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Benutzer:TZV/Spielwiese 4: Unterschied zwischen den Versionen

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Ursprünglich sah man vor den WWER-1000 als Standardmodell für die restlichen RGW-Länder einzuführen und die Produktion des WWER-440 bis 1985 einzustellen. Die letzten Reaktoren dieses Typs sollten für die Deutsche Demokratische Republik und Rumänien gefertigt werden. Ab 1982 sollten nur noch Aufträge mit 1000&nbsp;MW starken WWER-1000 angeboten werden.<ref>Eötvös Loránd Tudományegyetem: ''Annales Universitatis Scientiarum Budapestinensis de Rolando Eötvös Nominate: Sectio geographica, Bände 15-17''. 1980. Seite 25.</ref> Nach dem Erfolg der kleinen Bauserie Version&nbsp;338 nahm man sich er Entwicklung einer Standardlinie an. Hierfür richtete man sich insbesondere für den Bau von Großkernkraftwerken aus mit einer Gesamtleistung von 6000&nbsp;MW. Im Gegensatz zu den Bestandsanlagen der Version&nbsp;338 sollte die neue Reaktorversion, eingeführt als Version&nbsp;320, diverse Unzulänglichkeiten beseitigen, darunter die Doppelblockanordung und die dadurch begrenzten Anordnungen von Komponenten und Gebäuden. Für die Trennung einzelner Blöcke wurde das Containment der Version&nbsp;320 umbaut. Diese Umbauung dient für das Hilfsanlagen eines einzelnen Blocks. Als Referenzanlage für diese Reaktoren diente das [[Kernkraftwerk Saporischschja]]. Um den Bauaufwand möglichst gering zu halten wurden drei Varianten ausgearbeitet, wie die Standardanlagen nach dem so genannten ''Unifizierten Projekt'' aufgebaut werden sollten. Auf dieser Basis wurde ein Entwurf gewählt, in denen die Maschinenhalle orthogonal zu den Reaktorblöcken stehen. Auf dieser später etwas optimierten Basis wurde begonnen im großen Maßstab Kernkraftwerke in und außerhalb der Sowjetunion zu errichten.<ref name="Bautechnik_Bd-37"/>  
 
Ursprünglich sah man vor den WWER-1000 als Standardmodell für die restlichen RGW-Länder einzuführen und die Produktion des WWER-440 bis 1985 einzustellen. Die letzten Reaktoren dieses Typs sollten für die Deutsche Demokratische Republik und Rumänien gefertigt werden. Ab 1982 sollten nur noch Aufträge mit 1000&nbsp;MW starken WWER-1000 angeboten werden.<ref>Eötvös Loránd Tudományegyetem: ''Annales Universitatis Scientiarum Budapestinensis de Rolando Eötvös Nominate: Sectio geographica, Bände 15-17''. 1980. Seite 25.</ref> Nach dem Erfolg der kleinen Bauserie Version&nbsp;338 nahm man sich er Entwicklung einer Standardlinie an. Hierfür richtete man sich insbesondere für den Bau von Großkernkraftwerken aus mit einer Gesamtleistung von 6000&nbsp;MW. Im Gegensatz zu den Bestandsanlagen der Version&nbsp;338 sollte die neue Reaktorversion, eingeführt als Version&nbsp;320, diverse Unzulänglichkeiten beseitigen, darunter die Doppelblockanordung und die dadurch begrenzten Anordnungen von Komponenten und Gebäuden. Für die Trennung einzelner Blöcke wurde das Containment der Version&nbsp;320 umbaut. Diese Umbauung dient für das Hilfsanlagen eines einzelnen Blocks. Als Referenzanlage für diese Reaktoren diente das [[Kernkraftwerk Saporischschja]]. Um den Bauaufwand möglichst gering zu halten wurden drei Varianten ausgearbeitet, wie die Standardanlagen nach dem so genannten ''Unifizierten Projekt'' aufgebaut werden sollten. Auf dieser Basis wurde ein Entwurf gewählt, in denen die Maschinenhalle orthogonal zu den Reaktorblöcken stehen. Auf dieser später etwas optimierten Basis wurde begonnen im großen Maßstab Kernkraftwerke in und außerhalb der Sowjetunion zu errichten.<ref name="Bautechnik_Bd-37"/>  
  
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* Kernheizkraftwerk Gorki bei Gorodez http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-niaep_2008/go,168/?bookhl=%D0%90%D0%A1%D0%A2
  
 
<!-- V320, Saporischschja, Riwne ohne Ministetrium für mittelschweren Maschinenbau (flop), Export -->
 
<!-- V320, Saporischschja, Riwne ohne Ministetrium für mittelschweren Maschinenbau (flop), Export -->

Version vom 8. Februar 2020, 15:28 Uhr

TZV/Spielwiese 4
Kernkraftwerk Kalinin mit vier WWER-1000 im Mai 2013
Kernkraftwerk Kalinin mit vier WWER-1000 im Mai 2013
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion, Tschechoslowakei, Russland
Entwicklungsjahr 1969
Entwickler Gidropress
Hersteller Atommasch (heute Atomenergomasch) Wolgodonsk, Ischora Sankt Petersburg, Škoda Pilsen, ZiO Podolsk
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2 (auch MOX und TMOX)
Form Gesinterte Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 37 (+2)

Der WWER-1000 eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor. Hinsichtlich seines Einsatzes um den gesamten Globus, vornehmlich jedoch östlich des Nullmeridians, ist diese Baulinie in so vielen Ländern im Einsatz wie keine andere Reaktorbaulinie weltweit.

Der WWER-1000 ist die bisher erfolgreichste Reihe aus der WWER-Baulinie mit den meisten Diversifikationen.

Inhaltsverzeichnis

Geschichte

Die Sowjetunion strebte in den 1960er an Kernkraftwerke nach dem Stand der Technik zu errichten. Als erste Entwicklung wurde 1966 der RBMK-1000 für das Kernkraftwerk Leningrad entworfen, das zuvor mit zwei WWER-210 vorgesehen war. Der Sprung von Prototypen mit einer Leistung von rund 300 MW auf eine Blockgröße von 1000 MW ist mit der sowjetischen Besonderheit zu begründen, dass nicht die Turbine auf die Baugröße der Reaktoren angepasst wurden, sondern die Reaktoren auf die Baugrößen der Turbinen, die im Rahmen des Turbinenbauprogramms geplant und projektiert wurden.[1] Zwischen 1966 und 1069 wurde der Entwurf für den WWER-1000 am Kurtschatow-Institut entwickelt und seitens des Leiters, Anatoli Petrowitsch Alexandrow, genehmigt.[2] Entsprechend des Turbinenbauprogramms, das bis 1970 die 1000 MW-Turbine vollständig etabliert hatte, war Gidropress als Designer des WWER dazu gezwungen neben dem WWER-440, der nur wegen des Turbinenbauprogramms von Škoda weiterhin angeboten werden konnte, die Leistung des WWER auf 1000 MWel zu erhöhen und damit den WWER-1000 zu entwickeln. Im Jahr 1968 wurden entsprechende Schritte zur Entwicklung des WWER-1000 eingeleitet, sowie eines halb so großen Modells mit einer Leistung von 500 MW, der WWER-500, der parallel zum Prototypen des WWER-1000 entwickelt werden sollte und technisch identisch ist.[3] Die Differenz des Designs liegt lediglich in der Zahl der Kreisläufe. Während der WWER-1000 vier Loops haben sollte, wäre der WWER-500 mit nur zwei Loops ausgestattet worden. Aufgrund der ökonomischen Zusammenarbeit und der Umsetzung von WWER-Anlagen sollte die Entwicklung zusammen mit Škoda erfolgen. Ein entsprechender Antrag wurde bei der tschechoslowakischen Atomenergiekommission am 15. November 1967 eingereicht.[4]

Entwicklung

Die eigentliche Entwicklung wurde am 31. Juli 1969 seitens Alexandrow und dem Ministerium für mittelschweren Maschinenbau bei Gidropress beantragt. Innerhalb der folgenden Monate, allerdings noch 1969, entschied das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau als Prototypen einen fünften Block am Kernkraftwerk Nowoworonesch zu errichten. Zwischen März und April 1971 wurde begonnen das technische Projekt hierfür in der Abteilung Nr. 1 des Ministeriums zusammen mit Gidropress auszuarbeiten, sodass es im November 1971 vollständig war. Zum System arbeitete 1972 das in Moskau ansässige Institut Teploelektroprojekt die Anlage aus, die am 5. Mai 1972 dem Ministerium zugeschickt wurde und innerhalb des Jahres 1973 zur Abstimmung dem Ministerrat der Sowjetunion übermittelt und anschließend zum Bau freigegeben wurde. Der WWER-1000 kam auch für diverse andere Kernkraftwerke in der Sowjetunion als Option zur Sprache, darunter für das Kernkraftwerk Kursk und das Kernkraftwerk Tschernobyl. Beide Anlagen schwenkten allerdings auf Reaktoren des Typs RBMK-1000 um, da die Komponenten bereits zur Verfügung standen und sich die Fertigung der WWER-Druckbehälter als schweres Unterfangen offenbarte. Zwar könne innerhalb von drei Jahren eine WWER-1000-Anlage errichtet werden, das einzige Unternehmen in der gesamten Sowjetunion, dass die Reaktordruckbehälter fertigen konnte, war Ischora in Sankt Petersburg, allerdings war deren technischen Einrichtungen für diese Behältergröße stark an der Auslegungsgrenze, weshalb die Fertigung eines Behälters länger als drei Jahre dauern würde.[2] Bereits am 22. Mai 1970 wurde deshalb ein Staatskomitee zusammengestellt, dass sich mit dem Bau einer großen industriellen Fertigungsstätte für Kernkraftwerke dieses Typs befassen sollte. Im Jahr 1973 wurde auf Basis der vom Staatskomitee ausgewerteten Optionen seitens des Politbüro des Zentralkomitees der kommunistischen Partei der Sowjetunion beschlossen in der Stadt Wolgodonsk am Zimljansker Stausee das Unternehmen Atommasch zu gründen. Das Unternehmen sollte mehrere ganze Kernkraftwerke pro Jahr fertigen können. Die Wahl von Wolgodosnk war begründet durch die hier fließende Wolga. Da die Druckbehälter zu schwer für den langen Transport über die Straße oder auf Schienen sind, konnten die Behälter in nahezu alle Regionen der Sowjetunion verschifft werden.[5]

