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WWER-500: Unterschied zwischen den Versionen

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Aktuelle Version vom 15. Juli 2022, 16:14 Uhr

Disambig-yellow.svg Dieser Artikel behandelt die feste Baulinie WWER-500. Für den ab 1982 entwickelten WWER-500 (V-356) für das Kernkraftwerk Loviisa siehe WWER-440. Für den ab 1987 entwickelten WWER-500 (V-371) siehe OKBM AST-500. Für den in den 1990ern mit Siemens zunächst als WWER-500 (V-407) entwickelten Reaktor siehe WWER-640.
WWER-500
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion
Entwicklungsjahr 1976
Entwickler OKB Gidropress Podolsk
Hersteller Atommasch, Škoda
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

Der WWER-500 (russisch ВВЭР-500) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor der Generation II. Ursprünglich wurde der Reaktor parallel zum WWER-1000 als Systemlösung entwickelt mit der Verwendung einer großen Anzahl identischer Komponenten und Aufbauten. Vorzugsweise sollte das Reaktormodell für den Einsatz in Netzen mit hohen Lastwechselansprüchen, seismisch aktiven Gebieten und für Kernheizkraftwerke eingesetzt werden. Obwohl die Entwicklung abgeschlossen wurde und einige Nationen umfangreiche Planungen mit dem Reaktortyp initiierten, ist der Reaktor nie bestellt worden. Mit der Entwicklung von WWER-Reaktoren der Generation III ab Ende der 1980er Jahre wurde das Reaktormodell zugunsten von moderneren anderen Reaktoren praktisch aufgegeben.

Geschichte

Vergleich der Reaktordruckbehälter des WWER-1000 (links) und WWER-500 (rechts)

Die Idee zur Entwicklung des WWER-500 wurde parallel mit der Entwicklung des WWER-1000 geplant[1] gegen 1970 aufgenommen. Die beiden Reaktormodelle sollten zusammen entwickelt werden als Systemvariante, um die WWER-Reaktorlinie weiterzuentwickeln hin zu größeren Reaktorblöcken, wirtschaftlicheren Betrieb und der Ausstattung der Hilfssysteme mit moderneren Varianten, die der WWER-440 und Vorgängeranlagen nicht besitzen.[2][3] Eine Systemlösung mit dem WWER-1000 sollte der WWER-500 sein, indem die gesamte mechanische Fertigung der Komponenten und der Kraftwerksaufbau nahezu identisch sind mit denen des WWER-1000. Das bedeutet identische Komponenten, Fertigungsverfahren und Subsysteme sollte der WWER-500 nutzen, wie auch der WWER-1000.[4] Die Vereinheitlichung zwischen WWER-1000 (V-320 des unifizierten Projekts) und WWER-500 beträgt zwischen 85 und 90 %.[5] Hieraus erhoffte man sich eine Senkung der Kosten, da die baugleichen Komponenten praktisch parallel gefertigt werden können. Um eine Kostensenkung zu erreichen wurde allerdings vorausgesetzt, dass eine ganze Serie von WWER-500 errichtet werden würde, da ansonsten die Kostendegression durch Serienproduktion nicht erreicht werden kann.[6] Der generelle Gedanke war allerdings die Erwartung, dass der WWER-500 nur in geringen Stückzahlen gebaut werden würde, weshalb die Vereinheitlichung der Komponenten mit der WWER-1000-Produktion einen weiteren Vorteil schaffen sollte insbesondere für die großen Produktionsstandorte von Škoda JS oder bei Atommasch.[7] Einsatzgebiet des WWER-500 sollten Netze sein, in denen die Installation von WWER-1000 unmöglich ist.[8][9]

Ab 1975 begann die Sowjetunion mit der Ausarbeitung eins ersten Projekts auf Basis des WWER-500 für ein Kernheizkraftwerk, das bis 1977 ein ausgearbeitet Projekt für einen konkreten Standort werden sollte.[10] Dabei handelte es sich um das Kernheizkraftwerk Donezk,[11] das allerdings ab 1977 mit WWER-1000 an einen neuen Standort zwischen Nowoasowsk und Mariupol weitergeplant wurde.[12] Am 30. Januar 1976 erteilte das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau der Sowjetunion den Auftrag an Gidropress, das Reaktorsystem des WWER-500 zu entwerfen. Hauptaugenmerk war der Bau der Anlage nach dem Jahr 1985 und der dauerhafte Ersatz des WWER-440 durch den WWER-500. Gidropress stellte das Basisprojekt WWER-500/271 bis 1978 entsprechend der Aufgabenstellung fertig.[6] Bis 1978 war die Aufgabenstellung weitestgehend abgeschlossen und der sowjetische Generaldesigner Teploelektroprojekt Gorki plante bis 1990 ein erstes Kernheizkraftwerk mit WWER-500 in Betrieb zu nehmen.[13]

Weiterentwicklungen

Im Jahr 1989 war in der Tschechoslowakei die Überzeugung bei Škoda JS, dass der Konzern beim Bau mittelgroßer Reaktoren besser zurechtkam als beim Bau großer Reaktoren des typs WWER-1000. Mit der anstehenden Weiterentwicklung des WWER-1000 hin zu einem Reaktor der neuen Generation III gab es den Vorschlag auf Basis dieses Projekts eine neue Serie mit WWER-500, WWER-1000 und WWER-1500 zu etablieren, die mit gleichen Komponenten aufeinander aufbauen mit zwei, vier und sechs Loops. Alternativ schlug Škoda JS eine Baulinie vor mit potenziellen WWER-600, WWER-900 und WWER-1200 mit zwei, drei und vier Loops. Generell würden sich mittelgroße Reaktoren eher für Länder eignen, die flexiblere Anforderungen haben und Anpassungen an die Anlagen fordern. Die Auslegung eines potenziellen WWER-500 sollte allerdings die Einführung eines Doppelcontainment berücksichtigen, was beim WWER-500 als einfacher erachtet wurde als beim WWER-1000 aufgrund des kleineren Durchmessers des Reaktorgebäudes. Eine potenzielle Markteinführung war frühstens nach dem Jahr 2000 möglich. Škoda plante für sich selbst das Entwerfen eines modernen Reaktorblocks nach europäischen Gesichtspunkten, allerdings auf Basis der Auslegung des AES-92, das bis 1999 am Markt verfügbar sein sollte. Der Vorschlag war zudem neben der Zusammenarbeit mit der Sowjetunion auch mit westlichen Firmen bei der Entwicklung zu kooperieren.[14]

Abseits der sowjetischen Entwicklung wurde daher seit 1985 die Entwicklung des Škoda APWR in der 500 bis 600 MW-Leistungsklasse begonnen mit einem 2×4-Loop-Design und im ersten Halbjahr 1990 die Designarbeiten abgeschlossen. In einer Ausschreibung, die zu dieser Zeit seitens der Tschechoslowakei lanciert wurde, bewarb sich Škoda JS mit dem Design in Konkurrenz zu anderen Reaktoren und plante eine erste Demonstrationsanlage zwischen dem Jahr 2000 und 2005 im Einsatz zu haben.[15] Bei Škoda JS war daher kein Interesse mehr vorhanden auf Basis des WWER-500 weitere Entwicklungen zu betreiben.

Seitens der Sowjetunion wurde am 16. Mai 1990 die Entwicklung eines neuen WWER-500 genehmigt. Gidropress begann auf dieser Basis ab 1990 mit der Ausarbeitung eines technischen Designs mit der Version 407 in der Leistungsklasse zwischen 500 und 600 MW. Als Resultat aus der Ausarbeitung wurde praktisch ein Nachfolger des WWER-500 entworfen mit ähnlichen technischen Eigenschaften, allerdings einer erhöhten thermischen Leistung von 1800 MW und einer höheren elektrischen Leistung von 640 MW. Die größte Differenz besteht darin, dass die Anlage 4 Loops haben sollte anstatt 2 Loops wie beim WWER-500. Der Reaktordruckbehälter sollte mit dem des WWER-1000 identisch sein, ebenso die Anordnung der Abschlüsse auf zwei Ebenen, allerdings die Anschlüsse für einen reduzierten Rohrdurchmesser und versetzt zueinander. Der Reaktor wurde als WWER-640 entwickelt.[6] Damit waren keine weiteren Designs auf Basis des ursprünglichen WWER-500-Projekt mehr geplant und das Design damit eingestellt worden.

Technik

Sämtliche Komponenten, mit Ausnahme einer Modifikation des Reaktordruckbehälters, sind mit denen des WWER-1000/320 identisch, die sich lediglich durch ihre Anzahl unterscheiden. Dass diese Auslegung identisch war hing auch damit zusammen, dass man die Transportmöglichkeit der Schwerkomponenten des WWER-500 wie auch beim WWER-1000 mit der Bahn sicherstellen wollte.[6] Da es nur eine Variante des WWER-500 gibt, beschreibt die technische Beschreibung nur den WWER-500/271.

Kreisprozess

Beim WWER-500 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit zwei Primärkreisläufen, Auslegungsbasis waren der WWER-1000. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruckcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den zwei Primärkreisläufen und dem internen Abklingbecken, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle, in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.

