Förderhöhe 73,0 m 111,3 m
Rotationsgeschwindigkeit 1.800 U/min 1.800 U/(min
Leistungsbedarf pro Pumpe
Druckhalter:
Anzahl 1 1
Auslegungsdruck
Auslegungstemperatur
Leermasse
Entlastungsventile
Sicherheitsventil (Berstscheibe)
Dampferzeuger:
Anzahl 2 3 2 2 2 3 3
Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger 6.986 m2 11.477 m2
Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger 6.307 10.025
Gesamtmasse 365,5 t 663,7 t
Speisewassertemperatur 224,0 °C 226,7 °C
Dampftemperatur 272,7 °C 272,8 °C
Dampfdruck 57,4 bar 57,6 bar
Dampfmassenstrom 1.063 kg/s 1.889 kg/s
Turbine:
Anzahl 1 1
Dampfdruck Hochdruckturbine
Anzahl Hochdruckturbinen 1 1
Anzahl Niederdruckturbinen 2 3
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)
Gesamtdurchmesser
Länge des Turbosatzes
Turbinenaustrittsfläche
Generator:
Anzahl 1 1
Nominalleistung 880 MVA 1.375 MVA
Effektive Leistung 675 MWel 1.237 MW
Magnetisierungsstrom
Leistungsfaktor
Kühlgas
Kondensatoren:
Anzahl
Kühlfläche
Kühlwasservolumenstrom
Kondensatordruck
Speisewasser:
Speisewasserpumpen 2 3
Speisewasservorwärmer
Sicherheitstechnik:
Containmentvolumen
Auslegungsdruck 3,16 bar 5,07 bar
Zahl der Sicherheitsbehälter 1 1
Notkühlsysteme
Noteinspeisung in Dampferzeuger
Maximale Bodenbeschleunigung 0,3 g 0,3 g

Weblinks

Einzelnachweise

Siehe auch