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Benutzer:TZV/Spielwiese 5: Unterschied zwischen den Versionen

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Die Version&nbsp;270 ist eine für Erdbebenregionen optimierte Variante.<ref name="Atomic_Expert_02-2019"/>
 
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Viel hier: http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-niaep_2008/go,226/?bookhl=%D0%90%D0%A1%D0%A2
  
 
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Version vom 8. Februar 2020, 15:43 Uhr

TZV/Spielwiese 5
Zwei WWER-440 im Kernkraftwerk Kola
Zwei WWER-440 im Kernkraftwerk Kola
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion
Entwickler OKB Gidropress Podolsk
Hersteller Unternehmen unter Rosatom, vertragliche Subunternehmen weltweit
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Sonstige Details
Errichtete Exemplare 35(+2[+7])

Der WWER-440 (russisch ВВЭР-440) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor. Der WWER-440 ist eine evolutionäre Entwicklung der WWER-Baulinie und baut auf die Erfahrungen der zuvor gebauten Reaktoren auf. Es handelte sich um den ersten Serienreaktor, den die Sowjetunion in Europa und nach Nordamerika exportierte und insbesondere über den Satellitenstaat Tschechoslowakei durch das Unternehmen Škoda Jaderné Strojírenství in RGW-Staaten errichtete. Mit dem Zusammenbruch des Ostblocks wurden die letzten Reaktorprojekte mit WWER-440 storniert oder verspätet fertiggestellt, die eigentliche Entwicklung für neue Versionen dieses Reaktortyps jedoch in den 1990ern zugunsten des WWER-640 eingestellt. Mit der Modernisierung des Konzepts für Block-3 und 4 entwickelte und errichtete Škoda JS ohne russische Hilfe die Version 213+, die 2018 und 2019 als letzte beiden WWER-440 ans Netz gehen werden. Aufgrund der historischen Bedeutung von Nowoworonesch im Bezug auf die Entwicklung des WWER-440, ist bei diesem Reaktor der Baulinie auch die Bezeichnung "Woronescher Typ" (engl. und geläufigere Schreibweise Voronezh) geläufig.

Geschichte

Durch sinkende Kosten der Anreicherung aufgrund des Ersatzes von Gasdifussionsverfahren hin zu Zentrifugen, stieg das Potential in der Sowjetunion den WWER zu einem kommerziellen Design weiterzuentwickeln. Obwohl technisch keine Bedenken bestanden den RBMK-1000 zu exportieren, der weitaus wirtschaftlicher zu errichten war als ein WWER-Reaktor vergleichbar mit dem WWER-210, gab es durch die Sowjetunion keinen Export solcher Reaktoren, da sie trotz der nicht fähigen Ladeeinrichtungen theoretisch zum Profilarationsrisiko werden könnte. Auf dieser Basis fiel in den 1960ern die Entscheidung auf Basis des WWER-210 einen Reaktor für den Export zu entwerfen, woraufhin eine sukzessive Änderung des WWER-Designs begonnen wurde.[1]

Nach der Entwicklung der ersten drei Einzeltypen der WWER-Baulinie, des WWER-210/V-1, WWER-70/V-2 und WWER-365/V-3M, begann Gidropress zusammen mit dem Kurtschatow-Institut mit der Ausarbeitung des technischen Projekts für eine Doppelblockanlage, die aus zwei Reaktoren mit jeweils mindestens 400 MW Leistung bestehen sollte. Am 28. März 1966 wurde seitens des Ministeriums für mittelschweren Maschinenbau, das für den Bau der Kernkraftwerke zuständig ist, der Enturf geprüft. Dieses steigerte die Anforderungen und verlangte die Projektierung einer Serienanlage, die auch in Finnland genehmigungsfähig sein könnte. Unter diesem Gesichtspunkt wurde mit der Projektierung der Version 179 für den dritten und vierten Block des Kernkraftwerks Nowoworonesch als vollständig inländische Variante begonnen, sowie für einen Serientyp, die Version 230 für den Export und für den Bau am Kernkraftwerk Kola auf Basis des russischen Projekts. Teploelektroprojekt wurde mit der Planung der Anlage als Hauptprojektant beauftragt. Am 29. September 1966 stand das Konzept für den WWER-440 und wurde der Regierung der Sowjetunion präsentiert. Am 17. März 1967 wurde die Entwicklung für die ersten beiden Reaktoren der Linie abgeschlossen und der Entwurf dem Ministerium für mittelschweren Maschinenbau zugesendet.[2]