Bis 1973 war der Entwurf für den ersten WWER-1000 in Nowoworonesh weitestgehend vollständig. Es handelt sich hierbei um einen Doppelblock mit zwei 500 MW starken Turbinen. Allerdings gab es die Anforderung die Effizienz der Anlage zu steigern, weshalb ein zweites Entwurfsmodell mit überhitzen Dampf im Sekundärsystem entwickelt wurde. Die Überhitzung sollte durch flüssige oder gasförmige konventionelle Brennstoffe erfolgen, beispielsweise durch die Installation einer Gasturbine. Für Standorte mit geringen Wasserreserven wäre dieses Modell eine Option gewesen, allerdings wären die Kernkraftwerke dann abhängig von einem sekundären Brennstoff, weshalb man diese Planungen aufgab.[6] Die meisten Komponenten für den ersten WWER-1000 in Nowoworonesch sind bereits in Vorgängermodellen erprobt gewesen, so auch die Dampferzeuger, die lediglich in ihrer Größe hinsichtlich des internen Durchmessers von 3200 Millimeter beim WWER-440, auf 4000 Millimeter vergrößert wurden und der Durchmesser der Wärmetauscherrohre verkleinert wurde um mehr Oberfläche durch weitere Röhren zu bekommen. Um den Dampf effizienter zu nutzen wurde der Dampftrockner verbessert. Im Gegensatz zu den WWER-440 kommen statt sechs nur noch vier Primärschleifen zum Einsatz.[7] Bis 1977 beteiligte sich Ungarn und Polen an der Entwicklung des WWER-1000. Während Polen den Kern des Reaktors mit Brennelementen im eigenen Land im Forschungsreaktor Maria erprobte,[8] war Ungarn für die reaktorphysikalischen und thermophysikalischen Auslegungen des Primärsystems verantwortlich.[9] Während die Entwurfshoheit bei der Sowjetunion beim Institut Gidroprojekt lag, durfte die Tschechoslowakei nach sowjetischen Lizenzen Bauteile für diese Reaktoren fertigen.[10] Eine große Innovation stellten die 1978/79 entwickelten Schrittmotoren für die Steuerstäbe dar.[11]

Im Rahmen der Entwicklung eines zweiten alternativen und kompakteren WWER-Rektordesigns für das Kernkraftwerk Süd-Ukraine wurde das sekundäre System modifiziert und nur noch eine einzelne, 30 Meter lange und 1000 MW starke Dampfturbine verwendet, die bei den Charkiwer Turbinenwerken entwickelt und hergestellt wurde.[12] Ab diesem Block war die Auslegung des Blocks hinsichtlich größerer Unfälle wie dem Bruch einer Kühlmittelleitung optimiert worden. Diese Auslegung entspricht der vorsorglichen Auslegung von Kernkraftwerken des Typs KWU DWR-1300, die in der Bundesrepublik Deutschland gebaut wurden.[13]


Serienfertigung

Ursprünglich sah man vor den WWER-1000 als Standardmodell für die restlichen RGW-Länder einzuführen und die Produktion des WWER-440 bis 1985 einzustellen. Die letzten Reaktoren dieses Typs sollten für die Deutsche Demokratische Republik und Rumänien gefertigt werden. Ab 1982 sollten nur noch Aufträge mit 1000 MW starken WWER-1000 angeboten werden.[14] Nach dem Erfolg der kleinen Bauserie Version 338 nahm man sich er Entwicklung einer Standardlinie an. Hierfür richtete man sich insbesondere für den Bau von Großkernkraftwerken aus mit einer Gesamtleistung von 6000 MW. Im Gegensatz zu den Bestandsanlagen der Version 338 sollte die neue Reaktorversion, eingeführt als Version 320, diverse Unzulänglichkeiten beseitigen, darunter die Doppelblockanordung und die dadurch begrenzten Anordnungen von Komponenten und Gebäuden. Für die Trennung einzelner Blöcke wurde das Containment der Version 320 umbaut. Diese Umbauung dient für das Hilfsanlagen eines einzelnen Blocks. Als Referenzanlage für diese Reaktoren diente das Kernkraftwerk Saporischschja. Um den Bauaufwand möglichst gering zu halten wurden drei Varianten ausgearbeitet, wie die Standardanlagen nach dem so genannten Unifizierten Projekt aufgebaut werden sollten. Auf dieser Basis wurde ein Entwurf gewählt, in denen die Maschinenhalle orthogonal zu den Reaktorblöcken stehen. Auf dieser später etwas optimierten Basis wurde begonnen im großen Maßstab Kernkraftwerke in und außerhalb der Sowjetunion zu errichten.[15]


http://ota.fas.org/reports/8127.pdf

Modernisierung

Generation III

https://ats-fns.fi/images/files/presentations/2013/ATS_jasentilaisuus_2013-3_laaksonen.pdf

Zukunftsoptionen

Technik

Kreisprozess

Reaktordruckbehälter

http://www.ipp.kiev.ua/jpp-full/2010/2010_1/054.pdf

Reaktorkern
Instrumentierung

Druckhalter

Dampferzeuger

Umwälzpumpen

GZNA-195M
GZNA-1391

Turbosatz


LMZ K-1000-60/3000

1984 YuAES, ZAES, Kalinin (Kola-5/6) Tianwan

LMZ K-1000-60/3000-2

Kudankulam

LMZ K-1000-60/3000-3

Buschehr-1

LMZ KT-1000-60/3000-1

Projekt

LMZ KT-1000-60/3000-2

Projekt

LMZ KT-1000-60/3000-3

Projekt

Škoda MTD 80CR

(das MTD steht für Modulares Turbinendesign, tschechisch Modulární Turbíny Design, die 80 den Turbinentyp, das C steht für den Einsatz von Kondensatoren, das R für den Einsatz von Dampfüberhitzern zwischen den Hochdruckteil und Niederdrukteilen)

Turboatom K-500-60/1500-1

NwAES-5

Turboatom K-500-60/1500-2

Nicht realisiert

Turboatom K-1000-60/1500-1

Kalinin YuAES

Turboatom K-1000-60/1500-2

Balakowo

Turboatom K-1100-60/1500-2М

Saporischschja-6 (? - https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-10-06-10-09-NPES/18_Presentation_Volkov_Ukraine.pdf) Rostow-3/4, Belene-Ausschreibung als AES-88

Turboatom K-1070-6.0/25-5

1992 Projekt

Turboatom K-1050-6.0/25-6

1993 Projekt

Turboatom K-1100-6.0/25-7

1994 Projekt

Turboatom KT-1070-60/1500-3
Turboatom KT-1100-60/1500-4
UTMZ TK-450/500-60/3000

Projekt, Odessa, Minsk

UTMZ TK-450/500-68/3000

Projekt Loviisa-3?

Brown, Boveri & Cie 6CK1000

Polnische WWER-1000

Kondensatoren

http://www.metalle.uni-bayreuth.de/de/download/teaching_downloads/Schweisskurs/VL_Schweisskurs_SS2009.pdf

http://www.isoarc.ch/download/pdf/isoarc-isofil-isomet-schweisszusatzwerkstoffe.pdf

Sicherheitstechnik

Überblick

+http://www.energoatom.kiev.ua/files/file/teo_rus.pdf

Sicherheitssystem V-187 V-338 V-320 V-320CS V-320DD V-392 V-412 V-428 V-466 V-466B V-511
Schnellabschaltsystem Green check.svg
HD-Notkühlsystem Green check.svg Green check.svg
ND-Notkühlsystem Green check.svg Green check.svg
Kernflutsystem Green check.svg Green check.svg
HD-Boreinspeisung Green check.svg
Gebäudesprühsystem Green check.svg Green check.svg
Druckhalter-Sicherheitsventile Green check.svg
Dampferzeuger-Sicherheitsventile Green check.svg
Frischdampfabblasestation Green check.svg
Frischdampfanschlussarmaturen Green check.svg
Notspeisewassersystem Green check.svg
SS
SS
Notstromdiesel Green check.svg Green check.svg
Notstromakkus Green check.svg
SS
SS
SS
Containment 1,2 m 1,2 m 1,2 m 1,2 m 1,2 m 1,2 m 1,2 m+0,8 m 1,2 m+0,8 m 1,2 m+0,8 m 1,2 m+0,8 m 1,2 m+1,2 m
Wasserstoffbegrenzungssystem Green check.svg Red x.svg
Kernfänger Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
Sicherheitssystem V187 V338 V320 V392 V412 V428 V466 V466B V511
RPS 109 61 61 121 121 121 121 121
CPS[1] Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
ECCS (SAOS) Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
PECCS (SAOS - GE1) Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
PCFS (GE2) Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Red x.svg Green check.svg
PECCS (SAOS - GE3) Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg
HPSI Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
BIS Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
QBIS Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg
PRHR (SPOT) Red x.svg Red x.svg Red x.svg[2] Green check.svg Green check.svg Red x.svg Green check.svg[3] Green check.svg
Kernfänger Red x.svg Red x.svg Red x.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg Green check.svg

1. - Umfasst die aktiven Systeme zur Blockversorgung wie Dieselgeneratoren, Instrumentierungs- und Kontrollsystem, Hochspannungsanbindung und Brauchwasser
2. - In der aufgerüsteten Variante 392B existiert für das Gebäude ein SPOT-Aufsatz, der auch optional für die Version 320 nachrüstbar wäre.
3. - Die Version 466 besitzt zwar ein Passives Nachwärmeabfuhrsystem, allerdings ist das System nicht mit dem Reaktorsystem verbunden sondern kann nur im Falle eines Unfalls in das Gebäude austretenden Dampf über Wärmetauscher im Containment kühlen und zum Druckabbau im Gebäude beitragen.

Subsysteme

Aktiv
Passiv
  • Passives Wärmeabfuhrsystem (SPOT): Ausleungsbasis für dieses System ist das Malqaf, eine Abwandlung des Bādgir.


  • Kernnotkühlsystem „Hydroakkumulatoren-1“ (SAOS GE-1): Für die Auslegung gegen den Bruch einer DN850-Leitung im Primärsystem des Blocks wurde auf Anspruch der OPB-88 als passiven Teil des SAOS-System Hydroakkumulatoren eingesetzt. Gidropress ging aus, dass beim Bruch einer der vier Primärkreise unmittelbar 150000 Kilo pro Sekunde an Kühlwasser austreten würde und der Druck binnen sechs Sekunden auf 20 Kilogramm pro Quadratzentimeter abfallen würde. Das SAOS-System ist durch einen mechanischen Schutz, der durch den Gegendruck des Reaktorsystems in Position gehalten wird, von den Primärschleifen getrennt. Fällt der Druck unter 22 Kilogramm pro Quadratzentimeter öffnet sich dieses mechanische Ventil automatisch und drück unter Druck stehendes Wasser in den Primärkreislauf, wodurch der Druckabfall abgefangen wird. 35 bis 40 Sekunden nach Öffnen des mechanischen Verschlusses und Einspeisung von Wasser in den Reaktorkern werden die Pumpen zur Einspeisung von boriertem Wasser zugechaltet für mindestens acht Sekunden, danach die Borinjektionspumpen für mindestens 1,5 Minuten. Wenn es einen Blackout gegeben hatte und die Dieselgeneratoren angefahren werden müssen, verzögert sich das Zuschalten der Pumpen um 15 Sekunden.