Das Kühlmittel Wasser wird in den beiden Primärkreisläufen unter einem Druck von 156,91 bar über die zwei kalten Stränge, welche einen Innendurchmesser von 850 mm besitzen, in den Reaktordruckbehälter geleitet und strömt dort die Innenwand entlang nach unten. Am Boden wird die Flussrichtung umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird, und sich das Wasser von etwa 291 °C auf ungefähr 320 °C aufheizt. Von dort aus fließt es über die zwei heißen Stränge der Loops durch die Rohrleitungen mit ebenfalls 850 mm Innendurchmesser durch die Heizrohre der zwei Dampferzeuger, welche als Rohrbündelwärmeübertrager ausgelegt sind. Nach der Wärmeübertragung wird das Kühlmittel jedes Kreislaufes mit einer Kreiselpumpe zurück in den Reaktorkern gepumpt. Um den Druck in den Kreisläufen zu halten, besitzt einer der Loops einen Druckhalter, welcher sich zwischen der Heißseite und dem Dampferzeuger im zweiten Loop befindet. Der Massenstrom durch den Kern beträgt bei einer Nennleistung von 1500 MWth etwa 22.000 m3/h.[16][6][7][17][18] Das gesamte Primärsystem ist mit speziellen Stoßdämpfern gelagert um bei auftretenden Lasten durch Leckagen oder Brüche eine Verschiebung zu verhindern.[17] Eine große Differenz zu frühen WWER-1000-Varianten ist der Wegfall von Absperrarmaturen an den einzelnen Loopleitungen, die im WWER-1000 ermöglichen den Block bei Leckage eines Loops ihn mit drei Loops weiter zu betreiben. Da der WWER-500 nur zwei Loops hat und der Betrieb mit einen Loop unzulässig wäre, wurden die Absperrarmaturen nicht verwendet.[19]

Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe, die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess ausgeführt ist. In den zwei Dampferzeugern wird dabei Sattdampf bei 62,76 bar Druck und etwa 270 °C erzeugt, welcher über zwei Leitungen über redundante Sicherheitsventile aus dem Containment in das Maschinenhaus und dort in die Dampfturbine strömt, wo der Turbosatz elektrische Energie erzeugt. Dabei wird der Dampf nach dem Durchströmen der Hochdruckturbine in zwei parallele Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet, um danach, je nach Turbinentyp, in die ein, zwei oder drei Niederdruckturbinen eingespeist zu werden. Kondensatpumpen fördern das Kondensat aus dem Kondensator in den Speisewasserbehälter über eine Niederdruck-Vorwärmstrecke, bevor es in einen Entgaser fließt. Dieser wird von den Wasserabscheidern bespeist. Danach wird das Wasser von der Speisewasserpumpe des jeweiligen Dampferzeugers durch den Hochdruck-Speisewasservorwärmer gepumpt, welcher von den Zwischenüberhitzern mit Restwärme versorgt wird. Danach wird es mit 220 °C in den Dampferzeuger gespeist und der Kreislauf beginnt von vorn.[16][6][7][17][18] Die Speisewasserpumpen sind serienmäßig elektrische Betrieben. Im Gegensatz zum WWER-1000, wo es eine Reserve von zwei Pumpen zu den normal betriebenen zwei Speisewasserpumpen gibt, gibt es diese Reserve beim WWER-500 nicht.[20]

HauptumwälzpumpeHauptumwälzpumpeDampferzeugerDampferzeugerReaktorHochdruckturbineNiederdruckturbineGeneratorKondensatorKondensatorKondensatpumpeSpeisewasservorwärmstreckeSpeisewasservorwärmstreckeEntgaser mit SpeisewasserbehälterSpeisewasserbehälter mit EntgaserdomSpeisewasserpumpeWWER-500 Schema.svg
Über dieses Bild

Vereinfachtes Pinzipschaltbild des WWER-500 ohne Nebensysteme. Beschreibung per mouseover.

Reaktordruckbehälter

Aufbau des Reaktordruckbehälters

Der Reaktordruckbehälter ist die zentrale Einheit des Kraftwerks, da hier durch den Kernreaktor Masse direkt in Energie umgesetzt wird. Konkret geschieht dies durch induzierte Spaltung (Fission) von schweren Atomkernen, wobei die daraus entstehenden Spaltprodukte einen höheren Massendefekt aufweisen als das schwere Ausgangsnuklid der Kernspaltung. Der WWER-500 verwendet als Leichtwasserreaktor thermische Neutronen, das Wasser im Primärkreislauf dient gleichzeitig als Moderator und als Kühlmittel. Das Moderieren (Abbremsen) der Neutronen erhöht dabei den Wirkungsquerschnitt für die Kernspaltung des Brennstoffes und verringert im Verhältnis den Einfangquerschnitt nicht spaltbarer Schweratome wie Uran 238. Bei steigender Temperatur im Reaktor bilden sich verstärkt Dampfblasen aus, die Moderationswirkung des Wassers lässt nach, der Wirkungsquerschnitt sinkt und folglich auch die Zahl der Kernspaltungen (negativer Dampfblasenkoeffizient). Sicherheitstechnisch sinnvoll, behindert diese Eigenschaft jedoch eine beliebige Erhöhung der Leistungsdichte, sodass die Blockleistung im Laufe des Anlagenlebens nur durch bessere Dampfturbinen und effizientere Wärmetauscher erhöht werden kann. Während des Betriebes wird dem Wasser Borsäure zugesetzt. Da Bor ein wirksamer Absorber für Neutronen ist, kann durch die Borsäurekonzentration die Leistung des Reaktors geregelt werden. Eine weitere automatische Leistungsregelung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur. Eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet auch eine erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen schlecht spaltbaren Uran-238, Neutronen zu absorbieren.

Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 4,139 m und eine Wandstärke von 190 mm. Ohne Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe 10,880 Meter, bei einer Masse von 323 Tonnen. Der Behälter besteht dabei aus Ferritstahl, welcher in sieben ringförmige und eine hemisphärische Struktur geschmiedet und anschließend an sieben Stellen zusammengeschweißt wird. Aus Korrosionsschutzgründen ist die Innenseite des Reaktordruckbehälters außerhalb des Kernbereichs mit 8 mm dickem rostfreiem Stahl ausgekleidet. Das durch die zwei Kaltseiten mit einer Anschlussgröße DN 850 mm in den Reaktordruckbehälter strömende Wasser fließt innen an der Wand entlang nach unten, um den Kern von außen zu kühlen. Am Boden befindet sich unter dem Führungsgitter ein Verteilersieb, um das Wasser gleichförmig durch den Reaktorkern zu leiten.[7] Das ursprünglich verwendete Design des thermischen Schilds, das in den frühen WWER-440-Blöcken im Reaktordruckbehälter genutzt wurde, ist im WWER-500 vollständig eliminiert worden.[17]

Der größte Unterschied zum Reaktordruckbehälter des WWER-1000 war bei dem WWER-500 die Anordnung der heißen und kalten Anschlüsse des Primärkreises auf einer Ebene. Der Produktionsprozess und auch die Abmaße der einzelnen Schmiederinge des Reaktordruckbehälters ist jedoch nahezu identisch zum WWER-1000. Durch die Anordnung der Primäranschlüsse auf einer Ebene hat der WWER-500-Reaktordruckbehälter allerdings einen zusätzlichen Schmiedering unterhalb der Anschlüsse, um die Abmaßdifferenz auszugleichen.[19][6] Dies sollte ermöglichen, dass die Produktion der Reaktordruckbehälter in der Massenproduktion identischen Prozessen unterlegen ist mit identischen Qualitätskontrollpunkten, sodass der Prozess immer gleich bleibt ohne ihn für ein spezifisches Projekt abzuändern.[19]

Reaktorkern

Der Reaktorkern besitzt eine Gesamthöhe eine aktive Höhe von 3,55 Meter bei einem Durchmesser von 2,57 Meter und besteht aus 109 Brennstoff- und 31 Steuerstabbündeln.[7] Die Brennelemente, Steuerstäbe und Steuerstabantriebe, sowie die generellen Kerneinbauten sind mit denen im WWER-1000 identisch.[21] Der Brennstoffinhalt aller Brennelemente entspricht einem Kernbrennstoffgewicht an Uranoxid von 53 Tonnen.[7] Die 4,57 Meter hohen Brennelemente im Reaktorkern setzen durch Kernreaktionen auf der aktiven Länge Wärme frei und sind in sechseckigen Bündeln mit 312 Brennstäben aus Zirkoniumalloy, gefüllt mit gesinterten Urandioxidpellets, zusammengefasst. Neben den Brennstäben werden auch die 18 Führungsrohre für Kontrollstäbe, sowie ein Instrumentierungsrohr für die Reaktorinstrumentierung, mit 15 Abstandshaltern in das Bündel eingearbeitet. Die Urananreicherung der Brennstoffbündel liegt bei maximal 3,6 % und soll einen Abbrand im Schnitt von 31 MWd/kg Uran erreicht. Zur Steuerung der Kettenreaktion kommt in erster Linie das Steuer- und Schutzsystem zum Einsatz, das aus 31 Fingersteuerstäben besteht. Jedes Steuerelement besteht aus 18 Absorberelementen mit einer Länge von 4,315 Metern mit einer aktiven Absorberlänge von 3,7 Metern.[22]