Für das Kernkraftwerk Mezamor wurde 1968 mit der Entwicklung der Version 270 begonnen, die parallel zur Projektierung der Version 230 erfolgte, jedoch auf deren Basis, weshalb zunächst die Version 230 fortentwickelt wurde. Parallel wandte sich 1969 Finnland an die Sowjetunion im Bezug auf den Bau des Kernkraftwerks Loviisa, die ebenfalls den WWER-440 für ihre Anlage am 9. September 1969 bestellten. Allerdings musste der WWER-440 für diesen Zwecke modernisiert werden. Daraufhin begann die Sowjetunion mit der Entwicklung der Version 213. Während man in der Sowjetunion die Standardanlage der Version 230 optimierte und Sicherheitssysteme sowie die Reaktorkonstruktion optimierte, wurde für Loviisa die gesamte Reaktoranlage modifiziert, sodass sie auch mit westlichen Systemen kompatibel waren. Während der Reaktor und die Turbine aus der Sowjetunion kamen, ist die Leittechnik und das Gebäude dazu aus dem westlichen Ländern gekommen, was die Anlage einzigartig machte. Die Lehren aus dieser Modernisierung des Reaktorkonzepts flossen auch in die Version 270 ein, die 1976 in Mezamor in Betrieb ging. Am 8. November 1974 verabschiedete das Zentralkomitee der kommunistischen Partei und der Ministerrat der Sowjetunion den Beschluss, dass der WWER-440 einer der Standardreaktoren für Kernkraftwerke sein soll.[2]

Standardisierte Anlage für RGW-Staaten: Das Kernkraftwerk Dukovany mit vier WWER-440/213Č

Nachdem die Sowjetunion begann das Kernkraftwerksbeuprogramm Anfang der 1970er auf Reaktoren des Typs RBMK-1000 und WWER-1000 zu forcieren mit einem ambitionierten Bauprogramm, gab es einen projektierten Engpass bei der Herstellung von Großkomponenten, sodass die kleineren Reaktoren des Typs WWER-440 kaum noch zeitnah hätten produziert werden können, insbesondere aufgrund des großen Interesses bei den RGW-Staaten. Das in Leningrad (heute Sankt Petersburg) ansässige Ischora-Werk stemmte zu diesem Zeitpunkt alleine die Produktion dieser Reaktoren. um dem Abhilfe zu schaffen begann die Sowjetunion mit dem Bau von Atommasch in Wolgodonsk und lotete die Auslagerung des gesamten WWER-440-Geschäfts an den tschechoslowakischen Maschinenbauer Škoda aus, dessen Tochterunternehmen Škoda Jaderné Strojírenství (kurz Škoda JS) bereits das Kernkraftwerk Bohunice A1 errichtete.[3] Im Rahmen der Neuausrichtung der tschechoslowakischen Kernkraftwerksneubauten auf Reaktoren des Typs WWER-440 war es möglich, dass Škoda JS als Lizenznehmer auch alleine Kernkraftwerke in und außerhalb der Tschechoslowakei, aber nur innerhalb der RGW-Staaten, errichten durfte. Im Rahmen der Technologieübertragung wurde das Voronezh-Programm (benannt nach dem Spitznamen des WWER-440, der als Woronescher Typ bezeichnet wurde) etabliert, bei dem sich pro Doppelblockanlage der Lokalisierungsgrad erhöht. Während der tschechoslowakische Anteil bei Voronezh-1 (kurz V1) für die ersten Blöcke des Kernkraftwerks Bohunice bei lediglich 30 % lagen, wurde die Lokalisierung für Bohunice 3 und 4 (V2) auf 40 % erhöht, über 60 % bei den vier Blöcken für das Kernkraftwerk Dukovany (V3 und V4), bis letztendlich 90 %, die bei den letzten Blöcken Mochovce 1 bis 4 (V5 und V6),[4][5] wobei der Bau der letzteren Blöcke erst spät vollendet wurde. Reaktoren aus tschechoslowakischer Fertigung tragen die spezialisierte Bezeichnung V-213Č bzw. V-213CS. 1979 eröffnete Škoda JS eigens eine neue Fertigungshalle für die Reaktorenfertigung in seinem Stammwerk in Pilsen, bereits im Folgejahr wurde der erste Druckbehälter für das Kernkraftwerk Paks in Ungarn geliefert.[6] Die Tschechoslowakei war damit ab 1980 einer von zehn Ländern weltweit, die ganze Kernkraftwerke errichten konnten. Bereits parallel begann man mit der Technologieübernahme zum Bau von größeren Reaktoren des Typs WWER-1000/320.[7]

Aus den vorangegangenen Projekten, insbesondere dem Loviisa-Projekt, entwickelte die Sowjetunion zusammen mit der finnischen Imatran Voima Oy ab 1979 die Version 318, die für das am 9. April 1979 bestellte Kernkraftwerk Juraguá in Kuba zum Einsatz kommen sollte und ein Reaktormodell nach dem Stand der Technik sein sollte, das bereits die Lehren aus dem Reaktorunfall von Three Mile Island ziehen sollte, parallel untersuchte auch Imatran Voima Oy den bau von zwei weiteren Reaktoren im Kernkraftwerk Loviisa mit Reaktoren der Version 356, die auf Basis der Version 318 entwickelt wurden. Nach dem Reaktorunfall von Tschernobyl kam es allerdings zu einem weiteren Review der WWER-440, die schwere Mängel insbesondere durch die Alterung des Reaktorstahls aufwiesen. Dies führte einerseits dazu, dass es mit Hilfe des Westens zu Nachrüstungen gekommen ist, sowie der Bau neuer WWER-440 zugunsten des moderneren WWER-1000 nicht mehr erfolgte.[2] Sekundär führte der Zusammenbruch der Sowjetunion dazu, dass der Bau von mehreren Anlagen gestoppt wurde. Lediglich der Bau der ersten beiden Blöcke im slowakischen Kernkraftwerk Mochovce wurde in den folgenden Jahren mit erheblichen Nachrüstungen und zusätzlichen Kosten wieder aufgenommen.