Karenzzeit

1,5 bis 2 Stunden bei vollem Bruch, 5 bis 6 Stunden bei Teilbruch

Steuerungstechnik

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/070/33070670.pdf

„Kompleks Uran“

187, 338

http://pkeb.ru/download/PKEB_ASU_TP_Osnovnye_Napravleniya_2012.pdf

„Kompleks Titan“

320

SWBU „Portal“

428, 412, 466, 320I

Versionen

Das verrückte Labyrinth

Für den jeweiligen Einsatzzweck hat Gidropress verschiedene Versionen des WWER geschaffen. Aktiv vermarktet werden heute nur noch folgende Standardversionen:

  • V428, V428M (AES-91)
  • V392B, V412, V466B (AES-92)
  • V511 (AES-2010 - WWER-TOI)

440er http://www.banktrack.org/download/safety_issues_for_mochovce_3_4_nuclear_units/070401_gp_safety.pdf

техническое задание

392M-TZ-001 = V392M 392M-TZ-005 = V491 320-ТЗ-016 =V320 Balakowo 1 bs 3 от 06.1979


320-ТЗ-019 Техническое задание на разработку систем контроля, управления, регулирования, защит и блокировок. ОКБ “Гидpопpесс”.

V187

V187 - Nowoworonesch-5



WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/187 (Generation I)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 288 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 2 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,50 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,12 m Wärmetauscherfläche: XX m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 34,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 54 Brennelemente (BE)

      - 109 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V187.png Betriebsdruck: 65 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,0 °C Effektivleistung: 500 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: XX t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V302

V302 - Süd-Ukraine-1 (Vordergrund)

Auf Basis des schlecht abgeschnittenen Probebetriebs der Version 187, die sich als nicht verwertbar für ein Serienprojekt eignete, gab es die Entscheidung das technische Projekt No. 187-TZ-694 nicht weiterzuentwickeln sondern lediglich zu modernisieren. Unter der Leitung des Instituts für Atomenergie wurde die physikalische Auslegung des Kerns geändert und die Zahl der Steuerstäbe auf 49 Stück verringert. Zur Sicherheit sollte aber die Unterschreitungsgrenze von 12 auf 18 Steuerstäbe erhöht werden. Seitens des Aufsichtsfrühenden obersten Sowjet des Ministeriums für mittelschweren Maschinenbau wurde dies allerdings am 10. Oktober 1978 kritisiert, aufgrund der begrenzten Wirkung von Borcarbid und der Gefahr, dass der Reaktor nicht kontrolliert werden könne. Die Zahl müsse auf ein Minimum von 61 Steuerstäben erhöht werden. Das Kurtschatow-Institut konnte allerdings die Wirkung von 49 Steuerstäben nachweisen, dennoch stimmte das Institut den Änderungen zu. Aufgrund des Baufortschritts am ersten Block des Kernkraftwerks Süd-Ukraine war die Konstruktion nicht mehr änderbar. Das Reaktordesigns wurde im Index als Version 302 benannt.[16]

Hinsichtlich der technischen Änderungen wurden zusätzlich die Steuerung für die Steuerstäbe abgeändert und zuverlässigere Motoren eingesetzt, die seitens Gidropress entwickelt wurden in Kooperation mit Škoda. Anstatt der linearen Schrittmotoren wurden elektromagnetische Schrittmotoren eingesetzt, die zuverlässiger sein sollten. Die Lizenz für die elektromagnetischen Schrittmotoren hielt dennoch Gidropress. Die Version 302 war der erste Schritt weg von verschiedenen Lizenzhaltern, wie es bei der Version 187 der Fall war, hin zu einem einzigen Lizenzhalter. Auf dieser Basis wurde eine neue Pumpe in Auftrag gegeben vom Typ GZN-195M, die entgegen der Vorgängerversion nicht durch das Unternehmen entwickelt wurde, das die Pumpe baut, sondern von Gidropress, die lediglich die Konstruktionszeichnungen zur Verfügung stellen. Zwei weitere Verbesserung fand aufgrund des Standorts der Anlage hinsichtlich der Erdbebensicherheit statt:

  • Die vertikalen SAOS-Drucktanks wurden mit speziellen Dübeln zusätzlich gesichert, sodass keine vertikalen und horizontalen Kräfte auf die Behälter einwirken können und diese abreißen können, sowie mit flexibleren Stahlbeton umbaut, anstatt Stahl.
  • Die Dampferzeuger sind nicht auf festen Stützen, sondern seismisch abgestützten Rollwägen gelagert, sowie mit Kompensatoren an den Wänden des Reaktorgebäudes befestigt. Die Kompensatoren sind ebenfalls zur Befestigung des Primärkreislaufs eingesetzt worden. Standardmäßig bieten diese eine langsam wirkende Toleranz von ±5 Millimeter, die beispielsweise durch die Ausdehnung bei Wärme oder zusammenziehen durch die Kühlung auftreten. Bei einem Erdbeben versteifen sich aufgrund der Bauweise die Kompensatoren, sodass der Kreislauf während des Bebens in einer starren Position bleibt und dadurch nicht mechanisch beansprucht wird und zum Bruch einer Kühlmittelleitung führen könnte.[16]

Hinsichtlich der Standardisierung der WWER-Reihe wurde dennoch ein großer Schritt gemacht, da die wichtigsten Komponenten und Systeme von der Version 187 vollständig übernommen wurden:[16]

  • Reaktordruckbehälter
  • Dampferzeuger
  • Kapazität von SAOS
  • Anordnung des SAOS
  • Primärsystem mit Druckhalter
  • Transporttechnische Einrichtungen
  • Kontrollsysteme

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/24/057/24057300.pdf

WWER-1000 V320.png WWER-1000/302 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 114 Brennelemente (BE)

      - 49 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V302.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V338 (kleine Serie)

V338 - Kalinin-1 und 2

Auf Basis der Version 302 wurde die optimierte Variante 338 entwickelt, die identisch mit der Version 302 ist, bis auf die veränderte Anzahl der Steuerstäbe, die auf 61 Stück erhöht wurde. Trotz der ersten Standardisierung auf diese Linie kamen einige Unzulänglichkeiten zutage, die noch nicht das Optimum für einen Serienreaktor boten....

WWER-1000 V320.png WWER-1000/338 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V338.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V320 (große Serie)

WWER-1000 V320.png WWER-1000/320 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V320Č

V320Č - Temelín-1 und 2

Die Version 320Č (auch V-320CS)unterscheidet sich von der Referenzlinie V-320 elementar. Referenzanlage ist das Kernkraftwerk Temelín, für das ursprünglich 1980 das russische Standardprojekt, der unifizierten Variante, von Atomenergoprojekt Moskau vorgesehen war. Doch bereits der ursprüngliche Vertrag sah vor, dass man mehr Komponenten der Tschechoslowakischen Atomwirtschaft nutzen würde, sodass Anpassungen vorgenommen wurden und eine tschechoslowakische Variante ausgearbeitet wurde, die durch Škoda JS in Osteuropa vermarktet werden und zukünftig zusammen mit Russland durch Energoprojekt Prag geplant werden sollte.

Originalprojekt EGP

Das Originalprojekt stammte von 1984 und beinhaltete sowohl im nuklearen, als auch im konventionellen teil vornehmlich Komponenten aus tschechoslowakischer Fertigung. Entwickelt wurde dabei im engen Kontakt mit dem Kernkraftwerk Saporischschja in der damaligen Sowjetunion, heute Ukraine. Insbesondere Anlagenteile, die zu Stillständen im Betrieb führten, wurden generell durch Alternativen ersetzt und Verbesserungen vorgenommen. So war bekannt, dass das Steuer- und Kontrollsystem unzuverlässig lief, weshalb es durch eine tschechoslowakische Variante ersetzt wurde. Starke Abänderungen gab es insbesondere bereits zu früher Zeit beim Reaktorkern, den Diagnosesystemen, den Einsatz von Brandschutzleitungen, Einbau von zuverlässigeren Lastschaltern in der Schaltanlage, sowie die Entscheidung einen Simulator zu entwickeln. Einige dieser Änderungen wurden jedoch erst nach 1986 beschlossen aufgrund des Reaktorunfalls im Kernkraftwerk Tschernobyl, der zu einer transparenteren Informationspolitik über Probleme mit den sowjetischen Anlagen führte. Nachdem es 1989 die Samtene Revolution eine neue politische Ära in der Tschechoslowakei einläutete, führte die Transparenz weiter dazu, dass der Standpunkt der sicherheitstechnischen Auslegung für Temelín ungenügend sei. Ab diesen Zeitpunkt wurde der Bauablauf stark verlangsamt um eine neue Bewertung der Anlage vorzunehmen. Dies führte dazu, dass 1990 nur noch zwei Blöcke erreichtet werden sollten, jedoch war unklar, wie dies realisiert werden sollte.[17]

Bei der Wahl der Materialien für bestimmte Großkomponenten wurden für die V-320Č die Erfahrungen der sowjetischen Anlagen genutzt und umgesetzt. Die Dampferzeuger wurden in der Tschechoslowakei bei Vítkovice in Ostrawa entworfen und gefertigt auf Basis der Dokumentation von Gidropress. Der Stahl wurde im Gegensatz zu den sowtjeischen Anlagen mit einem geringeren Schwefel- (<0,01 %) und Phosphoranteil (<0,012 %) gefertigt, sowie die Heizrohre gewalzt. Durch die Änderung dieser Fertigungsart konnte die Leckrate verringert werden, sowie ein Niedertemperaturglühen umgangen werden. Das vorherige Fertigungsverfahren führte in den 1970ern und 1980ern zu Mikroschäden und Heizrohrleckagen in den sowjetischen WWER-1000. Weitere Modifikationen wurden im Aufbau des Dampferzeugers vorgenommen. Während das sowjetische Modell nur mit Mühe gewartet werden konnte, sind die Dampferzeuger für die V-320Č einfacher zugänglich gemacht worden. Die Dampftrocknung wurden weiter optimiert um eine Höchstdampffeuchte von ≤0,2 % nicht zu überschreiten, indem man den Dampftrockner 550 Millimeter höher hängte. Ebenso wurde die Reinigung des Dampferzeugers optimiert um abgesetzte Salze aus dem Dampferzeuger zu entfernen, sowie das System für die Reinigung selbst optimiert. Das System wurde später von Gidropress übernommen und gilt auch unter den heutigen Bedingungen als Referenz für die Planung neuer Dampferzeuger für WWER-1000.[18] Entgegen des Standardmodells V-320 befindet sich im konventionellen Teil der V-320Č eine Turbine von Škoda des Typs MTD 80CR (das MTD steht für Modulares Turbinendesign, tschechisch Modulární Turbíny Design, die 80 den Turbinentyp, das C steht für den Einsatz von Kondensatoren, das R für den Einsatz von Dampfüberhitzern zwischen den Hochdruckteil und Niederdrukteilen).[19] Dabei handelte es sich um eine nicht zuvor verbauten Prototyp, was bei der Erprobung zu großen Problemen führte,[20] die jedoch 2007 behoben werden konnten.

