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WWER-S-600

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WWER-S-600
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of Russia.svg Russische Föderation
Entwicklungsjahr seit 2009
Entwickler OKB Gidropress Podolsk
Hersteller Unternehmen unter Rosatom
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2, MOX
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der WWER-S-600 (russisch ВВЭР-С-600) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor mit Spektralregelung. Das Reaktormodell weist alle Eigenschaften einer Anlage der Generation III+ auf, mit einer Kernbrennstoffeffizienz und Eigenschaften zum Schutz der Nichtverbreitungspolitik, die bei Reaktoren der Generation IV vorherrschen. Vermarktet wird der Reaktor als ein Konzept der Generation III++.[1] Aufgrund seiner hohen Effizienz zählt der WWER-S-600 zu den Hochkonverterreaktoren. Das Basisdesign ist quasi identisch mit einer Subversion des WWER-600, wobei sich der nukleare Anlagenteil im Reaktorbereich stark unterscheidet. Der WWER-S-600 soll zum Schließen des Kernbrennstoffkreislaufs beitragen durch Einsatz in einem Zweikomponenten-Brennstoffkreislauf zusammen mit schnellen Reaktoren.[2]

Geschichte

Die Entwicklung eines evolutionären WWER mit Spektralregelung basiert auf einen Vorschlag, den 2009 das Kurtschatow-Institut der russischen Atomwirtschaft unterbreitete, als Zwischenschritt zu den innovativen WWER-SKD und WWER-SKDI.[3][4] Am 24. April 2012 erklärte Gidropress in einer Mitteilung im Rahmen des Jahresberichts über die Entwicklung, dass man mit der Entwicklung des WWER-S-600 begonnen habe.[5] Bei dem Design handelt es sich um ein evolutionäres Design, dass das technische Maximum der bisherigen Reaktoren der WWER-Linie nutzt, nur mit höherer Brennstoffeffizienz. Für den WWER-S-600 in der mittleren Leistungsklasse, basierend auf dem WWER-1200 als technische Basis, sollte eine 2-loop-Variante zum Einsatz kommen mit Brennstäben mit einem Durchmesser von 9,1 Millimeter.[6] Im Jahr 2018 wurden die Entwicklungskosten des WWER-S-600 zusammen mit Alternativvarianten bis 2025 auf knapp 14 Milliarden Rubel geschätzt.[7]

Bis 2019 wurde der Entwicklung des WWER-S-600 wenig Aufmerksamkeit geschenkt, da sich die Anforderungen für die Entwicklung des WWER-S vornehmlich die Entwicklung des mindestens 1200 MW starken WWER-S-1200 fokussierten.[8] Sekundär zeigten Modellberechnungen bereits 2011, dass der Nutzen höher war bei einem größeren Reaktordesign mit 1000 oder 1200 MW Leistung.[9] Praktisch änderte sich dies mit der Tatsache, dass das Kernkraftwerk Kola II für den Bau eines solchen Typs seitens Rosenergoatom vorgezogen wurde. Da das Netz den Ausfall einer großen Kraftwerkseinheit mit 1200 MW nicht hätte stemmen können, wurde der Fokus der Entwicklung des WWER-S auf die 600 MW-Variante verlegt.[10] Im Juni 2021 kündigte Rosenergoatom den Bau des Kernkraftwerks Kola II an. Nach Plan sollte im Jahr 2028 mit dem Bau der Anlage begonnen werden, sodass sie 2034 Betriebsbereit wäre.[11][12][13]

Technik

Die technische Beschreibung bezieht sich vornehmlich auf das Basisprojekt, das derzeit entwickelt wird.

Kreisprozess

Beim WWER-S-600 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit zwei Primärschleifen, Auslegungsbasis waren die Anlagen des Typs WWER-600. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den passiven Wärmeabfuhrsystemen, 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 dem Primärkreislauf unter einem Druck von 162 bar über die zwei kalten Stränge der Loops 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 287 °C auf 328,7 °C aufheizt. Von dort aus fließt es über die zwei heißen Stränge der Loops durch die Rohrleitungen 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 befindet. Die thermische Leistung des Reaktors beträgt 1820 MWth.[4]

Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe, die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess ausgeführt ist. In den vier Dampferzeugern wird dabei Sattdampf bei 70 bar Druck

und etwa 283,8 °C erzeugt, welcher über vier 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, je nach Turbinentyp, in zwei oder vier parallele Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet, um danach in die zwei oder vier 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 225 °C in den Dampferzeuger gespeist und der Kreislauf beginnt von vorn.