Als letzten Versuch galt es Mitte der 1990er mit der Version 213M eine modernisierte Variante der Version 213 zu entwickeln, mit Doppelcontainment und Anpassung der technologischen Herstellung, sowie dem Einsatz zusätzlicher Sicherheitssysteme.[8] Als einziger Kunde interessierte sich der Iran, parallel zur Fertigstellung von Buschehr-1 als WWER-1000, solch eine Anlage zu bauen[9] nahe der Stadt Gorgan am Ufer des kaspischen Meeres.[10] Der Bau der Anlage kam nie zustande.

Im Jahr 2007 fiel die Entscheidung seitens des slowakischen Energieversorgers Slovenské elektrárne die beiden Blöcke Mochovce 3 und 4 zu vollenden. Energoprojekt Prag, mittlerweile Teil des Kernforschungszentrum Řež, projektierte dazu eine angepasste Variante der V-213, die in Mochovce ursprünglich vorgesehen war. Die als V-213+ bezeichnete Variante wurde 2008 lizenziert.[11] Den Auftrag für den Bau der Anlage erhielt Škoda JS im gleichen Jahr, die den gesamten Primärkreislauf der Anlage lieferte.[12] Mochovce 3 und 4 sind die einzigen WWER-440, die ohne russische Hilfe errichtet werden. Federführend sind hier die Unternehmen aus der ehemaligen tschechoslowakischen Atomwirtschaft, die die Technik vornehmlich bei eigenen oder westlichen Lieferanten wie Areva kauften. Lediglich bei Unklarheiten wurde die russische Seite zurate gezogen.[13]

Technik

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/25/047/25047648.pdf

Technisch gesehen lehnt der WWER-440 an der Auslegung des WWER-210 an, weshalb die Abmaße des Reaktordruckbheälters durch mehrere Anforderungen nahezu gleich blieben, eine Standardgröße mit 4,4 Meter Druchmesser und 11,8 Meter Höhe. Generell vom WWER-210 übernommen wurden ebenfalls die Brennelemente, die Konfiguration des primörsystems mit 6 Kreisen, sowie Materialien und Herstellungsverfahren für die Primärkomponenten. Zusätzlich wurde der gesamte Oberbau modifiziert, sodass die Antriebe der Steuerstäbe in einer separaten Baugruppe demontierbar waren.[1]


Kreisprozess

Reaktordruckbehälter

Um die Auslegung des Reaktordruckbehökterdeckels für eine höhere Festigkeit zu erreichen, wurde dieser Kugelförmig ausgelegt, während ür Vorgängeranlagen nur flache Deckel zum Einsatz kamen. Die höheren Parameter des WWER-440 auf 302 °C und 127 Bar erforderten jedoch die Änderung der Konstruktion.[1]


Reaktorkern

Während im WWER-210 und WWER-365 noch Gewindestangen für die Antriebe der Steuerstäbe eingesetzt wurden, wurde im WWER-440 diese durch Zahnstangen ersetzt, sowie die Kühlung der Antriebe vom Primärkreis mit einem separaten Kühlsystem getrennt.[1]

Seite prüfen nach anderen Stählen [14]

http://www.proatom.ru/files/as94.pdf

http://www.atominfo.ru/news4/d0700.htm

Stahlsorte Grenzwerte Bruchdehnung
A %
Höchsthärte
hmax
Sprödbruchtemperatur Neutronenflussresistenz
Neutronen/cm2
Standzeit
Ni P Cu P+Sn+Sb
15Ch2NMFA 1,0...1,3 0,006 0,06 0,012 15 400 0 °C 2...2,4×1020 30 Jahre
15Ch2NMFA Skoda 0,30 0,016 0,08 0,018 15 400 0 °C 2...2,4×1020 30 Jahre
Instrumentierung
Langzeitbetrieb

Druckhalter

Im Gegensatz zu den Vorgängermodellen wurde die Anzahl der Druckhalter auf einen einzelnen für das ganze Primärsystem reduziert.[1]