Druckhalter
Druckhalter des WWER-1000 und WWER-500

Der Druckhalter des WWER-500 ist identisch zu dem des WWER-1000 und dient dazu, den Druck im Primärkühlmittel zu erzeugen, der erforderlich ist, um ein Sieden im Kern zu verhindern, die bei Laständerungen des Reaktors durch Änderung der Systemtemperatur hervorgerufenen Volumenschwankungen des Kühlmittels auszugleichen und Druckabweichungen vom Sollwert auszuregeln. Er besteht aus einem zylindrischen Druckbehälter, mit einem Innendurchmesser von 3 m und hemisphärischen Enden, und einer Leitung zu einem der Primärkreisläufe. Die Höhe des Bauteils beträgt etwa 13,49 m. Zur Kontrolle des Kreislaufdrucks besitzt der Druckhalter im unteren Bereich, wo das Wasser flüssig ist, 28 elektrische U-förmige Heizelemente mit je 90 kW Heizleistung, die zu je vier Gruppen aufgeteilt sind, mit einer Leistung von 2,52 MW. Diese können das Wasser im Druckhalter teilweise verdampfen, wodurch der Dampfdruck der Blase an dessen Spitze steigt, und somit auch der Druck der Primärkreisläufe. Zur Reduzierung des Dampfdrucks kann im oberen Bereich des Druckhalters Wasser aus dem ersten Loop (über eine DN 175-Leitung) eingesprüht werden, was den Dampf auskondensiert. Im Normalfall sind im Volllastbetrieb etwa 55 m3 Wasser im Druckhalter und 24 m3 Dampf, bei einem Gesamtvolumen von 79 m3. Angeschlossen ist der Druckhalter über eine DN 350-Leitung direkt am heißen Strang des zweiten Loops, sowie über eine DN 175-Injektionsleitung an dem heißen Strang des ersten Loops. Gegen Überdruck sind oben Federventile eingebaut, welche den Dampf in einen Tank im Hilfsanlagengebäude abblasen. Zusätzlich gibt es einen Anschluss für die Hockdruck-Boreinspeisung in das Primärsystem über den Druckhalte im Falle einer Primär-Sekundär-Leckage um den Druck im Primärsystem durch Reduzierung der Kernleistung zu senken.[23]

Dampferzeuger

Die zwei horizontal liegenden Dampferzeuger des Typs PGW-1000 und später PGW-1000M, die sowohl für den WWER-1000 als auch den WWER-500 entwickelt wurden, übertragen die Wärmeenergie der Primärkreisläufe in den Sekundärkreislauf, dessen Wasser hier verdampft wird. Jeder der 285 t schweren Dampferzeuger besitzt einen Innendurchmesser von 4 m und eine Gesamtlänge von 14,5 m. Die Außenhülle des Dampferzeugers besteht aus niedrig legiertem Stahl des Typs 10GN2MF, die Kollektoren aus niedrig legiertem Stahl des Typs 10GN2MFA und die Dampftrockner aus Stahl des Typs 0Ch18N10T. Das Wasser des Primärkreislaufes strömt dabei durch einen DN 850 Anschluss der Heißseite des Loops am unteren Teil des Dampferzeugers in die 11.000 Ur-Röhrchen im PGW-1000, im PGW-1000M in 10.978 U-Röhrchen mit einem Durchmesser von 16x1,5 mm aus korrosionsbeständigen Hochtemperaturstahl des Typs 08Ch18N10T. Diese besitzen einen Außendurchmesser von 19 mm und eine Wandstärke von 1,5 mm. Das Wasser fließt innerhalb der U-Röhrchen im Speisewasser des Sekundärkreislaufes durch jeweils eine Seite längs des Dampferzeugers und endet anschließend am zweiten DN 850 Anschluss auf der Kaltseite des Loops. Das Speisewasser des Sekundärkreislaufes wird seitlich über einen Sammler mit mehreren Abzweigungen in den Dampferzeuger neben den Dampferzeugerrohrbündeln eingespeist und sammelt sich im Dampferzeuger. Das gesammelte Wasser wird dort von den U-Röhrchen erwärmt und verdampft anschließend. Zwischen den beiden Seiten der U-Rohre befindet sich eine Trennplatte, um Querströmungen zu verhindern und die Effizienz des Wärmetauschers zu steigern. So strömen nur 10 % des Speisewassers in die "kalte" Seite des Wärmetauschers, wo das Wasser innerhalb der Röhrchen wieder nach unten fließt. Dadurch ist zwischen Speisewasser und den Rohrbündeln ein größerer Temperaturgradient vorhanden, was die Effizienz erhöht. Der so entstandene Sattdampf zieht nach oben ab und wird im oberen Teil des Dampferzeugers durch Dampfabscheider und Dampftrockner geleitet, bevor der Sattdampf mit dem Restwassergehalt von 0,20 % in den Dampfkollektor geleitet wird.[24]

Die Dampferzeuger stellen die führende Komponente für die Leistungsgrenze des gesamten Reaktorsystems dar. Jeder Dampferzeuger ist für eine thermische Leistung von 750 MW ausgelegt und einer Nenndampfkapazität von 1470 Tonnen pro Stunde. Der Dampferzeuger ist ausgelegt für die Erzeugung von Dampf mit einer Temperatur von 278,5 °C bei einem Druck von 62,8 bar. Eine spezielle Eigenschaft des PGW-1000 und PGW-1000M ist der große Wassergehalt, der sich in einen Dampferzeuger befindet mit rund 42 Tonnen im Betrieb unter Nennleistung, sowie 52 Tonnen im Nullleistungsbetrieb. Dies ermöglicht für den Reaktor eine außergewöhnliche lange Karenzzeit im Vergleich zu Kernkraftwerken mit vertikalen Dampferzeugern.[24]

Umwälzpumpen

Die Umwälzpumpe dient dazu, das Wasser im Primärkreislauf auf der kalten Seite der Loops vom Dampferzeuger wieder in den Reaktor zu pumpen. Im Falle eines Verlusts der Versorgungsspannung dient sie zusätzlich bei reibungslosem Auslauf dazu, den Primärkreislauf übergangslos in einen Naturumlauf zu überführen. Im Gegensatz zu den früheren Umwälzpumpen, die in den frühen Versionen des WWER-440 genutzt wurden, ist für die Hauptumwälzpumpe des WWER-1000 und WWER-500 die Konstruktion abgeändert worden und Schwungräder berücksichtigt worden. Während in den früheren WWER-440 die Fördermenge bei einem Ausfall der Pumpe sehr schnell abfiel, sollten die Schwungräder im WWER-500 dafür sorgen, dass die Pumpen länger auslaufen, um die Wärmeabfuhr aus dem Reaktorsystem zu gewährleisten und mehr Zeit vorzuhalten um Gegenmaßnahmen zu treffen. Zusätzlich führt der trägere Abfall dazu, dass in den ersten zwei bis drei Sekunden bei Ausfall der Spannungsversorgung keine Sicherheitssysteme initiiert werden, da die Förderleistung in dieser Zeit konstant bleibt. Dies ermöglicht bei kurzen Schwankungen der Stromversorgung den Betrieb des Reaktors ohne Unterbrechung fortzuführen.[17]

Eingesetzt wird eine Hauptumwälzpumpe des Typs GZN-195M von ZKBM. Es handelt sich dabei um eine vertikale einstufige Kreiselpumpe mit Gleitringdichtung, die im Motorbereich mit Öl gekühlt und Fett geschmiert wird, im Pumpenbereich übernimmt beide Aufgaben das Medium Wasser. Die elektrische Umwälzpumpe ist für eine Geschwindigkeit von 1000 Umdrehungen pro Minute ausgelegt und fördert bis zu 20.000 Kubikmeter Wasser pro Stunde. Der elektrische Eigenbedarf der Pumpe liegt je nach Wassertemperatur bei maximal 7 MW im kalten Zustand und 5,3 MW im Nennleistungsbetrieb mit heißem Wasser. Einen Teil der Abwärme gibt die Pumpe in den Primärkreislauf ab, was zu einer zusätzlichen Erwärmung und letztlich thermischen Leistung des Reaktorsystems führt. Im Normalfall werden die Umwälzpumpen daher im Aufwärmprozess des Reaktorsystems als Wärmequelle verwendet, um vor Anfahren des Reaktors das System auf die Betriebstemperaturen und -drücke zu fahren. Durch entsprechende Umrichter ist die Pumpe stufenlos regelbar.[23]

Turbosatz

Dampfsammelschienenkraftwerk mit zwei WWER-500, zwei konventionellen Kondensationsturbinen mit Fernwärmeauskopplung und Gegendruckturbine zur Prozessdampfauskopplung