Im Gegensatz zu den bisherigen WWER-Analge soll eine Regelung mit abbrennbaren Absorbern oder flüssigen Absorbern wie Borsäure im WWER-S verzichtet werden.[6]

Reaktordruckbehälter

Für den WWER-S, als auch den WWER-SKD, entwickelt TsNIITMASh einen neuen Reaktorstahl auf Basis des Stahls 15Ch2NMFA, der bereits für den WWER-1000 und WWER-1200 verwendet wurde. Erste Testergebnisse nach Bestrahlungen in Reaktoren zeigten, dass der neue Stahl die bisherigen Reaktorstähle für WWER-Reaktoren, als auch die Ziele für die Super-WWER übertrifft.[14][15] Bevorzugt wird für den WWER-S der Stahl des Typs 15Ch2NMFA-A, der eine höhere Härte und Neutronenresistenz aufweist, sowie sich in der Temperaturspanne gut verählt.[16] Einzelheiten zu den einzelnen Stählen können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.[17][18][19][20][21][22]

Stahlsorte Grenzwerte Bruchdehnung
A %
Höchsthärte
hmax
Sprödbruchtemperatur Neutronenflussresistenz
Neutronen/cm2
Standzeit
Ni P Cu P+Sn+Sb
15Ch2NMFA 1,0...1,5 0,020 0,30 0,025 29-30 400 ≤-10 °C 4...6×1019 60 Jahre
15Ch2NMFA-A 1,0...1,5 ≤0,010 0,07 0,015 12 400 ≤-35 °C 3×1020 60-80 Jahre
15Ch2NMFA der Güteklasse 1 1,0...1,3 ≤0,010 0,06 0,012 21 400 ≤-45 °C 3×1020 60-80 Jahre
Reaktorkern

Der Reaktorkern besitzt eine Gesamthöhe eine aktive Höhe von 4,2 Meter bei einem Durchmesser von 4,57 Meter[4] und besteht aus 149 Brennelementen, 90 Verdrängercluster und 31 Steuerstabclustern.[9]

Die Brennelemente für den WWER-S-600 basieren auf dem TWS-2M für den WWER-1000. Trotz höherer Anzahl an Brennstäben und eines engeren Abstands von 11,64 mm zueinander, ist die Konstruktion praktisch evolutionär, da durch einfache Optimierung der Schweißpunkte die gleiche Steifigkeit des Brennelement erreicht werden konnte, wie es beim TWS-2M der Fall ist. Als Hüllrohrmaterial wird Zirkonium verwendet.[9][23] Langfristig ist allerdings geplant auf Zirkonium zu verzichten, um das Risiko einer Zirkonium-Dampf-Reaktion zu eliminieren, die im Falle einer Auslegungsüberschreitung entzündlichen Wasserstoff erzeugen kann.[7]

Wenn der Kern beispielsweise nach einen Brennstoffwechsel mit frischen Brennelementen beladen wurde, sind die Verdränger zunächst in den Kern einfahren und nehmen die überschüssigen Neutronen auf, was die Überreaktivität abflacht. Die Neutronen werden von dem Absorbermaterial Uran 238 aufgenommen, wobei Plutonium 239 entsteht. Mit fortschreitenden Abbrand werden die Verdränger schrittweise aus dem Kern entfernt, sodass Wasserhohlräume an selber Stelle entstehen, wodurch die Moderation zunimmt und das Neutronenspektrum weicher wird.[24] Durch den Einsatz von Uranverdrängern kann die Brutrate des Reaktors von 0,4 bei bestehenden WWER-Anlagen auf 0,8 beim WWER-S gesteigert werden, womit im Zweikomponenten-Brennstoffkreislauf mit Brutreaktoren, die eine Brutrate von 1,2 aufweisen, der Brennstoffkreislauf praktisch geschlossen wurde, da der Brüter und der WWER-S zusammen ihre Erzeugung und ihren Verbrauch praktisch nullen.[7] Neben der Variante mit abgereicherten Uran wurde auch die Verwendung von hohlen Verdrängern in Betracht gezogen. Dadurch würde sich die Akkumulation von Plutonium 239 auf die Brennelemente des Reaktorkerns konzentrieren. Das technisch aufwändigste Problem, das den Einsatz neuer Motoren erfordert, stellt das Gewicht der Verdränger dar. Jeder einzelne wiegt knapp 250 Kilo.[9] Innerhalb eines Einsatzzeitraums von 5 Jahren reichern sich in allen Verdrän gern im Reaktor knapp 300 Kilo spaltbares Plutonium 239 an.[4]

Problematisch beim Einsatz von Mischoxid-Kernbrennstoff (MOX) ist allerdings, dass im thermischen Spektrum, in dem der WWER-S-600 arbeitet, eine erhöhte Anreicherung von minoren Aktiniden stattfindet. Im Vergleich zum BN-Reaktor ist die Menge knapp drei mal höher.[4]