Dampferzeuger

Umwälzpumpen

GZNA-310

V-230

GZNA-317

V-213

GZNA-1309

V-213M

Turbosatz

Turboatom K-220-44/3000

1969 Kola 1 2, Mezamor

https://books.google.de/books?id=fIfmIuFcOEsC&pg=PA102&lpg=PA102&dq=skoda+turbine+vver-440&source=bl&ots=qHX9X63yoD&sig=TWsH5x8oH-DCaqHpDBZ_ojy8JuY&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwio7pm3zffUAhUMJ1AKHaRkD7MQ6AEIYjAK#v=onepage&q=skoda%20turbine%20vver-440&f=false

Turboatom K-210-44/3600

60Hz Juraguá

Turboatom K-220-44-2

Finnland


2M? https://cyberleninka.ru/article/n/vliyanie-krupnodispersnoy-vlagi-na-rabochie-protsessy-vlazhnoparovyh-stupeney-turbin

Turboatom K-220-44-3

Kola 3 4 1979

Turboatom K-220-44

Armenien 1984

Škoda MTD80CR

https://www.seas.sk/data/file/129/npp-operation-report-2016-en.pdf

Brown, Boveri & Cie 4CK465

Zarnowiec mit Generator GTHW600

Sicherheitstechnik

Genaue Beschreibung:[1]

Aufgrund des schlechten Kontakts der Sowjetunion zu anderen führenden Nationen in der Entwicklung von Leistungsreaktoren, wurden für den WWER-440 sehr konservative Ansatzpunkte für die Auslegung des Sicherheitsdesign gewählt. Dazu zählten unter anderem geringe Wärmelasten um ein Sieden im Reaktorkern zu verhindern, große Wasservolumen im Primärkreislauf um ein Aufheizen des Kerns für 8 Stunden bei einem Station Blackout zu verhindern, sowie sehr dicke Stahl-Dampferzeugerrohre um diese während der Gesamtlaufzeit nicht tauschen zu müssen. Für deterministische Szenarien war allerdings der WWER-440/230 als erste Standardlinie sehr schlecht ausgelegt im Vergleich zu US-Kernkraftwerken, die zum gleichen Zeitpunkt entstanden, da für den Primärkreisbruch maximal der Bruch einer DN100-Leitung angenommen wurde, während zu diesem Zeitpunkt in den USA bereits standardmäßig ein voller Bruch eines Primärloops angenommen wurde. Aufgrund dieser Annahme wurde für den WWER-440 auch nur ein nicht druckfestes Confinement projektiert.[15]

Dies änderte sich mit der Umsetzung des Kernkraftwerks Loviisa, dessen WWER-440/213 auf die US-Anforderungen ausgelegt wurde und daher ein großes druckfestes Containment bekam. Aufgrund der komplexen Vorgabe war es allerdings nicht möglich in den ersten Jahren eine ausreichende physische Trennung von redundanten Sicherheitssystemen zu erreichen, weshalb viele Nachrüstungen in den Folgejahren dafür notwendig waren. Die Sowjetunion übernahm das Sicherheitsdesign, jedoch mit zusätzlichen Modernisierungen und in einem Confinement, allerdings mit einer robusteren Basisstruktur. Insbesondere war problematisch, dass die Sowjetunion zu dieser Zeit keine entsprechenden Computerprogramme hatte, wie die Nuclear Regulatory Commission den OECD-Ländern frei zur Verfügung stellte, weshalb die postulierten Folgen hauptsächlich auf Handrechnungen zurückzuführen waren. Ein Teil dieser Unfallketten konnte mit dem Kernkraftwerk Loviisa digital mit der Finnischen Expertenorganisation VTT geprüft werden, bei denen die konservative Planungsweise bei einem Speisewasserverlust, Turbinenschnellabschaltung und bei einem Verlust der externen Stromversorgung bestätigt wurde. Bei keinen der Unfälle kommt es zu schnellen und starken Auswirkungen auf die Parameter des Primärkreislaufs, ausgenommen bei einem großen Primärkreisleck. Problematisch war insbesondere die Langzeiterfahrung mit dem Kernbrennstoff. Es gab kaum Daten aus der experimentellen Unfallforschung für den Kernbrennstoff, weshalb neue Forschungen nötig waren und die finnische Aufsichtsbehörde daher die ersten drei Jahre den Block Loviisa 1 mit nur 92 % der Nennleistung betreiben lies.[15]

Die Lehren aus dem Reaktorunfall von Three Mile Island 1979 führte im Westen insbesondere dazu, dass die Sicherheit von Kernkraftwerken neu bewertet wurde und die probalistische Sicherheitsanalyse entwickelt wurde. Aufgrund der mangelnden Kommunikation wurde Three Mile Island in der Sowjetunion nicht intensiv behandelt und daher die Designer der Anlagen mit einer überschätzten Meinung der Sicherheit der sowjetischen Kernkraftwerke argumentierten. Dies war unter anderem ein Faktor dafür, dass es 1986 zum Reaktorunfall von Tschernobyl kam. Als Denkansatz wurde danach in der Sowjetunion verstanden, dass das isolierte Planen von Kernkraftwerken abseits vom Rest der Welt problematisch sei und man die Erfahrung machen musste, dass die deterministischen Annahmen eine Gefahr darstellen, da nur wenige wichtige Prozesse und Ereignisse analysiert werden, allerdings nicht der gesamte Prozess. So geschah es auch bei der Projektion des RBMK-1000, dessen Unfallauslegung auf einen mit voller Leistung laufenden Reaktor designed wurde. Unfälle und das Verhalten im kleinen Leistungsbereich, die insbesondere einen instabilen Betrieb verursachen, wurden nicht analysiert. Die sowjetische Aufsichtsbehörde startete bereits wenige Wochen nach dem Reaktorunfall eine Notfallkooperation um ein Review der sowjetischen Reaktoranlagen zu erwirken.[15]