Aufgrund der frühen Projektstudie in den 1970ern wurde aus den Resultaten 1977 beschlossen die Turbosätze des WWER-500 vornehmlich für die mögliche Nutzung der Fernwärmeauskopplung in Kernheizkraftwerken auszulegen.[25] Die Hauptmodelle Turboatom K-500-60/1500 und Škoda A 250 bieten neben der Energieerzeugung die Auskopplung von Fernwärme an. Während die Turboatom-Turbine höhere Fernwärmetemperaturen bei ungeregelter Fernwärmeauskopplung erreicht, ist die Škoda für eine geregelte Fernwärmeauskopplung im niedrigen Temperaturbereich für Fernwärme ausgelegt. Für die Ausspeisung von Prozesswärme ist allerdings der Einsatz spezieller Gegendruckturbinen vonnöten, die es erlauben bis zu 1000 Tonnen Dampf bei 60 Bar und 275 °C auszukoppeln, bei einer maximalen elektrischen Leistung von 60 MW. Zusätzlich wäre parallel der Einbau einer Kondensationsturbine mit einer ähnlichen Leistung berücksichtigt worden, um die schwankende Dampflast auszugleichen und dann in Elektrizität umzuwandeln. Dies erfordert allerdings für eine stabile Dampferzeugung den Einsatz eines Dampfsammelschienenkraftwerks, wie es für das Kernheizkraftwerk Kojetice vorgesehen war mit zwei 250 MW-Turbinen und einer Gegendruckturbine mit hohen Anteil an Dampfauskopplung durch die einzelne Gegendruckturbine.[7] Eine Analyse des WWER-500 zusammen mit anderen Reaktoren der WWER-Serie ergab allerdings, dass die Konfiguration des Blocks mit einem Turbosatz pro Block dann die beste Option ist, wenn die Anlage dauerhaft zwischen 75 und 100 % der Nennleistung fährt. Bei häufigen Betrieb unter 75 % der Nennleistung eignet sich die Installation von zwei Turbinen pro Block eher.[26] Ab 1978 wurde auch der Einsatz der TK-450/500-60/3000 des Ural Turbinenwerks (UMTZ) erwogen, die für eine geregelte Fernwärmeauskopplung ausgelegt ist und auch für den WWER-1000 angedacht wurde für den Einsatz in spezialisierten Kernheizkraftwerken.[13]

Turboatom K-500-60/1500-1

Die K-500-60/1500-1 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HMD+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil, einen Niederdruckteil und einen Generator. Der Turbosatz wurde gezielt für die Verwendung im WWER-500 und WWER-1000 entwickelt.[27]

Die 3135 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 274,3 °C bei einem Druck von 59 Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hoch- und Mitteldruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet und auf 250 °C überhitzt. Danach wird der Dampf auf den zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet, die sich seitlich des Läufers befinden. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf. Der Druck im Kondensator beträgt 0,06 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann. Durch drei weitere Vorwärmstufen wird das Speisewasser bei 220 °C wieder in die Dampferzeuger zurückgeleitet. Mit dem Turbosatz kann eine elektrische Nennleistung von 500 MW erreicht werden, wobei die Maximalleistung bei 531 MW liegt.[28][29][30]

Der Turbosatz ist eine erprobte Konstruktion und wurde bereits für den fünften Block des Kernkraftwerks Nowoworonesch für den WWER-1000 eingesetzt. Dort sind zwei Turbinen installiert worden.[29] Dadurch die Fernwärmeabzweigung aus der Turbine ungeregelt ist[7] und mit 60 Gigakalorie pro Stunde nur sehr gering,[13] ist der Bau von zusätzlichen parallelen Heizwerken nötig. Der Einsatz dieser Turbine eignet sich daher nur für reine Kernkraftwerke.[7]

Turboatom K-500-60/1500-2

Die K-500-60/1500-2 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HD+ND+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil, drei Niederdruckteilen und einen Generator. Bei der Turbine handelte es sich um ein Projekt, das nie umgesetzt wurde.[31][32]

Škoda A 250
Škoda A 250

Die Škoda A 250 ist eine für Kernheizkraftwerke optimierte Schnellläuferturbine (3000 Umdrehungen pro Minute) mit geregelter Fernwärmeauskopplung. Die Turbine arbeitet normal mit einer Frischdampftemperatur von 275 °C und einem Druck von 60 Bar. Mit der Turbine ist es möglich Fernwärme mit einer Temperatur von 130 °C auszukoppeln, während für heißere Fernwärmenetze die Temperatur in konventionellen Erhitzern auf bis zu 170 °C weiter erwärmt werden kann. Abzüglich der Wärmeauskopplung wird eine thermische Fernwärmeleistung von 450 MW garantiert bei einer garantierten elektrischen Leistung von 150 MW. Insgesamt sind zwei Turbinen dieses Typs pro WWER-500-Reaktor vorgesehen. Die Turbine selbst basiert auf dem Projekt für eine Dampfturbine mit Fernwärmeentnahme für das ursprüngliche Projekt des Kernheizkraftwerks Brünn mit Druckwasserreaktor und 520 MW thermischer Reaktorleistung, die 1973 mit der Modernisierung des Projekts auf WWER-440 weiterentwickelt wurde. Mit der Weiterentwicklung zur Škoda A 250 wurde das Basisturbinendesign für den WWER-500 in der Tschechoslowakei geschaffen.[7]

Möglich ist der Einsatz der Škoda A 250 in Kombination mit verschiedenen Heiztbetriebsmodi in verschiedenen Varianten. Dies betrifft die Kombination der Anzapfungen bei einer gewährleisteten Dampfmenge von 1500 Tonnen pro Stunde für den Turbosatz. In der ersten Variante wäre es möglich mit einer geregelten Anzapfung in der sechsten Entnahmestufe an den Niederdruckteilen bei gewährleisteten 400 Gigakalorie pro Stunde mit einem Vorlauf von 130 °C und einem Rücklauf von 70 °C zu fahren, bei einer elektrischen Leistung von 145,7 MW. Bei einer geregelten Anzapfung in der fünften Stufe wäre es möglich bei gewährleisteten 400 Gigakalorie pro Stunde mit einem Vorlauf von 130 °C und einem Rücklauf von 70 °C zu fahren, bei einer elektrischen Leistung von 153,2 MW (siehe nebenstehende Grafik). Damit wäre im Dualbetrieb die zweite Variante effizienter. Unter Annahme des reinen Kondensationsbetriebs der Turbine und damit nur Elektrizitätserzeugung wäre allerdings die zu erreichende Leistung mit geregelter Anzapfung an der sechsten Stufe mit 245,8 MW höher als bei geregelter Anzapfung an der fünften Stufe mit 244 MW. Im Teillastbetrieb mit nur 200 Gigakalorie pro Stunde an Fernwärmeauskopplung wäre bei geregelter Anzapfung an der sechsten Stufe mit 189,2 MW die elektrische Leistung kleiner als bei der zweiten Variante mit geregelter Anzapfung an der fünften Entnahmestufe mit 199,5 MW elektrisch. Demnach wäre die geregelte Anzapfung an der fünften Stufe aus technischer Sicht einfacher zu realisieren, was sich allerdings negativ auf die Stabilität der Entnahme und des Turbinenbetriebs auswirkt.[7]

UTMZ TK-450/500-60/3000
UTMZ TK-450/500-60/3000

Die UTMZ TK-450/500-60/3000 ist eine für Kernheizkraftwerke optimierte Schnellläuferturbine (3000 Umdrehungen pro Minute) mit geregelter Fernwärmeauskopplung und der Konfigurationsformel HD+MD+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil, einen Mitteldruckteil, zwei Niederdruckteilen und einen Generator.[13]

Die 3157 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 274 °C bei einem Druck von 59 Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet und überhitzt. Danach wird der Dampf auf den zweiflutigen Mitteldruckläufer mittig eingespeist und anschließend über weitere Leitungen auf die beiden Niederdruckteile geleitet. Anschließend wird der entspannte Dampf in die Kondensatoren geleitet, die sich unter den Läufern befinden. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf. Der Druck im Kondensator beträgt 0,09 Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch-, Mittel- und Niederdruckläufern in drei Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann. Durch zwei weitere Vorwärmstufen wird das Speisewasser bei 220 °C wieder in die Dampferzeuger zurückgeleitet mittels einer turbinengetriebenen Speisewasserpumpe. Mit dem Turbosatz kann eine elektrische Nennleistung von 450 MW erreicht werden. Da die Turbine optimiert ist für die Auskopplung von Fernwärme, wird an vier unterschiedlichen Anzapfungen an den einzelnen Turbinenstufen Dampf für die Erhitzungsstrecke der Fernwärmeauskopplung abgezweigt.[28][33]

Unter bestimmten Betriebsbedingungen je nach Fernwärmenetztemperatur und Extraktionsleistung für den Auskopplungsbetrieb fluktuiert die elektrische Leistzung zur thermischen Fernwärmeleistung. Daten hierzu können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.[33]

Generatorleistung
MWel
Fernwärmeleistung Temperatur °C Dampfmassenstrom
Tonnen pro Stunde
MWth Gcal Vorlauf Rücklauf
428 600 515 163 45 3101
458 450 386 153 45 3132
476 350 300 153 45 3132
480 450 386 108 41 3147
512 120 106 95 30 3155
521 3155