Die Blöcke dieses Typs waren für alle nach Temelín folgenden Kernkraftwerke der Tschechoslowakei in Blahutovice und Tetov geplant gewesen, jedoch nie realisiert worden. Ein baugleiches Projekt wurde zeitgleich mit Temelín, jedoch langsamer, ab 1987 im Bulgarischen Belene errichtet, dessen Bau allerdings nach Protesten am 26. Februar 1990 gestoppt wurde.[21] Der Reaktordruckbehälter von Belene-1 wurde allerdings im Jahr 2010 im V-320-Block Kalinin-4 installiert.[22]

Modernisiertes Projekt Westinghouse

Mit der Tatsache, dass man das Altprojekt nicht realisieren werde, wurde 1990 bis 1992 das Kernkraftwerk von der IAEA examiniert um einen Status über die Anlage und Mängel zu bekommen. Daraus resultierte die Tatsache, dass beide Temelín-Blöcke, wenn sie dem Stand der Technik entsprechen sollten, umgebaut werden müssen. Im Jahr 1993 wurde daher Westinghouse beauftragt das Instrumentierungs- und Kontrollsystem des Blocks zu ersetzen, sowie 1994 den Reaktorkern des Blocks umzubauen. Mit der 1994 zusammengestellten Temelín Division wurden weitere Anlagenteile analysiert und modifiziert. Im technologischen Bereich wurde, sofern möglich, auf unzuverlässige Systeme verzichtet und durch optimierte Varianten ersetzt. Im elektrischen Bereich wurden sämtliche Leitungen, die bereits installiert wurden, durch neue feuerfeste Leitungen ersetzt. Die größte Änderung war jedoch der Umbau des Instrumentierungs- und Kontrollsystem, das völlig anders aufgebaut war mit Verbindungen zum jeweils anderen Block, um die Reserven beider Blöcke redundant zu erweitern, wie es bei keinem russischen Projekt gleicher Bauart der Fall war. Dies führte allerdings dazu, dass das Steuersystem in Räume installiert werden musste, die für diese Nutzung im ursprünglichen Projekt nicht existierten oder nicht vorgesehen waren.[17] Referenzanlage für die Leittechnik ist der von Westinghouse im Vereinigten Königreich errichtete Druckwasserreaktor Sizewell B.[23]

REAKTOR + BRENNSTOFF

DAMPFARMATURENKAMMER: https://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/nezarazene/stary-rs/AQGrevrec.pdf

WWER-1000 V320.png WWER-1000/320Č (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 975 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 912 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV


Eingesetzte Pumpen in allen Anlagenteilen: http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentAE2011/Sigma(1).pdf

V320DD

V320I

Die Version 320I wurde in den 1990ern entwickelt. Die Version ist im Reaktorsystem mit der Basisversion 320 als AES-U87 vollständig identisch, wurde jedoch um mehrere technische Einrichtungen erweitert, die in der Standardversion nicht vorhanden sind.

http://bellona.ru/2016/07/25/dubovskoe/

https://referat.co/ref/621794/read

V341

Nach dem Bau der ersten beiden Blöcke des Kernkraftwerks Loviisa unterzeichnete die Sowjetunion 1975 ein Kooperationsabkommen mit Finnland über die Zusammenarbeit im Bereich Energie und Wirtschaft. Im Rahmen dessen begannen beiden Länder ab 1976 mit der Planung von Kernheizwerken. In den 1980ern wurde eine detailiierte Studie über den Bau von zwei 1000 MW starken WWER-1000 in Loviisa begonnen um deren Probleme zu behandeln. Ab 1981 wollte Imatran Voima Oy aber vornehmlich nur einen Block errichten.[24] Auf dieser Basis wurde mit der Entwicklung eines Kernheizwerkes begonnen. Mit einem Reaktor sollten, wie die bauähnliche Anlage in Odessa auch, zwei Turbinen angetrieben werden. Für Loviisa wurde die spezifizierte Turbine К-500-44/3000 entwickelt, sowie die Dampfüberhitzer SPP-500-2.[25] Im Rahmen dessen wurde zwischen 1981 und 1984 auf Basis der V320 die V341 entwickelt, die spezifiziert auf die Wünsche von Imatran Voima Oy und der finnischen Aufsichtsbehörde STUK zugeschnitten wurde.[26] Man plante mit der Fernwärme aus dieser Anlage die Stadt Helsinki mit der Fernwärme zu speisen.[27] Letztlich war das Projekt aber nur ein Übergang, wurde aber die gesamten 1980er lang fortwährend optimiert. Mit Errungenschaften des Alternativkonzepts für Loviisa 3 und 4 mit WWER-440/356 und einer stark optimierten Anlagenkonfiguration wurde die Entwicklung eines innovativeren Modells begonnen. Die Version 341 stellt allerdings für die Entwicklung dieses innovativen Modells die Basis dar.[28] Ab 1988 wurde die Entwicklung für dieses Design eingestellt und der Nachfolger, die Version 413, verfolgt.[16]

V392

V392B

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/083/36083567.pdf

V410

V412

V412 - Kudankulam-1

Am 20. Juli 1988 schloss die Nuclear Power Corporation of India Limited mit der sowjetischen Exportabteilung Atomenergoexport ein Abkommen über den Bau von zwei WWER-1000 für ein Kernkraftwerk nahe Kudankulam an der indischen Südküste. In dem Abkommen wurde festgelegt ein neues Design auf Basis der Version 392 zu schaffen mit der Versionsbezeichung 412. Als Ziele wurden unter anderem angeführt, dass der Reaktor unter anderem einen verbesserten und kosteneffizienteren Kern erhält mit verringerter Wahrscheinlichkeit des Auftritts von Reaktivitätseffekten ohne Veränderung der Reaktorparameter, die Installation fortschrittlicherer Dampferzeuger, Installation der neusten Hauptumwälzpumpen, die Installation eines passiven Nachwärmeabfuhrsystems, Installation eines zusätzlichen Kernnotkühlsystems, ein passives Borinjektionssystem, ein automatisiertes Prozessleitsystem das unabhängig vom Diagnostiksystem arbeitet, sowie Umsetzung der Leck vor Bruch-Regel im Primärsystem. Da es sich um ein auf indische Anforderungen spezifiziertes Projekt handelte wurden unter anderem auch die möglichen Unfallspekten berpcksichtigt, die passiven Systeme auf die vor Ort herrschenden Verhältnisse angepasst, insbesondere das SPOT für die Umgebungstemperatur, sowie das Gebäude hinsichtlich des seismischen Standfestigkeit auf die standortspezifischen Eigenschaften des Standortes Kudankulam ausgelegt. Ebenso ist der Block für einen schnellen Lastwechsel ausgelegt um der extremen Netzsituation des Stromnetzes standzuhalten, was eine entsprechende Robustheit an das Reaktorsystem abverlangte. Ein Serienreaktor wäre dafür nicht ausgelegt. Die Version 412 wurde damit als einzigartiges Projekt für das Kernkraftwerk Kudankulam entwickelt und ausgelegt.[16]

http://www.dianuke.org/wp-content/uploads/2012/06/weld-Agarwal.pdf

Da es für den Entwurf der Version 412 keinen Referenzblock mit der Version 392 gab musste man im Bezug auf die Betriebserfahrungen auf die Version 320 zurückgreifen und die Blöcke Saporischschja-5 und 6 sowie Balakowo-4 als Referenzanlagen nehmen. Die Blöcke wurden entsprechend den Anforderungen für die Version 412 teilweise modifiziert um beispielsweise das Betriebsverhalten des modernisierten Reaktorkerns zu analysieren, die Sicherheitssysteme zu erproben sowie die Sicherheitssysteme des für die Version 412 vorgesehenen Containmentabschlusssystems. Technisch überzeugt hatte allerdings nur die Konfiguration in Balakowo-4, weshalb dieser Block als Referenz genommen wurde. Am 19. März 2000 wurde der Block als Referenzanlage benannt und im Oktober 2001 das Design vollendet.[16]

WWER-1000/412 (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 917 MWel Eintrittstemperatur: 291 °C Betriebsdruck: 157 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 83 MWel Austrittstemperatur: 321 °C Pumpenvolumenstrom: 5,97 m³/s Niederdruckteile: 3 stck.
Wirkungsgrad: 33 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: 6,8 MW ×4 Aufbau: HP+LP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: m² ×4 Rotation: 3000 U/min
Containment Abbrand: 42,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 121 Brennelemente (BE)

      - 42 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V412.png Betriebsdruck: 6,4 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 56 bar Dampftemperatur: 274,0 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 + 0,8m Dampfmassenstrom: 5880 t/h Arbeitsspannung: 6 kV

V-412M

V413

Im Jahr 1988 begann Imatran Voima Oy mit Atomenergoexport auf Basis der bisher gesammelten Erfahrungen die Planung eines evolutionären Reaktors für Loviisa. Auf Basis des russischen Projekts des AES-88 wurde am 22. Juli 1989 seitens Imatran Voima Oy ein Vertrag unterzeichnet zur Realisierung eines WWER-1000, der den finnischen Bestimmungen der STUK vollständig entspricht. Das Ausführungsabkommen mit der Vertragsnummer 85-251/09500 zwischen IVO International und Atomenergoexport wurde am 26. Januar 1990 unterzeichnet. Am 12. April 1990 wurde mit der Projektierung des Designs begonnen mit der Indexnummer 413 und einer Vollendung des Basisdesigns bis 1991. Noch innerhalb des Jahres 1990 erarbeitete Imatran Voima Oy die technisch-ökonomischen Parameter und die Ausrichtung des Designs nach finnischen Ansprüchen. Die Ergebnisse für ein neues Kernkraftwerk lagen bereits im Basisdesign vor, allerdings wurden noch im gleichen Jahr die Arbeiten an diesem Design jedoch abgebrochen zugunsten des innovativeren AES-91 mit der Nachfolgeversion 428. Die Erkenntnisse aus der Planung der Version 413 wurden mitgenommen.[16]