MOCHOVCE ERDBEBENFEST https://www-ns.iaea.org/downloads/ni/wwer-rbmk/wwer_15.pdf

TBZ Sicherheitssysteme: [16]

Überblick

Sicherheitssystem V-179 V-230 V-213 V-318 V-213M V-213+
Systeme für Schutz, Isolation, Betriebssicherheit und Sicherheitskontrollsysteme
Steuer- und Schutzsystem (Steuerstäbe) 121 121 121 121 121 121
HD-Notkühlsystem 179 230 213 318 213M 213+
ND-Notkühlsystem 179 230 213 318 213M 213+
Notfall-Boreinspeisung 179 230 213 318 213M 213+
Notspeisewassersystem 179 230 213 318 213M 213+
Frischdampfabblasestation 179 230 213 318 213M 213+
Dampferzeugerkühlsystem 179 230 213 318 213M 213+
Gebäudesprühsystem 179 230 213 318 213M 213+
Nachwärmeabfuhrsystem 179 230 213 318 213M 213+
Nukleartechnischer Zwischenkühlkreislauf (SB) 179 230 213 318 213M 213+
Brauchwassersystem 179 230 213 318 213M 213+
Hochspannungs-AC-System für Sicherheitsräume 179 230 213 318 213M 213+
Containment-Isolationsventile 179 230 213 318 213M 213+
Borwasserlagersystem 179 230 213 318 213M 213+
Notfall-Gasentlastungssystem (Primärkreis) 179 230 213 318 213M 213+
Frischdampfabschlussarmaturen 179 230 213 318 213M 213+
Notstromdieselaggregate 179 230 213 318 213M 213+
HVAC-System für Ringraum-Unterdruck 179 230 213 318 213M 213+
Druckhalter-Sicherheitsventile 179 230 213 318 213M 213+
Passive Sicherheitssysteme für Auslegungsstör- und -Unfälle
Kernflutsystem 1. Stufe 179 230 213 318 213M 213+
Kernflutsystem 2. Stufe 179 230 213 318 213M 213+
Kernflutsystem 3. Stufe 179 230 213 318 213M 213+
Wasserstoffbegrenzungssystem 1. Stufe 179 230 213 318 213M 213+
Containment UJA+UJB 1,2 m+0,6 m 1,2 m+2,2 m 1,2 m+0,5 m 1,2 m+0,5 m 1,2 m+2,2 m 1,2 m+X,X m
Hilfssysteme für Beherrschung auslegungsüberschreitender Unfälle
Passives Wärmeabfuhrsystem (per Dampferzeuger) 179 230 213 318 213M 213+
Passives Wärmeabfuhrsystem (per Containment) 179 230 213 318 213M 213+
Kernfänger 179 230 213 318 213M 213+
Wasserstoffbegrenzungssystem 2. Stufe 179 230 213 318 213M 213+
Chem. Rückhaltesystem für Iod 179 230 213 318 213M 213+
Kernfängerkühlsystem 179 230 213 318 213M 213+
Abklingbeckenkühlsystem 179 230 213 318 213M 213+
BAOT-Nachspeisesystem 179 230 213 318 213M 213+
Mobile Dieselgeneratoren und Akkumulatoren 179 230 213 318 213M 213+
Zusätzliche feste Dieselgeneratoren 179 230 213 318 213M 213+
Notfall-Leittechniksystem und Schaltwarte 179 230 213 318 213M 213+

Subsysteme

Aktiv
Passiv

Karenzzeit

Steuerungstechnik


Versionen

Entwicklung der Baulinie
     - Hauptentwicklung
     - Nebenentwicklung
     - Gestoppte Entwicklung



Um eine hohe Standardisierung der Reaktormodelle bei gleichzeitiger Anpassung an Kundenwünsche zu gewährleisten, bot die Sowjetunion mehrere Varianten des WWER-440 an, darunter auch Varianten, die durch die Lizenznahme der tschechoslowakischen Atomwirtschaft entstanden, die auf die Bedürfnisse der RGW-Staaten angepasst wurden. Das Basisprojekt der Gesamtlinie ist das technische Konzept 179-TZ-003 (V-179), 230-TZ-001 (V-230) sowie 213-TZ-527 (V-213).[2] Die historische und technische Entwicklung der einzelnen Versionen ist in der rechts nebenstehenden Grafik zu finden.