Sicherheitstechnik

Die Sicherheitssysteme des WWER-500, deren Redundanz von 3×100 % und Auslegung, sind identisch mit denen des WWER-1000/320. Es erfolgte lediglich die Anpassung der Anschlüsse auf eine Anlage mit nur 2 Primärloops.[6] Der Auslegungsunfall des WWER-500 berücksichtigt den vollständigen Bruch einer der Leitungen des primären Reaktorsystems. Das Containment des WWER-500 ist als Volldruckcontainment ausgelegt, sodass beim vollständigen Ausdampfen des Primärkreises das ausgetretene Kühlwasserinventar zurückgehalten werden kann. Der Gesamtdruck, der während solch einer Störung auftreten würde, wurde mit 1,47 Bar berechnet, während das Containment für einen maximal Druck von 3,92 Bar ausgelegt wurde. Zur Druckreduktion ist ein Sprinklersystem vorhanden. Das Containment ist gegen direktes Strahlwasser durch Leckagen und fliegenden Objekten innerhalb des Gebäudes geschützt.[17] Durch die Spannbetonbauweise kann bei Leckage im Vergleich zu dem in der Tschechoslowakei ebenfalls erwogenen Kugelcontainment die Leckrate stark verringert werden, da Beschädigungen durch die Vorspannkraft der Spannweise begrenzt werden, was bei Leckagen an einen Kugelcontainment nicht der Fall wären. Leckagen sind allerdings wesentlich schwerer zu erkennen und zu lokalisieren. Der Nachteil ist die aufwendigere Konstruktion und hohe Anforderungen an die Bauqualität an das Containment. Um etwaige Leckagen aufzufangen, wurde daher auch die Installation eines Doppelcontainments für den WWER-500 erwogen, was durch die wesentlich kleinere Konstruktion des Gebäudes möglich ist. Hierdurch hätte im Ringraum zwischen den Containments eine filtrierte Absauganlage eingesetzt werden können, was das Beherrschen von Leckagen vereinfacht.[7]

Die Sicherheitssysteme sind zueinander von ihrer Lage und Raumauftrennung sowohl physisch und baulich zueinander getrennt. Um die Einwirkung eines Unfalls innerhalb der Anlage zu verhindern, sind die Systeme der drei Sicherheitsstränge außerhalb des Containments angeordnet.[17]

Während die Auslegung vornehmlich den nuklearen Bereich betreffen, wurden nach dem Reaktorunfall von Tschernobyl wurden 1987 neue Regularien für Kernkraftwerke geschaffen, die 1990 in den OPB-88 inkraftgetreten sind. Darin werden die technischen Charakteristika und Regularien für den WWER-500 gezielt festgelegt und beschrieben. Hier wurden auch zusätzliche Sicherheitsmaßnahmen geschaffen für die Notbespeisung des sekundären Kreislaufs die Vorgaben, dass am Kernkraftwerksstandort mit einem WWER-500 insgesamt vier Tanks mit je 500 Kubikmetern Kapazität an demineralisiertem Wasser vorgehalten werden müssen. Für jeden weiteren Blocks am Standort war der Zubau eines weiteren 500 Kubikmeter großen Tanks vorgesehen.[20]

Überblick

Eine Übersicht der grundlegenden Sicherheitssysteme des WWER-500 ist in der nachfolgenden Beschreibung zu finden. In den Zeichnungen bei den Systembeschreibungen sind aktive Systeme in rot und passive Systeme in grün gezeichnet.

Aktive Sicherheitssysteme
  • Hochdruck-Notkühlsystem (SAOZ-WD): Das System ist mit einer Redundanz von 3×100 % ausgelegt. Die Hochdruckpumpen fördern bei Initiierung Borsäurekonzentrat aus einem Tank mit 150 Kubikmetern je Sicherheitsstrang direkt in die beiden kalten Stränge der Loopleitungen. Die Pumpen können unter voller Leistung pro Sicherheitsstrang 150 Kubikmeter pro Stunde in das System fördern bei einem Druck von 104 bar. Bei Bedarf ist es auch möglich das bei einer Leckage angesammelte Wasser vom Primärsystem in den Containmentsümpfen ebenfalls wieder in den Kreis zu fördern.[34]
  • Niederdruck-Notkühlsystem (SAOZ-ND): Das System ist mit einer Redundanz von 3×100 % ausgelegt. Die Niederdruckpumpen fördern bei Initiierung eine Borsäure-Deionat-Lösung aus einem Tank mit 582 Kubikmetern je Sicherheitsstrang über den ersten und zweiten Sicherheitsstrang direkt in den Reaktorkern und den Ringspalt des Reaktordruckbehälters. Die dritte Redundanz speist die Lösung in den zweiten Loop sowohl in den heißen, als auch in den kalten Strang ein. Die Pumpen können unter voller Leistung pro Sicherheitsstrang 750 Kubikmeter pro Stunde in das System fördern bei einem Druck von 15 bar. Bei Bedarf ist es auch möglich das bei einer Leckage angesammelte Wasser vom Primärsystem in den Containmentsümpfen ebenfalls wieder in den Kreis zu fördern.[34]
  • Gebäudesprühsystem: Um bei einen Austritt von Kühlmittel durch einen Leck oder Bruch einer Leitung oder Komponente im Containment den Druck zu kontrollieren, beinhaltet der WWER-500 ein Gebäudesprühsystem um Wasser-Dampf-Gemisch in der Luft zu kondensieren und so den Druck zu reduzieren, sodass die Auslegungsschwelle des Containments von 3,92 Bar nicht erreicht oder überschritten wird.[17] Das Gebäudesprühsystem ist mit einer Redundanz von 3×100 % ausgelegt und hat für jedes System eine Förderpumpe mit einer Förderleistung 582 Kubikmeter, die Wasser aus den Borsäure-Deionat-Lösungstank der Niederdruckeinspeisung entnehmen können, oder das Wasser aus den drei Containmentsümpfen fördern können. Im Gegensatz zu den Notkühlsystemen sind die Pumpen des Gebäudesprühsystems regelbar. Zusätzlich hat jeder der Stränge einen Hydrazintank, dessen Inhalt über einen Injektor zugegeben wird. Das Hydrazin dient dazu den durch das Versprühen angesammelten Sauerstoff zu verdrängen, der zu Korrosionsschäden an den Einbauten führen könnte.[34]
  • Druckhalter-Sicherheitsventile: Der Überdruckschutz des Druckhalters ist mit einer Redundanz von 1×50 % und 2×50 % auf verschiedenen Druckstufen ausgelegt. Insgesamt gibt es drei Druckhalter-Sicherheitsventile. Das erste Ventil öffnet bei einem Druck von 185 bar, während die anderen beiden Ventile bei einem Druck von 190 bar öffnen.[34]
Passive Sicherheitssysteme
  • Kernflutsystem: Das Kernflutsystem besteht aus vier Druckspeichern, die mit einem nominalen Druck von 60 bar arbeiten. Jeder einzelne Speicher beinhaltet 70 Kubikmeter mit Borsäure vermischten Deionat.[34] Das Kernflutsystem sichert im Fall des vollständigen Bruchs einer Primärleitung die Wassermenge im Primärkreislauf ab. Durch seine passive Eigenschaft wird das System initiiert, wenn der Druck des Primärkreislaufs unter die Schwelle der den Kernflutbehältern vorgelagerten Rückschlagventile fällt. Durch die schnelle Aktuation des System ist es möglich die Kernbrennstofftemperatur unter 1200 °C zu halten, die bei erreichen und überschreiten zur Kernschmelze führen würde.[17] Die Auslegung entspricht in der Basis denen des KWU DWR-1300 MWe.[35]

Steuerungstechnik

Die Auslegungsbasis des WWER-500 sah vor, dass die Anlage in der Mittellast im Manövrierbetrieb gefahren werden kann.[6] Der Block ist sowohl durch seine 2-Loop-Anordung dafür besser geeignet als die größeren Blöcke und kann größere Lastgradienten fahren bei kleiner Anhebung oder Absenkung der mittleren Kühlmitteltemperatur.[36]

Versionen

Insgesamt wurde nur eine Variante des WWER-500 entwickelt. Trotz der quasi vollendeten Entwicklung des technischen Projekts war in der Folge das Reaktormodell nur ein Zwischenschritt.