Sicherheitstechnik

Subsysteme

Der Aufbau der Sicherheitssysteme des WWER-S-600 ist praktisch identisch mit der des WWER-600/498. Eine Kombination von aktiven und passiven Sicherheitssystemen ist daher die Auslegungsbasis der Anlage.[9]

Steuerungstechnik

Im Gegensatz zu den bisherigen Reaktoren des Typs WWER steigt beim WWER-S die Manövrierfähigkeit nachhaltig durch den Einsatz der Verdrängerstäbe im Kern, da eine teilweise Regelung auch über diese erfolgen kann und das Entstehen von Neutronen absorbierenden Edelgasen wie Xenon vermieden werden kann.[10]

Versionen

Die Basisversion des WWER-S-600 wird auf Basis des WWER-600/498 entwickelt.[9] Eine Indexierung mit einer Versionsnummer wurde mangels eines fertigen Projekts noch nicht vorgenommen. Die generellen Basisparameter der Reaktoranlage sind in der folgenden Infobox wiedergegeben.[4]

WWER-S Entwicklung.svg WWER-S-600 (Generation III++)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 660 MWel Leistung: 1820 MWth Schleifen: 2 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 600 MWel Eintrittstemperatur: 287,0 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile:
Eigenbedarf: 60 MWel Austrittstemperatur: 328,7 °C Pumpenvolumenstrom: Niederdruckteile:
Wirkungsgrad: 34 % Höhe des Kerns: 3,40 m Pumpenleistung: Aufbau:
Querbeschleunigung: Durchmesser des Kerns: 4,57 m Wärmetauscherfläche: Rotation:
Containment Abbrand: 56,0 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 28 Brennelemente (BE)
      - 31 BE mit Steuerstäbe
      - 90 BE mit Verdränger
WWER-S-600 Kern.svg Betriebsdruck: Anzahl:
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: Dampftemperatur: Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: Dampfmassenstrom: Arbeitsspannung:

Einzelnachweise

  1. V.A. Mokhov: Advanced Designs of VVER Reactor Plant, 2010. Seite 28. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  2. AtomInfo: Виктор Мохов: перспективные проекты РУ ВВЭР, 03.06.2013. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  3. AtomInfo: Росатом к 2023 году планирует создать проекты новых АЭС большой мощности, 16.08.2016. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  4. a b c d e f Ю.Д. Баранаев, u.a.: Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД – основной претендент в «Супер-ВВЭР», 2011. Seite 3, 4. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  5. AtomInfo: Гидропресс продолжает работать над линейкой проектов ВВЭР, 01.05.2012. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  6. a b BerkovichV.Ya., u.a.: Advanced Design of VVER Reactors, 2012. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  7. a b c Атомный эксперт: Вековая перспектива для мирного атома. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  8. Сроки создания ЗЯТЦ, 21.05.2019. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  9. a b c d e f И.Н. Васильченко, u.a.: Расчетно-конструкторские проработки активных зон ВВЭР со спектральным регулированием, 2011. Abgerufen am 26.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  10. a b Атомный эксперт: ВВЭР: горизонты близкие и далекие, März 2021. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  11. Росатом: Кольская АЭС: начало строительства Кольской АЭС-2 намечено на 2028 год, 18.06.2021. Abgerufen am 26.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  12. ТАСС: Росатом принял решение о строительстве двух новых блоков на Кольской АЭС, 18.06.2021. Abgerufen am 26.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  13. Энергетика и промышленность Россия: Сооружение новых энергоблоков Кольской АЭС-2 начнется в 2028 году, 21.06.2021. Abgerufen am 26.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  14. Страна РОСАТОМ: «ЦНИИТМАШ» создает материалы для перспективных реакторов ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, 02.03.2021. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  15. Атомная энергия 2.0: «ЦНИИТМАШ» создает материалы для перспективных реакторов ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, 05.03.2021. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  16. С.И.Марков, u.a.: Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов, 2017. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  17. AtomInfo: Сто лет для корпуса ВВЭР, 10.02.2011. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  18. Сталь-Максимум: 15Х2НМФА. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  19. Сталь-Максимум: 15Х2НМФА класс I. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  20. Steelcast: Реакторная сталь. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  21. AtomInfo: Сталь 15Х2МФА-А мод. А позволит увеличить проектный срок службы корпуса до 100 лет - Георгий Карзов, 29.05.2011. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  22. Atomnaja Strategija, September 2014. Abgerufen am 13.08.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  23. В.А.Пиминов, u.a.: Инновационное развитие корпусных водоохлаждаемых реакторов и задачи материаловедческих исследований, 2014. Abgerufen am 26.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  24. AtomInfo: Иван Васильченко: ТВС-2М и далее, 18.07.2014. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)

Siehe auch