V428

V428 - Tianwan-1 und 2

Als Nachfolgedesign der Version 413 wurde noch 1990 mit der Ausarbeitung der Version 428 begonnen. Neben den Erfahrungen aus dem Design der Version 320 wurden auch Erfahrungen beim Bau und Betrieb von Druckwasserreakoren anderer Firmen im Ausland berücksichtigt. Die Ziele für das Design umfassten unter Anderem die Schaffung einer neuen neutronenphysikalischen Charakteristika des Reaktorkerns, neue effektive Steuer- und Schutzsysteme, ein viersträngiges Sicherheitssystem, Positionierung der Abklingbecken in einem geschützten Lagergebäude mit einer Lagerkapazität für 10 Jahre, schwere Komponenten sollen im unteren Bereich im Kraftwerk positioniert werden wie bei Anlagen anderer Hersteller üblich um die seismische Resistenz zu verbessern, eine Transportschleuse im Containment durch die der Reaktor, die Dampferzeuger sowie die Container für abgebrannte Brennelemente gehoben werden können, Möglichkeit des Betreten des Containments für Wartungsarbeit während des Volllastbetriebs, optimiertes Gebäudedesign während des Baus der Anlage, der Montage und für die optimierte Materialwirtschaft, Standzeit des Blockes zwischen 30 und 40 Jahren, sowie Bau einer Schutzeinrichtung zur Eliminierung einer Kernschmelze als auslegungsüberschreitenden Unfall.[16]

Bis 1992 erarbeite Gidropress den technischen Entwurf für den Reaktor, während Atomenergoprojekt Sankt Petersburg die Projektierung des Gebäudes vornahm. Imatran Voima Oy war als übergeordnetes Unternehmen für die Lizenzierung des Designs nach finnischen Standards verantwortlich. Im Jahr 1992 zeigte die Volksrepublik China für die im gleichen Jahr als AES-91 vorgestellte Anlage Interesse. Ab 1993 begann die Optimierung der Anlage für die Genehmigungsfähigkeit in der Russischen Föderation, sowie anderen Ländern weltweit. Am 16. Oktober 1996 wurde das Design erstmals für das Kernkraftwerk Tianwan bei Lianyungang an die Volksrepublik China verkauft. Im konventionellen Anlagenteil kommt eine Turbine vom Typ K-1000-60/3000 zum Einsatz. Aufgrund einiger Forderungen der chinesischen Aufsichtsbehörde wurde das technische Projekt von Tianwan bis 1999 technisch optimiert.[16]

WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/428 (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

V428M

V446

V466

Auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau und Betrieb des AES-91 als Version 428 wurde seitens Atomenegoprpojekt Sankt Petersburg die Anlage neu konzipiert und auf Basis von Bewertungen seitens der IAEA des WWER-1000/428 zwischen 1995 und 1999 das AES-91/99 entworfen mit einen Reaktor der Version 466. Während das Standardprojekt 428 in vielen Bereichen nicht dem Stand der Technik entsprach und den EUR-Kriterien nicht nachkommen konnte, wurde insbesondere die Robustheit verbessert, so unter anderem die Reaktorphysik für den Betrieb mit Uran-Gadolinium-Brennstoff, das Reaktorsteuer- und Reaktordiagnosesystem vollkommen neu konstruiert und die Sicherheitsstränge optimiert. Insbesondere die Berücksichtigung der Leck vor Bruch-Regel wurde umgesetzt, die es bei vorherigen Versionen in dieser Art nicht gab. Durch die Modernisierung und die Änderung der Werkstoffzusammensetzung an diversen Komponenten, unter anderem Verringerung des Nickelgehalts an Schweißnähten und Verringerung der Verunreinigungen in Basismetallen, ermöglichte es zudem die Standzeit des Blocks auf 60 Jahre zu erhöhen. Sekundär wird durch eine optimierte Probenanalyse der Kühlsysteme mit einem verbesserten Diagnosesystem die Wasseranalyse genauer um Verunreinigungen frühzeitiger zu erkennen und zu behandeln. Eine weitere Optimierung fand mit der Entwicklung des neuen Dampferzeugers vom Typ PGW-1000M statt, durch dessen Neukonstruktion die Wasserchemie und insbesondere der Wassergehalt im Dampf des Sekundärkreislaufes optimiert werden konnte. Einerseits wird durch den Einsatz neuer Werkstoffe die Korrosionswahrscheinlichkeit gesenkt und damit Korrosion einzelner Dampferzeugerröhrchen vorgebaugt, sekundär durch den geringeren Wassergehalt im Dampf die Turbine geschont. Durch die höhre Anzahl an Dampferzeugerrohren und der verbesserten Dampfqualität konnte die Leistung des Blocks verbessert werden. Innerhalb des Primärkreislaufs konnte desweiteren die Umlaufgeschwindigkeit des Wassers erhöht werden, was ablagerungen in den Dampferzeugerröhrchen vorbeugt. Einer der Optimierungen war zusätzlich die Umsetzung internationaler Vorschriften für die radioaktiven Emissionen. Sowohl für das Personal, als auch für die Umgebung konnten die Belastungsgrenzen durch eine einzelne Reaktoranlage der Version 466 gesenkt werden.[29]

Das Design wurde für verschiedene Ausschreibungen angeboten, die hohe Qualitätsanforderungen hinsichtlich der Fortschrittlichkeit und den Sicherheitssystemen erforderten. Neben dem Angebot für Olkiluoto 3 wurde die Anlage für die Ausschreibung der chinesischen Standorte Sanmen und Yangjiang für Reaktoren der dritten Generation angeboten. Keiner dieser Angebote war erfolgreich, konnte aber zuletzt sowohl nach den EUR-Kriterien als auch nach den Anforderungen der finnischen Aufsichtsbehörde STUK in Europa lizenziert werden.[30] Als fortschrittlichstes Projekt von Atomenergoprojekt Sankt Petersburg diente der WWER-1000/466 als Entwicklungsbasis für das AES-2006 mit der ursprünglichen Intention das Reaktordesign auf einfache Weise zu vergrößern und mit einem passiven Wärmeabfuhr auszustatten. Der WWER-1200/466P war letztlich die Entwicklungsbasis für das Endprojekt: dem WWER-1200/491.


V466B

V511

http://thuvien.varans.vn/dspace/bitstream/123456789/76/12/FIL%20VVER%20design%20overview.pdf

http://www.rosatom.ru/en/resources/6fb124004ad7d68ebd14bf283a1923f8/3.2.Fil_Gidropress_VVER-1200.pdf

http://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/VIII_forum_2013/Ipatov.pdf

http://www.bulatom-bg.org/files/conferences/dokladi2014/Plenary/Posters_pdf/Conference%20agenda_Riviera_preliminary_24.05.2014_OKB%20GP_Vanin_Bulgar_RUS.pdf

http://www.rosatom.ru/en/resources/cd8bd100447c26c38cb3ace920d36ab1/buklet_vver_toi_eng.pdf

http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/pr-at2012/Berkovich.pdf

V528

https://ria.ru/atomtec/20160913/1476850454.html


WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/428 (Generation IV)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV
WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/428 (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV
WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/428 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV
WWER-1000 V320DD.png WWER-1000/428 (Generation I)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1000 MWel Leistung: 3000 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 950 MWel Eintrittstemperatur: 290 °C Betriebsdruck: 160 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 50 MWel Austrittstemperatur: 322 °C Pumpenvolumenstrom: m³/s Niederdruckteile: 4 stck.
Wirkungsgrad: 32 % Höhe des Kerns: 3,53 m Pumpenleistung: XX MW ×4 Aufbau: LP+LP+HP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,05 g Durchmesser des Kerns: 3,16 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×4 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 40,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 102 Brennelemente (BE)

      - 61 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-1000 V320.png Betriebsdruck: 60 bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220,0 °C Scheinleistung: 1200 MVA
Auslegungsdruck: 50 bar Dampftemperatur: 274,3 °C Effektivleistung: 1000 MWel
Wandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 6430 t/h Arbeitsspannung: 24 kV

WWER-1000S

WWER-1000T

https://books.google.de/books?id=eSAkBkAZ-J4C&pg=PA15&lpg=PA15&dq=%22VVER-1000T%22&source=bl&ots=BaX87HvYDt&sig=d10uhigs0Y3fBQ76rc1sT6bNqC0&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwiD4Yi349rcAhUR-6QKHfkNBfEQ6AEwAHoECAAQAQ#v=onepage&q=%22VVER-1000T%22&f=false

Bau und Konstruktion

Kleine Serie

Unifiziertes Projekt

Mit der Unifizierung der Reaktoranlagen im Jahr 1980 mit dem Referenzwerk in Saporischschja standen drei Varianten zur Verfügung.[15]

Parameter Variante 1 Variante 2 Variante 3
Standortplot 200px 200px 200px
Anstieg des Bauaufwand Referenz 104,4 % gegenüber Variante 1 106,7 % gegenüber Variante 1
Infrastruktureller Aufwand Referenz 0,27 % gegenüber Variante 1 0,87 % gegenüber Variante 1
Zusatzkosten durch Bauüberlagerung 0,61 % keine keine
Zusätzlich benötigte Arbeitskräfte Referenz +200 +270
Betriebs- und Wartungskosten +0,47 % gegenüber Variante 3 +0,48 % gegenüber Variante 3 Referenz
Projektierungskosten +0,60 % gegenüber Variante 3 +0,60 % gegenüber Variante 3 Referenz

Während der Aufwand für Variante 1 und 3 nahezu gleich ist, gesehen unter dem Gesichtspunkt der Gesamtinvestition, entschied man sich letztlich für die Variante 3, da der Bau- und Montageablauf keinen gleichzeitigen Bau aller Blöcke erfordert und so schritt für schritt die einzelnen Einheiten errichtet werden können. Das andere Argument war, dass bei für die Projektierung weniger Vorschüsse finanzieller Art geleistet werden müssen und daher Kosteneinsparungen gemacht werden können. Der steigende Bauaufwand sowie höhere Gesamtkosten nahm man in Kauf. Eine große Degression der Zahlen und Kosten machte die Tatsache aus, dass man für diese Anlagen eine Ausbauleistung von 6000 MW anstrebte, die eine effizientere Nutzung der Gelände ermöglicht und damit die installierte Leistung je Quadratmeter stark erhöht wurde auf den internationalen Standard von rund 115,4 MW pro Quadratmeter brachte. Die Neuerung schlechthin war jedoch die Umbauung des Reaktorgebäudes mit dem Hilfsanlagengebäude. Beide Gebäude sitzen auf dem gleichen Fundament, weshalb statische Einwirkungen wegen des Setzen des Gebäudes in den Grund nicht existieren und eine besondere Sicherheit gegenüber Erdbeben bieten, da Anschlüsse zum Hilfsanlagengebäude aufgrund eines sich setzenden Gebäudes nicht abreisen können. Der andere Vorteil ergibt sich, gegenüber der Prototypanlage in Nowoworonesch, im verringerten Materialaufwand für den Bau der Reaktoranlage. Bei der Version 320 wurde gegenüber de Version 187 die Höhe des Containments um 8 Meter verringert, wodurch sich 600 Tonnen Stahl und 2900 Kubikmeter Beton einsparen lassen konnten.[15]