V-271

Die Version 271 ist das einzige Projekt, das mit WWER-500 fertig projektiert wurde. In der Basisauslegung gleicht die Version dem WWER-1000/320 mit dem Unterschied, dass nur zwei Loops eingesetzt werden, allerdings der generelle Aufbau mit dem unifizierten Projekt weitestgehend identisch. Die Standzeit des Reaktordesigns wurde auf 30 Jahre festgelegt. Die Daten des Reaktorsystems können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.[6][7][17][18][16]

WWER-500/271 (Generation II)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 500 MWel[A1] Leistung: 1500 MWth Schleifen: 2 stck. Anzahl 1 stck.[A2]
Leistung (N): 466 MWel[A1] Eintrittstemperatur: 291 °C Betriebsdruck: 156,91 Bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 34 MWel Austrittstemperatur: 320 °C Pumpenvolumenstrom: 6,12 m³/s ×2 Niederdruckteile: 1 stck.[A2]
Wirkungsgrad: 31,9 %[A1] Höhe des Kerns: 3,50 m Pumpenleistung: 7,0 MW ×2 Aufbau: HMD+ND+G[A2]
Querbeschleunigung: Durchmesser des Kerns: 2,60 m Wärmetauscherfläche: 6111 m² ×2 Rotation: 1500 U/min
Containment Abbrand: 31 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 78 Brennelemente (BE)

      - 31 BE mit Steuerelemente

Kern WWER-500 V271.svg Betriebsdruck: 62,76 Bar Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: 220 °C Scheinleistung:
Auslegungsdruck: 3,92 Bar Dampftemperatur: 270 °C Effektivleistung:
Gebäudewandstärke: 1,2 m Dampfmassenstrom: 2940 t/h Arbeitsspannung:

A1. - Werte bei Einsatz der Turboatom K-500-60/1500-1. Bei Einsatz von zwei Škoda A 250 Dampfturbinen mit geregelter Minimumauskopplung von 22,9 MW an Fernwärme liegt die Bruttoleistung bei 451 MW und die Nettoleistung bei 417 MW bei einem Wirkungsgrad von 29,3 %.[37]
A2. - Werte bei Einsatz der Turboatom K-500-60/1500-1. Bei Turboatom K-500-60/1500-2 Turbinenformel HD+ND+ND+ND+G, bei UMTZ TK-450/500-60/3000 Turbinenformel HD+MD+ND+ND+G und Škoda A 250 Turbinenformel HD+ND+ND+G, bei Škoda A 250 zudem Einsatz von zwei Turbinen pro Block.

Bau und Konstruktion

In den Grundlagen des 1976 erteilten Auftrags des Ministeriums für mittelschweren Maschinenbau der Sowjetunion wurde vorgesehen, dass der WWER-500 als universelles Kernkraftwerk dafür geeignet ist, nahe Ballungszentrum und in seismisch aktiven Gebieten errichtet zu werden.[6][17] Das Gebäude war auf Basis des unifizierten Projekts ausgelegt und ähnelt in den Abmessungen der Lösung auf Basis des unifizierten Projekts von den Basisabmessungen dem Reaktorgebäude des AST-500 von Teploelektroprojekt Gorki. Das Fundament hat ein Innenabmaß von 64×64 Meter, während das Spannbetoncontainment bei gleicher Höhe des WWER-1000/320 aufgrund des kleineren Reaktorsystems nur einen Außendurchmesser von 31 Meter aufweist.[13][38] Die Maschinenhalle ist in der unifizierten Anordnung von Teploelektroprojekt Gorki längs auf der orthogonalen Achse zum Reaktorgebäude angeordnet.[13]

Im Zusammenhang mit dem WWER-500 entwarf Teploelektroprojekt Gorki hauptsächlich Kernheizkraftwerke dieses Typs. Diese Entwicklung fand insbesondere parallel zu der möglichen Konfiguration mit zwei 500 MW-Turbinen für Kernheizkraftwerke des Typs WWER-1000 statt. Entsprechend der maximalen Ausbauleistung von solchen Anlagen mit 2000 MW war vorgesehen entweder zwei WWER-1000 zu errichten oder vier WWER-500 mit der Übernahme von Fernwärmelasten im Bereich zwischen 1500 bis 6000 Gigakalorie pro Stunde. Diese Anlagen sollten als Grundlastwärmeerzeuger fungieren und die schwankende Last von bestehenden oder neuen fossilen Heizwerken gedeckt werden. Der Umbau von einen rein fossilen Fernwärmebetrieb auf einen nuklear-fossilen Fernwärmebetrieb eines Fernwärmenetzes führt zur Einsparung von 85 bis 90 % an konventionellen Brennstoffressourcen. Während der Bau des WWER-1000 nur in Fernwärmenetzen als Kernheizkraftwerk möglich ist, in denen die Gegebenheiten eine dauerhafte Volllastausnutzung zulassen und die Wärmesenke gewährleistet werden kann, sind für Regionen mit schlechten Kühlbedingungen und Schwankungen im Stromnetz die Bedingungen für den WWER-500 ökonomisch besser.[13]

Wirtschaftlichkeit

Die umfangreichsten Studien zur Wirtschaftlichkeit des WWER-500 stammten aus der Tschechoslowakei im Zusammenhang mit dem Einsatz des WWER-500 für Kernheizkraftwerke. Reine Kernkraftwerke haben einen relativ niedrigen Wirkungsgrad von 33 %, während durch die Abwärmenutzung dieser auf bis zu 66 % gesteigert werden kann. Ohne Abwärmenutzung kommt es aufgrund der hohen Abwärmelast der Kernkraftwerke durch Verdunstung in Kühltürmen zu einer Veränderung des Mikroklimas in direkter Umgebung der Anlagen, was bei einer Abwärmenutzung stark reduziert werden kann. Die generellen Investitionskosten für den Bau eines Kernheizkraftwerks fallen mit 66,6 % höher aus im direkten Vergleich mit einem konventionellen Kernheizkraftwerk mit Kohleverbrennung. Um eine wirtschaftliche Konkurrenzfähigkeit aufzubauen, mussten daher die Kosten der Brennstoffversorgung kleiner sein, war durch die hohe Energiedichte des Kernbrennstoffs erreicht wird. So kann trotz der höheren Investitionskosten ein geringerer Preis von 49,0 Kronen pro Megawattstunde aus dem Kernheizkraftwerk erreicht werden, wobei die Kosten aus einem Heizkraftwerk auf Kohlebasis mit 92,0 Kronen pro Megawattstunde höher liegen. Für die Wärmeversorgung wird die Gigakalorie aus dem Kernheizkraftwerk auf 20,0 Kronen kalkuliert, aus dem konventionellen Heizkraftwerk auf 35 Kronen pro Gigakalorie.[39]

Effizienzdiagramm des WWER-500

Auf Basis der Formel lässt sich die Fernwärmeerzeugung ( in Kilokalorie pro Jahr) aus einem Kernheizkraftwerk mit zwei Reaktoren des Typs WWER-500 wie folgt berechnen:[39]

Während die Anzahl der Reaktoren am Standort berücksichtigt, für die thermische Leistung eines Rektors, die Abzüglich der thermischen Leistung für die Elektrizitätserzeugung berechnet wird, wobei in etwa 0,5 (bei 500 MW) entspricht. berücksichtigt die jährlichen Betriebsstunden eines Reaktors, die entsprechend mit der Anzahl der Reaktoren am Standort multipliziert werden muss. Daraus ergibt sich folgende Rechnung bei einer Anlage mit zwei WWER-500:[39]

Anhand der gleichen Formel lässt sich ein direkter Vergleich errechnen für ein konventionelles kohlebasiertes Heizkraftwerk:[39]

Anhand der Rechnung für das konventionelle Heizkraftwerk ergibt sich trotz des höheren Gesamtwirkungsgrades bei gleicher elektrischer Leistungsabgabe eine geringere thermische Restleistung, womit die mögliche Fernwärmeabgabe mit 6,15×1012 Kilokalorie pro Jahr geringer ist als 7,75×1012 Kilokalorie pro Jahr für das Kernheizkraftwerk mit WWER-500. Dies ist allerdings nur der Fall, wenn die Kraft-Wärme-Kopplung ausgenutzt wird. Unter der Annahme, dass die Anlagen nur Strom erzeugen, fällt die Wärmeabgabe, die letztlich bei dieser Variante über die Kühltürme in die Umgebung abgegeben wird mit 8,48×1012 Kilokalorie pro Jahr für das konventionelle Kraftwerk besser aus als für das Kernkraftwerk mit WWER-500 mit 10,30×1012 Kilokalorie pro Jahr. Das Resultat war daher, um überschüssige Wärmeenergie nicht zu verschwenden, diese auch entsprechend für die Fernwärmenutzung zu verwenden, wobei hier der Vorteil bei der Nutzung der Fernwärme aus dem Kernheizkraftwerk liegt.[39]

Im Vergleich mit dem WWER-440 warten die wirtschaftlichen Indikatoren der Reaktoranlage des WWER-500 besser durch den Betrieb mit höheren Drücken und Temperaturen im Primärsystem, bei gleichzeitiger Reduzierung der Anzahl der Primärkreise von 6 auf 2, wodurch sich eine Leistungserhöhung für jeden Loop des WWER-500 um das Dreifache zum WWER-440 ergab. Entsprechend konnte durch die Reduzierung der Loops und deren Leistungserhöhung praktisch eine Größendegression erreicht werden, die insbesondere in der Herstellung die Materialkosten nachhaltig verringerte, trotz der Überdimensionierung des Reaktordruckbehälters für diese Leistungsklasse. Entsprechend der Kompaktierung nach dem Vorbild der Monoblockeinheiten des WWER-1000 konnten die Gebäude verkleinert werden, wodurch die Baukosten gesenkt wurden. Durch eine höhere Zuverlässigkeit und der leicht erhöhten Leistung des WWER-500 im Vergleich des WWER-440 lag der berechnete Kapazitätsfaktor des WWER-500 mit 82,2 % über dem des WWER-440 von 72,3 %, wodurch auch der Betrieb wirtschaftlicher gewesen wäre. Die wirtschaftlichen Indikatoren übertrafen die des WWER-440 daher deutlich.[6]