V-179

Die Entwicklung der Version 179 begann 1965, erfolgte jedoch hauptsächlich erst 1966. Die Anordnung des Primärkreislaufes wurde hauptsächlich vom WWER-210 übernommen, während sich die meisten physikalischen und thermodynamischen Parameter auf die des WWER-365 stützten. Die sechs Kreise des Primärkreises haben eine Nennweite von 500 mm und sind zusammen mit den Hauptumwälzpumpen, den Dampferzeugern und dem Druckhalter in einem Confinement gelagert. Der Druckbehälter der Version 179 ist eine modernisierte Variante des Druckbehälters des WWER-365, allerdings arbeitet der Behälter mit einem höheren Druck bei 125 Kilogramm pro Quadratzentimeter. Der Deckel wurde ebenfalls anders ausgeführt hierfür, der im Gegensatz zum WWER-365 beim WWER-440 sphärisch ausgelegt wurde mit einer 5 Millimeter starken Plattierung aus Nickel.[2] Erstmals wurde auch eine Borsäureregelung in den Primärkreis integriert, nachdem es bei Revisionen bei den Reaktoren WWER-210 und WWER-365 regelmäßig die Unterkritikalität schwer zu gewährleisten war.[1]


WWER-1200 V-508.png WWER-440/179 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: °C Betriebsdruck: 0 bar Hochdruckteile: 0 stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 0 °C Pumpenvolumenstrom: 0 m³/s ×6 Niederdruckteile: 0 stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 0 MW ×6 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 0 m² ×4 Rotation: 0 U/min
Containment Abbrand: 0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 073 Brennelemente (BE)

      - 276 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V179.svg Betriebsdruck: 0 bar Anzahl: 0 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 0 bar Dampftemperatur: 0 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 0 m Dampfmassenstrom: 0 t/h Arbeitsspannung: kV


V-230

Die Entwicklung der Version 230 begann 1967 und wurde 1971 abgeschlossen. Basis der Auslegung war die Version 179, allerdings wurden einige Änderungen für diese Serienvariante eingearbeitet, darunter die Reduzierung der Steuerstabanzahl von der Überdimensionierung von 73 Steuerelemente auf 37 Steuerelemente. Dies war eine Lehre aus dem Probebetrieb der Version&nbsp:179, die zu neutronenökonomischen Defiziten führte.[2] Zudem war diese große Anzahl an Steuerstäben nicht mehr nötig, da durch die Borsäureregelung für den Primärkreis eine Lösung eingeführt wurde, die eine Unterkritikalität des Reaktors gewährleisten konnte.[1] Auch der Deckel mit den technischen Aufbauten für die Steuerstäbe und die technische Instrumentierung wurden durch die geringere Anzahl zugänglicher und wartungsfreundlicher.[2]

Ursprünglich wurde eine Korrosionsschutzverkleidung im Primärkreis angebracht, die bei den letzten Anlagen dieser Version jedoch nicht mehr verwendet wurde.[1]


WWER-1200 V-508.png WWER-440/230 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: °C Betriebsdruck: 0 bar Hochdruckteile: 0 stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 0 °C Pumpenvolumenstrom: 0 m³/s ×6 Niederdruckteile: 0 stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 0 MW ×6 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 0 m² ×4 Rotation: 0 U/min
Containment Abbrand: 0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 037 Brennelemente (BE)

      - 312 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V230.svg Betriebsdruck: 0 bar Anzahl: 0 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 0 bar Dampftemperatur: 0 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 0 m Dampfmassenstrom: 0 t/h Arbeitsspannung: kV

V-270

Die Version 270 ist eine für Erdbebenregionen optimierte Variante.[1]

Viel hier: http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-niaep_2008/go,226/?bookhl=%D0%90%D0%A1%D0%A2

V-213

Im Gegensatz zur Version 230 wurde die Diche des Reaktordruckbehälters um 2,1 Millimeter verstärkt. Zusätzlich erhielten die Steuerstabantriebe diverse Verbesserungen.[1]

WWER-1200 V-508.png WWER-440/213 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: °C Betriebsdruck: 0 bar Hochdruckteile: 0 stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 0 °C Pumpenvolumenstrom: 0 m³/s ×6 Niederdruckteile: 0 stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 0 MW ×6 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 0 m² ×4 Rotation: 0 U/min
Containment Abbrand: 0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 037 Brennelemente (BE)

      - 312 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V213.svg Betriebsdruck: 0 bar Anzahl: 0 stck.
Einschlusstyp: Confinement Speisewassertemp.: 0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 1,5 bar Dampftemperatur: 0 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 0 m Dampfmassenstrom: 0 t/h Arbeitsspannung: kV

V-213 Loviisa

(oft fälschlicherweise als Version 311 bezeichnet[16])