Die gewählte Variante 3 sah allerdings vor, dass alle Blöcke einzeln nach dem Monoblock-Prinzip gebaut werden als gegeneinander unabhängige Energieblöcke. Das Monoblockprinzip sieht vor, dass alle Gebäude auf einem einzelnen Fundament ruhen. Die Monoblockvariante teil sich in drei Gebäudeabschnitte auf: Reaktorgebäude, Entgaserbühne und Maschinenhalle. Während das Reaktorgebäude und die Turbinenhalle bis auf einen Anschluss für die Dampfleitungsführung geschlossen sind, befindet sich zwischen beiden Gebäuden die Entgaserbühne mit der zentralen Schaltwarte. Hierdurch steigt der Bauaufwand stärker an, da parallel an allen drei Gebäudeabschnitten gearbeitet werden müsste, da alle aus Beton bestehen. Auf dieser Basis wurde eine optimierte Version des unifizierten Projekts entworfen, bei dem mit höheren Aufwand bei den Erdarbeiten die Gebäude jedoch auf unterschiedlichen Fundamenten stehen konnte und die Größe der einzelnen Energieblöcke verringert werden konnte. Von einer Gesamtlänge von 240 Meter auf 201 Meter reduziert werden. Das Reaktorgebäude bleibt weiterhin eine reine Betonkonstruktion, während die Turbinenhalle nur noch in Leichtbauweise aus Stahl und Betonpfählen ausgeführt wurde. Weiter wurde die Entgaserbühne in die Turbinenhalle seitlich integriert und die Schaltwarte in den Reaktorblock verlegt. Die Maschinenhalle und das Reaktorgebäude sind baulich voneinander getrennt und stehen auf eigenen Fundamenten, allerdings stehen beide Gebäude bündig aneinander.[31][32]

AES-U87 (U-87)

Seite 100 - 101 http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-niaep_2008/go,102/?bookhl=%D0%90%D0%A1%D0%A2

AES-88

AES-91

AES-92

AES-U87/92

AES-U87/88

AES-91/99

KHKW, KKW Unifikazi, KKW U-87, KKW U-87 (Sandardplot)

Wirtschaftlichkeit

Marktpotenzial

Brennstoffvariationen

Durch den technologischen Einfluss von Westinghouse war es möglich, dass sich neben den russischen Monopolisten TWEL der US-Konzern ebenfalls als Brennstofflieferant etablieren konnte. Auf dieser Basis liefern beide Lieferanten Brennstoffe für den WWER-1000, der den verschiedensten Anforderungen nach entworfen wurde. Kernbrennstoffe unterscheiden sich unter anderem in ihrer Zusammensetzung der Isotope, der Anreicherung und der zusätzlichen Absorber. Aufgrund des umgebenden Wasser müssen sie den Anforderungen des Kühlsystems entsprechend standhalten können und eine gewisse Standfestigkeit bieten, sowie sich widersprechenden Anforderungen anpassen.

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/053/28053658.pdf

TWEL

Westinghouse

Nachder samtene Revolution in der Tschechoslowakei im Jahr 1989 begann man für das Kernkraftwerk Temelín mit vier WWER-1000 einen neuen Partner für die Errichtung der Anlage zu suchen. Viele einzelne Systeme wurden einzeln ausgeschrieben, so unter anderen die Leittechniksysteme getrennt von den Kerneinbauten. Im Jahr 1992 entschied man, dass für all diese Aufgaben Westinghouse nominiert wurde.[33] Zwischen 1992 und 1993 entschied man daher auch, dass Brennstoff von Westinghouse für den WWER-1000 eingesetzt werden soll. Der Grund war, dass der russische Brennstofflieferant zu diesem Zeitpunkt Probleme mit Kernbrennstoff im Kernkraftwerk Kosloduj hatte, bei dem sich die Brennelemente in einem baugleichen Reaktor verformten.[34]


Auf der Basis der für Temelín gesammelten Erfahrungen über den WWER-1000, unterzeichnete im Jahr 1998 die Ukraine und die Vereinigten Staaten von Amerika, vertreten vom ukrainischen Präsidenten Leonid Kutschma und dem Sekretär des Staates, Madeline Albright, ein Abkommen zur Zusammenarbeit im Bereich der Kernenergie. Unter diesem Vertrag wurde Westinghouse gestattet in Zusammenarbeit mit dem Pacific Northwest National Laboratory ein mehrjähriges Forschungsprogramm zur Entwicklung von Kernbrennstoff für WWER-1000 zu initiieren. Die Erprobung des Brennstoffes sollte im Block Süd-Ukraine 3 stattfinden, der zu dieser Zeit noch voll unter der Kontrolle des Ministeriums für Energie der Ukraine war. Der Ukraine ging es bereits zu diesem Zeitpunkt um die Diversifizierung der Brennstoffbelieferung ihrer Kernkraftwerke.

VVantage-6

Entwicklungsbasis für den Brennstoffs des Typs VVantage-6 (kurz VV6) ist Brennstoff des Typs Vantage-5H, der in Westinghouseanlagen zum Einsatz kam. Sie zeichnen sich ein an dem Stand der Technik angepassten Design aus und besitzen bereits entfernbare Kopfstücke, sowie Fremdkörpersiebe am unteren Ende. Außerdem zeichnen sich die Brennelemente durch den Einsatz abbrennbarer Absorber aus, wodurch im Schnitt ein Abbrand von 48 GWd/t erreicht wird. Ursprünglich setzte man viel auf das Brennstoffdesign und versprach siech viel, wobei sich nach den ersten Betriebsjahren Probleme mit dem Design offenbarten.[35] Bereits im Vorfeld der Inbetriebnahme äußerten Experten aus Österreich Bedenken, da es bei den WWER-1000 einige Besonderheiten im Gegensatz zu westlichen Reaktoren gibt. Während in westlichen Reaktoren der hydrodynamische Widerstand durch einen geringeren Kühlmittelfluss geringer ist, liegt er bei WWER-1000 weitaus höher, weshalb bereits bei den ersten Entwürfen für die VVantage-6 Zweifel aufkamen, ob diese den Kühlmittelfluss standhalten könnten. Man erwartete stärkere axiale Kräfte und Vibrationen. Auch der Einsatz der von Westinghouse anvisierten Materialien wurde als fragwürdig angesehen, da die Kühlwasserchemie der WWER-1000 sich von westlichen Anlagen unterscheidet und eine höhere Korrosion zulassen würden, weshalb man die kalkulierte Leckrate von 1 % kritisch sah.[36]

Der zunächst entwickelte Prototypkernbrennstoff des Typs VVantage-6 T1 wurde im Jahr 2000 im Erstkern von Temelín 1 geladen. Bereits zu beginn zeigten sich Probleme mit den Brennelementen, die sich verbogen und verdrehten, aufgrund der Wärmebelastung ausdehnten sowie dynamische Vibrationen und Leckagen verursachten, woraufhin bereits 2002 diese Brennelemente gegen die fortentwickelte Variante VVantage-6 T2 getauscht wurden, die eine höhere Steifigkeit haben als die vorherigen Brennelemente wurden wurden bis 2006 genutzt. Dennoch traten bei diesen Brennelementen vermehrt Deformationen auf sowie Leckagen.[35] Das Problem mit den Leckagen war bereits im ersten Brennstoffzyklus aufgetreten, bei dem 95Zr und 95Nb im Primärkühlwasser festgestellt wurden. Dies war ein Hinweis darauf, dass die Brennstäbe aufgrund ihrer Ausdehnung an den Abstandshalter eine gewisse Reibung erzeugten. Dennoch kam es erst innerhalb des zweiten Brennstoffzykluses zu signifikanten Mengen an Radioisotopen im Primärkühlwasser. Bei einem Sippingtest der Brennelemente während des Anlagenstillstandes konnten zwei Brennelemente entdeckt werden, die Leckagen aufwiesen.[37] Für den Betreiber ČEZ waren die Probleme zu einem wirtschaftlichen Problem geworden weil der Betreiber immer öfter die Blöcke für einen Austausch des Brennstoffs abschalten musste. Die Spitze der Probleme wurde 2006 erreicht, da durch die Deformation der Brennelemente, in Tschechien mittlerweile als „Banánový efekt“ („Bananeneffekt“) bezeichnet wurde,[34] als am 2. Juni des Jahres in Block 1 zwei Steuerstabcluster vor Erreichen der hydraulischen Stoßdämpfer stoppten und nicht die Endlage erreichten und damit mehr als 3,5 Sekunden benötigten um einzufahren.[37] Von den insgesamt 61 Steuerstäben erreichten jedoch 51 Steuerstäbe (inklusive der beiden, die die hydraulischen Stoßdämpfer nicht erreichten) ebenfalls nicht die Endlage.[38] Damit war das Mindestkriterium für die Einfahrweite der Steuerstäbe nicht erfüllt worden, woraufhin der Block für einen ungeplanten Stillstand vom Netz musste. Bereits in den Vorjahren gab es ähnliche Probleme bei einzelnen Brennelementen, weshalb im Jahr 2005 die Aufsichtsbehörde SÚJB alle 30 Tage für jeden Steuerstab einen Test anordnete, ob dieser die Endlage erreicht.[37]

Als Maßnahmen um die Probleme einzudämmen wurden mehrere Entwicklungen vorgenommen. Während sich Škoda JS auf eine Änderung der Linear-Schrittmotoren für die Steuerstäbe konzentrierte, wurde ein On-line Sippingsystem entwickelt, das Leckagen während des Betriebs schneller und spezifischer ausmachen kann. Zudem wurde ein Reparaturverfahren für Brennelemente dieses Typs von Škoda JS und Westinghouse entwickelt, sodass weniger stark beschädigte Elemente repariert werden konnten. Bei dem Reparaturverfahren werden die beschädigten einzelnen Brennstäbe entfernt und durch Stäbe aus Edelstahl ersetzt.[37] Die Verbesserungen wurden 2006 mit dem neuen VVantage-6 Phase 0 Brennelementen gelöst.[37] Während der Spitze der Probleme im Jahr 2006 entschied sich ČEZ ab 2010 den Brennstofflieferanten zu wechseln und Brennelemente vom russischen Unternehmen TWEL einzusetzen. Neben den Problemen war der Grund, dass TWEL den Lieferauftrag erhielt, der bessere Preis, da Temelín das einzige Kernkraftwerk mit WWER-1000 war, dass das Unternehmen nicht belieferte.[34] Im Jahr 2007 überarbeitete Westinghouse den Brennstoff noch ein weiteres mal und setzte daraufhin auf VVantage-6 Phase X1 Brennelemente, die bis zum Ende des Einsatzes 2010 eine gute Performance lieferten. Das Problem der Brennstoffverformung war ab 2005 weitestgehend unter Kontrolle aber nicht gelöst worden. Mit Brennstoff diesen Typs wurde ein Abbrand von durchschnittlich 37,8 GWd/t und maximal 44,5 GWd/t erreicht.[35] Dana Drábová, Leiterin des Amtes für nukleare Sicherheit der Tschechischen Republik (SÚJB), erklärte in einem Interview, dass man ursprünglich einen Mischkern für den Übergang zum russischen Brennstoff fahren wollte mit Brennelementen von Westinghouse und TWEL. Da allerdings ein Mischkernbetrieb immer eine heikle Angelegenheit war entschied sich ČEZ trotz der höheren Kosten den ganzen Westinghouse-Kern durch den TWEL-Kern zu ersetzen. Die Westinghouse-Brennelemente waren trotz der Probleme keine direkte Gefährdung der nuklearen Sicherheit. Eine direkte Gefährdung konnte SÚJB nie nachweisen.[34]

Anmerkung: Für den Einsatz des Brennstoffs VVantage-6 ist ein Umbau des Reaktorkerns nötig. Weltweit sind die Blöcke 1 und 2 in Temelín die einzigen WWER-1000, die aktuell diesen Brennstoff nutzen können.