Marktpotential

Ab 1977 sollte der WWER-500 vermarktet werden, parallel zum WWER-1000, als auch zum WWER-440.[40] Zu diesem Zeitpunkt war allerdings bekannt, dass der Reaktor frühstens im Jahr 1985 erst für den Export und Bau zur Verfügung stehen würde.[41] Obwohl die wirtschaftlichen Parameter des WWER-500 die des WWER-440 deutlich übertreffen und die Gesamtanlage wirtschaftlicher war, konnte sich das Design weder in der Sowjetunion, noch in anderen Ländern für den Export durchsetzen. Dies liegt einerseits daran, dass das Design in der gleichen Leistungsklasse angeboten wurde wie der WWER-440, der durch einfache Leistungserhöhungen aufgrund seiner großen Reserven die gleiche elektrische Leistung von knapp 500 MW erreichen konnte wie der WWER-500. Ausschlaggebend war allerdings, dass es große Verzögerungen bei der Fertigung der WWER-440 gab und sich diese Anlagen durch ihre große Stückzahl und ihren bewährten Betrieb einen großen Marktanteil bis weit nach 1985 absicherten, sodass sich kein Land letztendlich entschied den WWER-500 zu bestellen.[6][19]

Deutsche Demokratische Republik

Ab Anfang der 1970er wurde für den weiteren Ausbau über das Kernkraftwerk V für Erfurt hinaus das Kernkraftwerks VI bei Freienwalde geplant. Vorgesehen war neben der Elektrizitätserzeugung die Auskopplung von Fernwärme für die Hauptstadt Berlin.[42] Federführend ab 1975 plante die BEWAG (Ost) den Bau des Kernkraftwerks Freienwalde mit bis zu vier Reaktoren des Typs WWER-500.[43] Mit den Stellungnahmen des staatlichen Amts für Atomsicherheit und Strahlenschutz Ende der 1970er wurden die vorgeschlagenen Standorte nach den Sanitätsvorschriften als nicht geeignet bewerten, sodass weitere Standortuntersuchungen folgten, in denen das volkseigene Kombinat Kernkraftwerke Bruno Leuschner die Projektion übernahm. Dort konzentrierte mal sich allerdings auf den Bau des größeren WWER-1000 und gliederte die Planungen für diese Region in die für das Kernkraftwerk V ein.[44]

Rumänien

Rumänien wurde 1976 als Alternative für einen WWER-440 am Standort Olt der WWER-500 angeboten. Rumänien wollte den WWER-440 ursprünglich mit einem Containment bauen, lehnte aber den Technologieimport aus dem Westen ab nachdem die Devisenaufwendungen hierfür zu groß gewesen wären. Der WWER-500 wäre standardmäßig mit Containment ausgestattet worden und war daher eine Alternative. Da der WWER-500 aber erst nach 1985 zur Verfügung stehen würde, der WWER-1000 allerdings bereits ab 1980, entschied man sich für den Kauf von drei WWER-1000 für das Kernkraftwerk Moldau.[41]

Sowjetunion

Die Anwendung des WWER-500 war in der Sowjetunion eher begrenzt. Ursprünglich plante man 1971 den Bau eines WWER-500-Prototyps als 5. Block am Kernkraftwerk Nowoworonesch. Darauf wurde zugunsten des größeren WWER-1000 verzichtet.[45] Ab 1975 folgte die Ausarbeitung einer Machbarkeitsstudie für den Bau des Kernheizkraftwerks Donezk in der ukrainischen Sowjetrepublik, die in zwei Varianten mit vier Reaktoren des Typs WWER-500 oder zwei Reaktoren des Typs WWER-1000 ausgearbeitet wurde.[11] Diese Planungen wurden allerdings 1977 abgeändert zugunsten den Planungen eines großen 8000 bis 10.000 MW-Kernkraftwerks mit größeren Reaktoren für das Kernkraftwerk Nowoasowsk zwischen Mariupol und Nowoasowsk.[12] Eine ähnliche Planung existierte 1982 für den Bau des Kernheizkraftwerks Odessa, wo zunächst vier WWER-500 vorgesehen waren, während allerdings die Schwesteranlage in Charkiw zu diesem Zeitpunkt bereits mit WWER-1000 geplant war. Ab 1983 wurden die Planungen des Kernheizkraftwerks Odessa daher entsprechend angepasst und ebenfalls die vier WWER-500 zugunsten von zwei WWER-1000 nicht weiterverfolgt.[46]

Tschechoslowakei

Die Tschechoslowakei war als einzige Nation ab den 1970ern daran interessiert den WWER-500 neben dem WWER-1000 großflächig zu etablieren. Die Tschechoslowakei nahm als führende Nation in Osteuropa im Bereich der Kerntechnik durch den Maschinenbaukonzern Škoda aktiv an der Fertigung von Kernkraftwerken des Typs WWER teil.[47] Während Škoda JS zunächst die Fertigung des WWER-440 übernehmen sollte, war ab den 1980ern geplant durch das Unternehmen auch Reaktoren des Typs WWER-500 und WWER-1000 für den Bau in den osteuropäischen Staaten außer der Sowjetunion zu liefern.[48][49] Ein entsprechendes Abkommen für Škoda unterzeichnete die tschechoslowakische Regierung im Jahr 1974 mit einer Laufzeit bis mindestens 1985.[50] Innerhalb der Tschechoslowakei konzentrierte sich der Einsatz des WWER-500 insbesondere für die Verwendung in Kernheizkraftwerken.[51] Nach Planungen von 1975 sollten Anlagen des Typs WWER-500 und WWER-1000 bis 1990 großflächig als Kernheizkraftwerke etabliert werden.[7] Als erste Anlagen wurde ab 1974 nach Aufgabe der Planung des Kernheizkraftwerks Holešovice das Kernheizkraftwerk Kojetice im Norden von Prag geplant, sowie eine weitere Anlage im Osten von Prag nahe Krenice.[7] Die Planungen für Kojetice waren am weitesten gediehen und wurden 1988 noch für den Bau zwischen 2000 und 2020 vorgesehen.[52] Mit den Planungen des Kernkraftwerks Tetov und dessen größeren Leistungen für eine Fernwärmeauskopplung wurden die Planungen für Kojetice nicht weiter verfolgt.[53]

In der letzten Langzeitplanung in der ersten optimistischsten Variante, in der der WWER-500 berücksichtigt wurde, war noch der Zubau von drei weiteren Kernkraftwerken mit insgesamt 7 Reaktoren des Typs WWER-500 bis zum Jahr 2020 im Kernkraftwerk Pilsen (zwei), bis 2015 im Kernheizkraftwerk Banská Bystrica (zwei), bis 2020 im Kernheizkraftwerk Gottwaldov (zwei)[54] und bis 2020 Kernheizkraftwerk Žilina (einer), sowie einen weiteren WWER-500 bis 2030 für Pilsen und Žilina.[55] Die Anwendung sollte vornehmlich während des 12. Fünfjahresplans an Standorten erfolgen mit einer entsprechenden Fernwärmelast der umliegenden Ballungsräume. Ab 2010 bis zum Jahr 2030 sollte in einigen Varianten die Einführung des WWER-1500 berücksichtigt werden, der im Zusammenspiel mit dem WWER-500 umgesetzt werden sollte. Während allerdings die Planungen für das Kernkraftwerk Nordslowakei noch 1988 für Žilina auf WWER-1000 umgestellt wurden,[54] berücksichtigte man für Pilsen allerdings die Installation eines reinen Kernheizwerk mit Reaktoren des Typs AST-200.[56]