WWER-1200 V-508.png WWER-440/213 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: °C Betriebsdruck: 0 bar Hochdruckteile: 0 stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 0 °C Pumpenvolumenstrom: 0 m³/s ×6 Niederdruckteile: 0 stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 0 MW ×6 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 0 m² ×4 Rotation: 0 U/min
Containment Abbrand: 0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 037 Brennelemente (BE)

      - 312 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V213.svg Betriebsdruck: 0 bar Anzahl: 0 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 0,7 bar Dampftemperatur: 0 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 0 m Dampfmassenstrom: 0 t/h Arbeitsspannung: kV

V-213Č

V-213+

V-213M

Die Entwicklung der Version 213M begann in den frühen 1990ern auf Basis der Version 318 und 213 mit den Referenzblöcken im Kernkraftwerk Paks und Loviisa, die im Gegensatz zu den anderen WWER-440 überragende Betriebsergebnisse fuhren bei einer überdurchschnittlichen Verfügbarkeit zwischen 85 und 95 % und damit zu den zehn besten Kernkraftwerken weltweit zählten in puncto Verfügbarkeit. Auf dieser Basis und aufgrund einige Vorteile gegenüber anderen Kernreaktor, entschied man sich für den Bau nach dem Jahr 2000 eine neue Variante für den WWER-440 zu entwickeln, die dem Stand der Technik entsprechen könnte. Im Gegensatz zu den Vorgängeranlagen bietet die Version 213M ein Doppelcontainment mit einer Wandstärke von 2×1,2 m, Iodfilteranlagen und Systeme zur In-Vessel Retention, bei der der Kernbrennstoff im Falle einer Kernschmelze im Reaktordruckbehälter bleibt und dieser von außen durch Flutung des Reaktorschachtes gekühlt wird. Ein Augenmerk wurde insbesondere bei der Integration von passiven und aktiven Systemen darauf gelegt, dass die Wärmesenke im Falle eines Unfalls auch bei kritisch niedrigen Wasserstand im Reaktor beibehalten werden kann. Insbesondere die Automatisierung der Anlage war stark modernisiert worden, sodass durch eine bessere Mensch-Maschinen-Schnittstelle die Fehlerhäufigkeit durch Eingriff des Personals hätten reduziert werden können. Die Anlage wurde so designt, dass sie auch in erdbebengefährdeten Gebieten errichtet werden kann, durch eine sehr hohe Widerstandsfähigkeit bei Querbeschleunigungen bis zu 0,45 g, bei einer Erdbebenstärke von 9,0 auf der MSK-64-Skala. Dies wird insbesondere dadurch erreicht, dass die schwere Ausrüstung weit unten im Gebäude installiert ist und auf zwei unterschiedlichen Höhen, sodass ein Kippen nicht möglich ist. Als zusätzliche Maßnahme wäre die Installation von Dämpfern unter dem Reaktorgebäude möglich um zusätzliche Lasten abzufangen und um die Erdbebenfestigkeit noch mal zu steigern.[8]


WWER-1200 V-508.png WWER-440/213M (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: 263 °C Betriebsdruck: 123 bar Hochdruckteile: stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 270 °C Pumpenvolumenstrom: 1,97 m³/s ×6 Niederdruckteile: stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 14 MW ×6 Aufbau:
Querbeschleunigung: 0,45 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 2576 m² ×6 Rotation: U/min
Containment Abbrand: 36 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 037 Brennelemente (BE)

      - 312 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V213.svg Betriebsdruck: 46,1 bar Anzahl: stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 164 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 5 bar Dampftemperatur: 223 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 1,2 + 1,2 m Dampfmassenstrom: 2700 t/h Arbeitsspannung: kV


V-318

Bei der Version 318 handelt es sich insbesondere um eine für tropische Regionen angepasste Variante mit erhöhter Resistenz gegen Erdbeben.[1]

WWER-440 V-318 B.png WWER-440/318 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 440 MWel Leistung: 1375 MWth Schleifen: 6 stck. Anzahl 2 stck.
Leistung (N): MWel Eintrittstemperatur: °C Betriebsdruck: 0 bar Hochdruckteile: 0 stck.
Eigenbedarf: 0 MWel Austrittstemperatur: 0 °C Pumpenvolumenstrom: 0 m³/s ×6 Niederdruckteile: 0 stck.
Wirkungsgrad: 0 % Höhe des Kerns: 0 m Pumpenleistung: 0 MW ×6 Aufbau: HIP+LP+LP+G
Querbeschleunigung: 0 g Durchmesser des Kerns: 0 m Wärmetauscherfläche: 0 m² ×4 Rotation: 0 U/min
Containment Abbrand: 0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 037 Brennelemente (BE)

      - 312 BE mit Steuerstäbe

Kern WWER-440 V213.svg Betriebsdruck: 0 bar Anzahl: 0 stck.
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: 0 °C Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: 0 bar Dampftemperatur: 0 °C Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: 0 m Dampfmassenstrom: 0 t/h Arbeitsspannung: kV

V-356

Bau und Konstruktion

Teploelektroprojekt Leningrad

Energoprojekt Prag

Irgendwas in der DDR?