WFA

Auf Basis des VVantage-6 Brennstoffs begann Westinghouse mit der Entwicklung eines Brennstoffs, der einfach als WFA (für Westinghouse Fuel Assembly) bezeichnet wird. Entwickelt wird der Brennstoff unter dem Ukraine Fuel Qualification Project für die Diversifizierung der Kernbrennstoffversorgung. Ziel ist es nicht russischen Brennstoff zu verdrängen, sondern zusammen mit russischen Brennstoff mit einem Mischkern zu fahren. Die größten Herausforderungen dabei sind unter anderem die unterschiedlichen hydraulischen Auslegungen der Brennelemente, die unterschiedlichen Auslegungen für die Leistungsabgabe und der Mangel an Erfahrungen mit der Analyse von Mischkernen. Aufgrund der verschiedenen Werte ist es schwierig diverse andere Anforderungen zu erfüllen, so das Umgehen von Änderungen im Betriebsrhythmus und Umstellen von Ansprechparametern des Kontroll- und Schutzsystems.[39] Nach der Unterzeichnung der entsprechenden Verträge im Jahr 1998 begann Westinghouse umgehend mit der Entwicklung, sodass die ersten Bleitestelemente (kurz als engl. LTA bezeichnet) zwischen 2000 und 2001 in die Ukraine geliefert werden könnten. Nach Aussage von Danko Bilej, Kernkraftwerksdirektor in Saporischschja, sollten die ersten Elemente in Saporischschja erprobt werden. Allerdings war zu dieser Zeit diese Festlegung noch nicht getroffen worden, da auch die Erprobung im Kernkraftwerk Süd-Ukraine zur Debatte stand. Wie lange die Herstellung aber tatsächlich dauern sollte war nicht eindeutig. Das Ministerium für Energie der Ukraine erklärte, dass sich die Produktion bis 2004 hinziehen könnte. Bis Juni 2000, zum Besuch des Präsidenten der Vereinigten Staaten von Amerika, Bill Clinton, in der Ukraine, war klar, dass der Brennstoff im Kernkraftwerk Süd-Ukraine erprobt werden wird und die Lieferung von sechs Bleitestelementen bis 2003 abgeschlossen wird. Im Jahr 2005 sollte eine Nachladung von 42 Elementen erfolgen.[40] Noch vor dem Laden des ersten Brennstoffs des Typs VVantage-6 im tschechischen Temelín wurden 2001 die ersten Bleitestelemente (kurz als engl. LTA bezeichnet) in die Ukraine geschickt. Gefertigt wurden die Brennelemente in der Brennstofffertigungsanlage in Columbia, South Carolina. Als Versuchsplattform stellte Energoatom den dritten Block des Kernkraftwerks Süd-Ukraine zur Verfügung.[41]

Dass man zur Erprobung Süd-Ukraine 3 gewählt hatte war kein Zufall: Der Reaktor des Typs WWER-1000/320 ist der am verbreitetste Reaktortyp in Osteuropa und der Ukraine in seiner Leistungsklasse, womit Westinghouse den Brennstoff auf diesen gängigen Reaktortyp zuschneiden konnte. Am 23. März 2002 ab das Ministerium für Brennstoffe und Energie der Ukraine bekannt, dass man 2003 beginnen wird die Elemente in den Block zu laden.[40] Tatsächlich verzögerte sich dieses Datum, da ab 2003 erst ein technischen Aufgabendokument für die Brennelemente ausgearbeitet wurde und mechanische, sowie hydraulische Tests vor Einsatz im Reaktor an den Bleitestelementen vorgenommen wirden.[39] Im Basisdesign sind die Bleitestelemente mit sechs Abstandshaltern gebündelt um die axialen Einflüsse auf das Brennelement zu minimieren, sowie ein zusätzliches Gitter am unteren Ende des Brennelements um Feinstpartikel, die zwischen das Brennelement mit dem Kühlwasserstrom getrieben werden können, vor dem Eindringen aufzuhalten. Zusätzlich sind die Abstandshalter so ausgelegt, dass sie mit den Steuerstbführungsrohren direkt verbunden sind, um die Stabilität des Brennelements zu verbessern. Die Kopfstücke sind abnehmbar um Leckagen an den Stäben zu lokalisieren. Die Aufnahmen sind so ausgelegt, dass sie voll mit einem unmodifizierten Reaktorkern eines WWER-1000 übereinstimmen und die Köpfe so ausgelegt, dass sich die Brennelemente zur Lagerung auch aufhängen lassen können.[42]

Während des Anlagenstillstandes von Süd-Ukraine 3 im Sommer 2005 wurden die sechs Bleitestelemente in den Reaktor geladen.[42] Nach einem zweiwöchigen Betrieb des Blocks gab es im Oktober 2005 den ersten öffentlichen Kommentar von Jurij Korischkin, Stellvertretender Präsident von Energoatom, auf dem Energiekongress 2005 in Kiew, bei dem er erklärte, dass man sagen kann, dass der Brennstoff nicht der Qualität des russischen Brennstoffs entspräche und deshalb Nachbesserungen gefordert wurden. Im November 2005 lehnte es zudem die Verwaltung der Vereinigten Staaten von Amerika ab, weitere Zahlungen vorzunehmen. Das gesamte Programm war bis zu diesem Zeitpunkt von den Vereinigten Staaten von Amerika über den Staat finanziert worden. Jedoch forderte man ab diesem Zeitpunkt Kiew direkt auf die Kosten zu übernehme. Alleine die 42 Brennelemente (keine Testelemente), die für das Kernkraftwerk Süd-Ukraine bestellt wurden, waren 40 % über dem Preis für russischen Brennstoff. Dies lehnte die Ukraine ab und schickte dem Ministerpräsidenten Jurij Jechanurow nach Washington, wo man die staatliche Fortzahlung des Programms erreichen konnte.[43]


http://ec.europa.eu/euratom/docs/1st2nd_QR_2014_FINAL.pdf

http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1692_CD/PDF/IAEA-TECDOC-1692.pdf

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/Technical-Areas/NFC/documents/TM-Smolenice-2011/Session_5_%28PIE_methods_and_results_%28results%29%29/5.6._TRETYAKOV____Post_irradiation_examination_of_the_fuel_rods_operated_in_WWER-1000_mixed_cores.pdf

http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Dec-12-14-TM/10.Baidulin.pdf

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/056/43056279.pdf#page=10

http://www.prnewswire.com/news-releases/westinghouse-to-provide-first-western-fuel-to-ukraine-reactor-74849482.html

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/056/43056263.pdf

http://www.atomnews.info/?T=0&MID=1&JId=42&NID=2801

http://www.kyivpost.com/content/ukraine/fuel-duel-326535.html

http://rt.com/news/fuel-nuclear-plant-ukraine-038/

http://www.tvel.ru/wps/wcm/connect/tvel/tvelsite.eng/presscenter/news/b30b0e0044860df9a696ee6eb34491a0