Aufträge

Staat Bezeichnung Block Auftrag IBN Version Kosten spez. Inves-
titionskosten
Anmerkung
Flag of Russia.svg Russland Nowoworonesch 5 V-271 1971 ursprünglich geplanter Prototyp, aufgegeben zugunsten WWER-1000-Prototyp[45]
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Kojetice (Prag-Nord) 1 V-271 Ab 1974 geplant, jedoch 1977 in die 1990er verschoben,[7] nach samtener Revolution nicht weiterverfolgt
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Kojetice (Prag-Nord) 2 V-271
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Křenice (Prag-Ost) 1 V-271 Zwischen 1974 und 1977 als Parallelprojekt zu Kojetice entwickelt,[7] nicht mehr verfolgt aufgrund alternativer Planungen
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Křenice (Prag-Ost) 2 V-271
Flag of Germany.svg Deutschland Freienwalde (Berlin) 1 V-271 1975 bis 1976 berücksichtigt worden für das Kernkraftwerk VI,[42][57] später am alternativen Standort Berlin-Tuchen mit WWER-1000 für das Kernkraftwerk V weitergeplant worden[44]
Flag of Germany.svg Deutschland Freienwalde (Berlin) 2 V-271
Flag of Germany.svg Deutschland Freienwalde (Berlin) 3 V-271
Flag of Germany.svg Deutschland Freienwalde (Berlin) 4 V-271
Flag of Ukraine.svg Ukraine Donezk 1 V-271 1975 geplant,[11] 1977 mit WWER-1000 für eine größere Anlage an neuen Standort Nowoasowsk weitergeplant.[12]
Flag of Ukraine.svg Ukraine Donezk 2 V-271
Flag of Ukraine.svg Ukraine Donezk 3 V-271
Flag of Ukraine.svg Ukraine Donezk 4 V-271
Flag of Romania.svg Rumänien Olt V-271 1976 angeboten, wegen später Verfügbarkeit WWER-1000 bestellt für das Kernkraftwerk Moldau[41]
Flag of Ukraine.svg Ukraine Odessa 1 V-271 1982 ursprüngliches Konzept, abgeändert 1983 zugunsten von zwei WWER-1000[46]
Flag of Ukraine.svg Ukraine Odessa 2 V-271
Flag of Ukraine.svg Ukraine Odessa 3 V-271
Flag of Ukraine.svg Ukraine Odessa 4 V-271
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Pilsen 1 V-271 1988 in Langzeitplanung Variante 1 für Bau ab 2006 bis 2010 berücksichtigt,[54] nach samtener Revolution nicht weiterverfolgt
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Pilsen 2 V-271
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Pilsen 3 V-271
Flag of Slovakia.svg Slowakei Banská Bystrica 1 V-271 1988 in Langzeitplanung Variante 1 für Bau ab 2011 bis 2015 berücksichtigt,[54] nach samtener Revolution nicht weiterverfolgt
Flag of Slovakia.svg Slowakei Banská Bystrica 2 V-271
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Gottwaldov 1 V-271 1988 in Langzeitplanung Variante 1 für Bau ab 2016 bis 2020,[54] nach samtener Revolution nicht weiterverfolgt
Flag of the Czech Republic.svg Tschechien Gottwaldov 2 V-271
Flag of Slovakia.svg Slowakei Žilina 1 V-271 1988 in Langzeitplanung Variante 1 für Bau ab 2015 bis 2025,[55] allerdings noch im gleichen Jahr als WWER-1000 weitergeplant[54]
Flag of Slovakia.svg Slowakei Žilina 2 V-271

Einzelnachweise

  1. U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: Nuclear Science Abstracts, Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 4054.
  2. Akademii︠a︡ nauk SSSR.: Ideen des exakten Wissens, Deutsche Verlags-Anstalt., 1970.Seite 157.
  3. Soviet Science Review, Bände 1-2, Iliffe Science & Technology Publications., 1970. Seite 33.
  4. Institution of Mechanical Engineers (Great Britain): CME: The Chartered Mechanical Engineer, Band 24, 1977. Seite 59.
  5. Andranik Melkonovich Petrosʹi︠a︡nt︠s︡: Современные проблемы атомной науки и техники в СССР, Атомиздат, 1976. Seite 167, 168
  6. a b c d e f g h i j k l m В. П. Денисов, u.a.: История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. Издат, 2004. ISBN 586656162X. Seite 184 bis 186, 206 bis 210.
  7. a b c d e f g h i j k l m n o p q Československá komise pro atomovou energii: VYUŽITI TEPLA Z JADERNÝCH ENERGETICKÝCH ZDROJŮ, 1976. Seite 10 bis 13, 95, 98, 101, 102, 108 bis 126. Abgerufen am 06.02.2020. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  8. Consultants Bureau Enterprises, u.a.: Soviet Atomic Energy, Band 43, Consultants Bureau, 1978. Seite 1069.
  9. Академия наук СССР, u.a.: Атомная энергия, Bände 42-43, Гос. изд-во технико-теоретическои лит-ры, 1977. Seite 418.
  10. Atomnye ėlektricheskie stant͡s︡ii: Sb. stateĭ, Band 1, Ėnergii͡a︡, 1977. Seite 45.
  11. a b c Сидоренко В. А.: История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР., ИздАТ 2002. ISBN 586656128X. Seite 343, 344. Abrufen.
  12. a b c Донецкий - авторский сайт журналиста и писателя Е. Ясенова: Как мы не построили Новоазовскую АЭС, 27.03.2012. Abgerufen am 07.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  13. a b c d e f g V. P. Tatarnikov, u.a.: COGENERATION NUCLEAR POWER STATIONS AND BOILER STATIONS - PROBLEMS AND FUTURE OUTLOOK, September 1978. In: John Wilson Neal, u.a.: Report of the Visit of the United States of America Delegation of the U.S.-U.S.S.R. Coordinating Committee on Scientific & Technical Cooperation in the Field of Thermal Power Plant Heat Detection Systems to the Union of Soviet Socialist Republics, November 11-21, 1978, U.S. Department of Energy, Division of Fossil Fuel Utilization, 1979. Seite 57 bis 71. Abgerufen am 14.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  14. Skoda, Plzen: Vysledky vyzkumnych a vyvojovych praci pro jaderne elektrarny s lehkovodnimi reaktory typu VVER 1000. II. dil, 06.06.1989. Seite 34, 35. Abgerufen am 14.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  15. IAEA: Progress in development and design aspects of advanced water cooled reactors, 09.09.1991. Seite 82. Abgerufen am 14.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  16. a b c Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 22, Akademie-Verlag., 1979. Seite 2.
  17. a b c d e f g h i j k V. A. Sidorenko, u.a.:Safety of VVÉR reactors, Atomnaya Énergiya, Vol. 43, No. 6, pp. 449–457, December, 1977. Seit 1100, 1102, 1103, 1106.
  18. a b c P. S. Neporozhniĭ: Ėlektrifikat︠s︡ii︠a︡ SSSR: (romanized title) : 1967-1977, 1977. Seite 173.
  19. a b c d Петросьянц А. М. : Атомная энергия в науке и промышленности., 1984. Seite 167, 168. Abrufen
  20. a b Министерство атомной энергетики и промышленности СССР: О введении в действие НТД "Правила технологического проектирования АС", 12. April 1990. Seite 47, 50. Abgerufen am 11.07.2022. (Archivierte Version bei Archive.ph)
  21. Andranik Melkonovich Petrosʹi︠a︡nt︠s︡: Современные проблемы атомной науки и техники в СССР, Атомиздат, 1976. Seite 168.
  22. Шмелев В.Д., u.a.: Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций, М., ИКЦ «Академкнига», 2004. Seite 100 bis 108.
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  24. a b Лукасевич Б.И., u.a.: Парогенераторы реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций, ИКЦ «Академкнига», 2004. ISBN 594628178X. Seite 54, 57 bis 59, 65, 67 bis 69.
  25. S. I︠A︡ Belinskiĭ, u.a.: Teplofikat︠s︡ii︠a︡ SSSR: sbornik stateĭ, Ėnergii︠a︡, 1977. Seite 93.
  26. Skvarka, P.: Spolahlivostne hodnotenie roznej konfiguracie JE s VVER z hladiska dodavky elektrickej energie, 1978. In: Jaderna Energie; v. 24(8); Seite 281 bis 286. Abgerufen am 07.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
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  28. a b Ольга Медвещек, u.a.: Здания и сооружения ТЭС и АЭС, Litres, 2022. ISBN 9785044119895. Seite 157.
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  41. a b c Veronica Andrei, u.a.: DE LA ATOM LA KIILOWAT in ROMANIA, Januar 2007. ISBN 9789378101210. Seite 67, 69 bis 72, 138 bis 140. Abgerufen am 01.07.2022.
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  44. a b ORGREB-Institut für Kraftwerke: Stanortentscheidungsvorlage für das KKW V durch eine Standortvergleichsrechnung mit den Standortvarianten Magdeburg-Hohenwarthe; Geiseltal-Bäumchen; Blösien, Paulskopfwarte; Gera-Oberböhmsdorf; Dresden-Wildenhain; Berlin-Tuchen; Dessau-Rietzmeck., August 1982
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  49. Deutsche Gesellschaft für Osteuropakunde: Osteuropa, Band 30, Deutsche Verlags-Anstalt., 1980. Seite 1216.
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  52. Ceskoslovenska Vedeckotechnicka Spolecnost: VII. mezinarodni konference centralizovaneho zasobovani teplem, 1988. Seite 179, 181, 190, 191. Abgerufen am 23.04.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  53. Ceskoslovenska Vedeckotechnicka Spolecnost, Ceske Budejovice (Czechoslovakia). Dum Techniky.: Vyuziti energii z jaderne elektrarny Temelin., engl. Applications of power from Temelin nuclear power plant. Seite 43. Abgerufen am 07.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  54. a b c d e f Vyskumny Ustav Palivoenergetickeho Komplexu, Bratislava: II. celostatna konferencia o spolupraci zdrojov v ES, September 1988. Seite 62, 64, 82. Abgerufen am 07.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  55. a b Vlach, J.: Vyuziti tepla z jadernych zdroju. II, 1990. Seite 55. Abgerufen am 07.07.2022. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  56. В. Н. Чистякова, u.a.: История ОАО "НИАЭП", Литера, 2008. ISBN 978-5-900915-59-3. Seite 101, 102, 109, 134 bis 141.
  57. VEB Kombinat Kraftwerksanlagenbau: KHH Berlin, BEWAG-Auftrag, 15.04.1976.

Siehe auch