Imatran Voyma Oy (heute Fortum)

Wirtschaftlichkeit

Marktpotential

Da die Fertigungskapazitäten begrenzt waren, kündigte 1978 der Vorsitzende des Komitees für Kernenergie der Sowjetunion, Andronik Petrosjanz, an, dass mit der Bestellung des Kernkraftwerks Loviisa in Finnland und Kernkraftwerks Sirt in Libyen die Sowjetunion keine weiteren Aufträge für Anlagen des Typs WWER-440 außerhalb des Rats für gegenseitige Wirtschaftshilfe (COMECON) übernehmen könne, um genug Fertigungskapazitäten für die eigenen Kernenergie-Programme dieser Länder vorzuhalten.[17]

Voronezh-Projekt Tschechoslowakei

Voronezh Kraftwerk CS-Anteil
V1 Kernkraftwerk Bohunice 1 (A) und 2 (B) 30 %
V2 Kernkraftwerk Bohunice 3 (A) und 4 (B) 40 %
V3 Kernkraftwerk Dukovany 1 (A) und 2 (B) 60 %
V4 Kernkraftwerk Dukovany 3 (A) und 4 (B) 60 %
V5 Kernkraftwerk Mochovce 1 (A) und 2 (B) 90 %
V6 Kernkraftwerk Mochovce 3 (A) und 4 (B) 90 %
V7 Kernkraftwerk Mochovce 5 und 6 100 %
V8 Kernkraftwerk Mochovce 7 und 8 100 %


Insgesamt lieferte Škoda JS 21 Reaktoren des Typs V-213: vier für Paks-1 bis 4 (Ungarn), zwei für Bohunice-3 und 4 (Slowakei), vier für Dukovany-1 bis 4 (Tschechien), vier für Mochovce-1 bis 4 (Slowakei), vier für Żarnowiec-1 bis 4 (Polen), sowie drei für Greifswald-5, 7 und 8 (ehem. DDR).[18]

Brennstoffvarianten

  • European VVER Fuels GmbH, Offenbach,

Einzelnachweise

  1. a b c d e f g h i j k l Атомный эксперт: Двужильный водо-водяной, Februar 2019. Abgerufen am 20.10.2019. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  2. a b c d e f g В. Денисов, Ю. Драгунов: История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций, ИздАТ 2004. ISBN 586656162X.
  3. Clifford Case, u.a.: Technology and Soviet Energy Availability, November 1981. Seite 121. Abgerufen am 15.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  4. Václav Janda, u.a.: Ke společným cílům: z bloku novinářů o československo-sovětské spolupráci. Středočeské nakl. a knihkupectví, 1980. Seite 80.
  5. CNEN (Agency : Italy): Notiziario, Band 27. CNEN, 1981. Seite 69.
  6. Škoda JS: Major Events in the Company's History. Abgerufen am 15.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  7. Ministerstvo vneshneĭ torgovli, Soviet Union.: Foreign Trade, Ausgaben 7-12, U.S.S.R. Ministry of Foreign Trade, 1984. Seite 14.
  8. a b В.Ф.ЗЕЛЕНСКИИ, u.a.: ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ и ТЕХНИКИ, Charkow 1994. ISSN 01345400. Seite 23 bis 37. Abgerufen am 09.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  9. IAEA: COUNTRY PROGRAMME EVALUATION REVIEW THE AGENCY'S TECHNICAL CO-OPERATION PROGRAMME IN THE ISLAMIC REPUBLIC OF IRAN 1982-1995, Juli 1996. Seite 16. Abgerufen am 09.07.2017. ([ http://www.webcitation.org/6rpAVhs7f Archivierte Version] bei WebCite)
  10. Iran's strategic intentions and capabilities, DIANE Publishing. ISBN 1428992553. Seite 104.
  11. Jozef Misak: The role of nuclear power in the State Energy Policy of the Czech Republic and its justification, 26.10.2015. Abgerufen am 09.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  12. Škoda JS: Major Events in the Company's History. Abgerufen am 15.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  13. Energetike: Rosatom zatiaľ Bohunice nerieši. Čaká na dostavbu Mochoviec., 23.06.2017. Abgerufen am 15.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  14. Steelcast.ru: Реакторная сталь. Abgerufen am 13.08.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  15. a b c Jukka Laaksonen:VVER-type nuclear power plants and evolution of their safety, 14.11.2013. Abgerufen am 16.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  16. a b MILHEM J.L., u.a.: RAPPORT DES/111 DESCRIPTIONS DES VVER, März 1993. Abgerufen am 09.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)
  17. Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 23. Handelsblatt GmbH, November 1978. Seite 496.
  18. Škoda JS: References. Abgerufen am 15.07.2017. (Archivierte Version bei WebCite)

Weblinks

Siehe auch