http://ec.europa.eu/euratom/docs/1st2nd_QR_2014_FINAL.pdf

Datentabellen

  • [44] V392 + 428 + 466B
Technische Daten: V187 V302 V338 V320 V320CS V320DD V320I V341 V392 V392B V410 V412 V428 V428M V446 V466 V466B
Thermische Leistung 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth 3.000 MWth
Generatorleistung 1.000 MW 1.000 MW 1.000 MW 1.000 MW 975 MW 970 MW 1.100 MW 940 MW 1.060 MW 1.000 MWth 1.060 MW 1.060 MW
Elektrische Leistung (Netto) 950 MW 950 MW 950 MW 950 MW 912 MW 900 MW 1011 MW 900 MW 990 MW 930 MW 1000 1.011 MW
elektrischer Wirkungsgrad (Netto) 32 % 32 % 32 % 32 % 30 % 30 % 34 % 30 % 33 % 33 % 33 % 34 %
Elektrischer Eigenbedarf 50 MW 50 MW 50 MW 50 MW 63 MW 70 MW 89 MW 40 MW 70 MW 70 MW 60 MW 49 MW
Standzeit (mit Überholung) 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 30 (60) Jahre 40 (60) Jahre 60 (80) Jahre 60 (80) Jahre
Kernreaktor: Kernreaktor:
Zahl der Brennstoffbündel 163 163 163 163 163 163 163 163 163 163 163 163
Brennstäbe pro Bündel 331 331 331 331 331 331 331 331 331 331 331 331
Aktive Höhe des Kerns 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,63 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m 3,53 m
Durchmesser des Kerns 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m 3,16 m
Abbrand 40,0 GWd/t 40,0 GWd/t 40,0 GWd/t 40,0 GWd/t 45,0 GWd/t 43,0 GWd/t 40,0 GWd/t 40,0 GWd/t 49,6 GWd/t 49,0 GWd/t 55,0 GWd/t 60,0 GWd/t
Energiedichte des Kerns 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 105,5 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3 108,0 MW/m3
Reaktoreintrittstemperatur 289 °C 290 °C 290 °C 290 °C 288 °C 290 °C 291 °C 291 °C 291 °C 291 °C
Reaktoraustrittstemperatur 324 °C 322 °C 322 °C 322 °C 318 °C 322 °C 321 °C 321 °C 321 °C 321 °C
Bestückungskarte Kern WWER-1000 V187.png Kern WWER-1000 V302.png Kern WWER-1000 V338.png Kern WWER-1000 V320.png Kern WWER-1000 V320.png Kern WWER-1000 V320.png Kern WWER-1000 V320.png Kern WWER-1000 V320.png Kern WWER-1000 V392.png Kern WWER-1000 V392.png Spacer.gif Kern WWER-1000 V412.png Kern WWER-1000 V428.png Kern WWER-1000 V428.png Kern WWER-1000 V446.png Kern WWER-1000 V466.png Kern WWER-1000 V466.png
Primärkreislauf: Primärkreislauf:
Umwälzpumpen 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4
Massenstrom pro Pumpe m3/s m3/s m3/s m3/s m3/s m3/s m3/s m3/s m3/s 5,97 m3/s 5,97 m3/s
Druck im Kreislauf 160 bar 160 bar 160 bar 160 bar 157 bar 160 bar 160 bar 160 bar 157 bar 157 bar 157 bar 157 bar
Maximale Förderhöhe m m m m m m m m m
Rotationsgeschwindigkeit 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.500 U/min 1.000 U/min
Druckhalter 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
Dampferzeuger 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4
Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger m2 m2 m2 m2 6111 m2 m2 m2 m2 m2 6115 m2 6115 m2
Anzahl der Röhrchen pro Dampferzeuger 23.400 23.400 23.400 10.978
Gesamtmasse t t t t t t t t t 330 t
Sekundärkreislauf: Sekundärkreislauf:
Speisewassertemperatur 220,0 °C 220,0 °C 220,0 °C 220,0 °C 220,0 °C 220,0 °C 220,0 °C
Dampftemperatur 274,0 °C 274,3 °C 274,3 °C 274,3 °C 278,0 °C 274,0 °C 274,3 °C
Dampfdruck 65 bar 60 bar 60 bar 60 bar 62 bar 62,7 bar 58,8 bar 58,8 bar
Dampfmassenstrom t/h 6.430 t/h 6.430 t/h 6.430 t/h 5.877 t/h 5.880 t/h 5.880 t/h
Anzahl der Turbosätze 2 1 1 1 1 1 1 2 1 1 1 1
Anzahl Hochdruckteile (pro Turbosatz) 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
Anzahl Niederdruckturbinen (pro Turbosatz) 4 4 3 4 2 4 3 4 3 4 4 4
Turbosatzaufbau LP+LP+HP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G HP+IP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G HP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G HP+LP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G HP+LP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G LP+LP+HP+LP+LP+G
Umdrehungsgeschwindigkeit 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 1.500 U/min (50 Hz) 3.000 U/min (50 Hz) 3.000 U/min (50 Hz) 3.000 U/min (50 Hz)
Generatoren 2 1 1 1 1 1 1 2 1 1 1 1
Scheinleistung MVA MVA MVA MVA 1.200 MVA MVA MVA MVA MVA 1.111 MVA
Effektive Leistung 500 MWel 1.000 MWel 1.000 MWel 1.000 MWel 1.000 MWel 1.000 MWel 1.000 MWel 500 MWel 1.100 MWel 1.060 MW 1.060 MWel 1.000 MW
Speisewasserpumpen 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2
Containment & Gebäude: Containment & Gebäude:
Auslegungsdruck 50 bar 50 bar 50 bar 50 bar 46 bar bar bar bar bar 40 bar
Zahl der Sicherheitsbehälter 1 1 1 1 1 1 1 1 2 2 2 2
Maximale Bodenbeschleunigung 0,05 g 0,05 g 0,05 g 0,05 g 0,05 g 0,05 0,05 0,20 g 0,20 g 0,24 g
Gebäudeaufbau 150px 150px 150px WWER-1000 V320 U87.png WWER-1000 V320.png WWER-1000 V320DD.png 150px 150px WWER-1000 V392.png WWER-1000 V392B.png WWER-1000 V410.png 150px 150px 150px 150px 150px 150px

Weblinks

Einzelnachweise

  1. I. W. Lapschin, u.a.: Ленинградская Атомная Электростанция - 30 энергетих лет.
  2. a b Асмолов В. Г., u.a.: К 30-летию пуска ВВЭР-1000. Atomnaia e'nergiia, No. 5, Vol.108, May 2010, page(s): 267-277. ISSN 0028-1263.
  3. U.S. Atomic Energy Commission, United States. Energy Research and Development Administration: Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 5. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 4054.
  4. Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 11. Akademie-Verlag., 1968. Seite 181.
  5. S. Sadoshenko: IA - ATOMMASH. Plakat, 1987. Seite 3 bis 6.
  6. U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: Nuclear Science Abstracts. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1973. Seite 217.
  7. Andranik Melkonovich Petrosʹi︠a︡nt︠s︡: From scientific search to atomic industry: modern problems of atomic science and technology in the USSR. Interstate Printers & Publishers, 1975. Seite 129.
  8. United States. Dept. of Commerce. Office of Technical Services: OTS., Ausgaben 75-54026. 1976. Seite 11.
  9. International Atomic Energy Agency: Nuclear Power and Its Fuel Cycle: Proceedings of an International Conference on Nuclear Power and Its Fuel Cycle Held by the International Atomic Energy Agency in Salzburg, 2-13 May 1977, Band 6. Internation Atomic Energy Agency, 1977. ISBN 9200505775. Seite 39.
  10. Deutsche Gesellschaft für Osteuropakunde: Osteuropa-Wirtschaft, Bände 22-23. Deutsche Verlags-Anstalt., 1977. Seite 74.
  11. Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 22. Akademie-Verlag., 1979. Seite 103.
  12. National Science Foundation (U.S.), U.S. Atomic Energy Commission: Dissociating Gases as Heat-transfer Media and Working Fluids in Power Installations: (materials of the All-union Conference). Atomic Energy Commission and the National Sciences Foundation, Washington, D.C., 1975. Seite 5.
  13. Lutz Mez: Der Atomkonflikt: Atomindustrie u. Anti-Atom-Bewegung im internal. Vergleich. Olle und Wolter, 1979. ISBN 3921241472. Seite 75.
  14. Eötvös Loránd Tudományegyetem: Annales Universitatis Scientiarum Budapestinensis de Rolando Eötvös Nominate: Sectio geographica, Bände 15-17. 1980. Seite 25.
  15. a b c Bauplanung-Bautechnik, Band 37. VEB Verlag für Bauwesen., 1983. Seite 243, 244, 245.
  16. a b c d e f g h i В. П. Денисов, Ю. Г. Драгунов: История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. Издат, 2004. ISBN 586656162X.
  17. a b JADERNÁ ELEKTRÁRNA TEMELÍN. Abgerufen am 11.07.2015. (Archivierte Version bei WebCite)
  18. AtomInfo.ru: Темелин-2 - парогенераторы, 04.07.2015. Abgerufen am 11.07.2015. (Archivierte Version bei WebCite)
  19. ŠKODA POWER: Products and customer service. Abgerufen am 09.09.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  20. Österreichisches Umweltbundesamt: INFORMATION ÜBER DIE PROBLEME DER 1000 MW-TURBINE IM KKW TEMELIN. Abgerufen am 09.09.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  21. Robert Atkinson: The environment in Eastern Europe: 1990. In: Band 3 von Environmental research series. IUCN, 1991. ISBN 2831700361. Seite 13, 14, 16.
  22. ŠKODA JS a.s.: References. Abgerufen am 24.01.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  23. Nuclear Engineering International: Nuclear engineering international, Band 37,Ausgaben 450-461. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1992. Seite 74.
  24. West Europe Report, 05.03.1987. Seite 60, 61. Abgerufen am 23.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  25. Симкин Б.П.: Сепаратор-пароперегреватель СПП-500-2 турбоустановки К-500-44/ 3000 АЭС "Ловииза-3". Abgerufen am 23.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  26. Журнал Росэнергоатом 2/2008. Seite 26.
  27. Power Engineering International: Carbon-free nuclear district heating for the Helsinki area?, 01.06.2010. Abgerufen am 23.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  28. Nuclear Engineering International: Chinese finally sign up for the VVER-91, 28.02.1998. Abgerufen am 23.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  29. a b Новый проект АЭС 91/99. Abgerufen am 13.04.2014 (Archivierte Version bei WebCite)
  30. Denis Kolchinsky: AES-2006 – new design with VVER reactor and INPRO methodology, 19.11.2013. Abgerufen am 19.04.2014 (Archivierte Version bei WebCite)
  31. Синев Н.М.: Экономика ядерной энергетики Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 1987. Seite 428.
  32. Рыжкин В.Я.: Тепловые электрические станции Учебник для вузов. 1987. Seite 228.
  33. Nuclear Engineering International: Nuclear engineering international, Band 37,Ausgaben 450-461. Heywood-Temple Industrial Publications Ltd., 1992. Seite 74.
  34. a b c d Česká pozice: Dana Drábová: Temelín může mít palivo z USA i z Ruska, 10.07.2014. Abgerufen am 03.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  35. a b c IAEA: HOT CELL POST-IRRADIATION EXAMINATION AND POOLSIDE INSPECTION OF NUCLEAR FUEL, 23.05.2011. ISBN 9789201912107. Seite 45 bis 51. Abgerufen am 03.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  36. Umweltbundesamt: Teil-UVE Temelin, März 2000. Seite 49. Abgerufen am 03.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  37. a b c d e Marek Mikloš, u.a.: The role of CVR in the fuel inspection at Temelín NPP, 23.05.2011. Abgerufen am 03.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  38. Umweltbundesamt: WORKSHOP WITH PLANT WALKDOWN IN TEMELIN, UNDER THE CZECH-AUSTRIAN BILATERAL AGREEMENT SEPTEMBER 26/27, 2006, 29.12.2006. Abgerufen am 04.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  39. a b V.Z. Baidulin, u.a.: Design and Performance of South Ukraine NPP Mixed Cores with Westinghouse Fuel, 12.12.2011. Abgerufen am 03.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  40. a b Nuclear Threat Initiative: Ukraine Nuclear Fuel Cycle Chronology, April 2005. Abgerufen am 04.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  41. PR Newswire: Westinghouse to Provide First Western Fuel to Ukraine Reactor, 16.06.2001. Abgerufen am 04.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  42. a b V.S. Krasnorutskyy, u.a.: POST IRRADIATION EXAMINATION OF THE FUEL RODS OPERATED IN WWER-1000 MIXED CORES, 23.05.2011. Abgerufen am 04.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  43. Atominfo: For Whom The Fuel Sun Does Shine in Eastern Europe, 30.06.2007. Abgerufen am 04.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  44. http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2009/mntk2009-062.doc Seite 6 - archiviert 19. apr. 14 http://www.webcitation.org/6Ox1sDHbj

Siehe auch