Herzlich willkommen in der Nucleopedia! Hierbei handelt es sich um eine freie Enzyklopädie, die sich auf den Bereich der Kernenergie spezialisiert hat. Die Inhalte sind frei verfügbar und unter Lizenz frei verwendbar. Auch Sie können zum Inhalt jederzeit beitragen, indem Sie als Benutzer den Seiteninhalt verbessern, erweitern oder neue Artikel erstellen.
Vielen Dank für Ihre Unterstützung an dem Projekt!

Benutzerkonto beantragen  Benutzerkonto erstellen

AES-88

Aus Nucleopedia
Zur Navigation springen Zur Suche springen

Das AES-88 (russisch АЭС-88, englisch NPP-88, deutsch inoffiziell KKW-88, oft auch als WWER-88 oder VVER-88 bezeichnet) ist ein in Russland entwickeltes Baulinien-Kernkraftwerk mit einem WWER. Es wurde als Folge der Katastrophe von Tschernobyl im Jahr 1988 von der Sowjetunion entwickelt und soll mehr passive Sicherheitssysteme bieten.

Hintergrund

Nach der Katastrophe von Tschernobyl gab es an die Nuklearindustrie der Sowjetunion neue Anforderungen hinsichtlich einer ganzen Auflage neuer Sicherheitsbestimmungen für Kernkraftwerke, insbesondere eine Regelung die die Sicherheitsbestimmungen so stark verschärften, dass im Falle eines Unfalls die Sicherheit der Bevölkerung im direkten Umkreis des Werkes eine lange Zeit gewährleistet werden kann. Die Ansicht selbst, dass eine Anlage einen eigentlich solchen sehr unwahrscheinlichen und selbst in der Theorie völlig unmöglichen Fall standhalten kann, wurde sehr stark kritisiert und als nicht realisierbar bestritten. Aufgrund einer neuen Regelung, dass die Sicherheit an erster Stelle stehen müsste und die Basis eines Kernkraftwerks darstellt wurde die Entwicklung eines neuen Kernkraftwerktyps angeordnet, dass bessere Sicherheitsmerkmale und erhöhte Wirtschaftlichkeit erfüllen kann. Bis 1988 sollte solch ein Design zur Verfügung stehen, weshalb das Kraftwerksdesign selbst als AES-88 bezeichnet wurde für Kernkraftwerk-88. An das Design wurden einige Ansprüche gestellt, die bisher nicht berücksichtigt wurden:[1]

  • Nachwärmeabfuhr durch passive Kühlsysteme bei abgeschalteten Reaktor
  • Hermetischer Einschluss des Reaktors bei Zerstörung der Reaktorhalle
  • Kühl- und Schutzeinrichtung zum Kühlen des Corium nach einer Kernschmelze
  • System zur gefilterten Freisetzung von radioaktiven Dampf aus dem Containment
  • Installation weiterer redundanter Armaturen im Falle eines Bruchs der Hauptdampfleitung

Die technologischen und bautechnischen Vorgänge sollten denen der im Plan U-87, der zum Bau der bestehenden WWER-Werke entworfen wurde, vollständig gleichen, sodass bis 1993 der erste Block als AES-88 in Betrieb hätte gehen können.[1] Obwohl die Wirtschaftlichkeit ebenfalls ein Faktor war, so leidete insbesondere diese unter der Vielzahl der Systemen, die relativ aufwändig und teuer waren.[2] Deshalb wurde parallel die Entwicklung des AES-92 begonnen, dass verbesserte Parameter sowie einen einfachen Aufbau aufweisen sollte, sodass die Wirtschaftlichkeit entsprechend war.[2] Ab 1999 sollten nur noch Werke des zeitgleich in Entwicklung gegangenen Kraftwerkstyp AES-92 in Betrieb gehen.[1]

Nach der Fertigstellung des Designs im Jahre 1988 wurde die Westdeutsche Kraftwerk Union AG mit der Prüfung des Kernkraftwerksdesign beauftragt im Rahmen eines Kooperationsabkommen das 1986 und 1987 unterzeichnet wurde. Diese Prüfung war die erste eines sowjetischen Reaktordesigns, die von einem westlichen Hersteller vorgenommen wurde. Die Kraftwerk Union bescheinigte den Konzept Tauglichkeit.[3]

Technische Details

In erster Linie wurden Verbesserungen am Abschaltsystem vorgenommen und für das zum Einsatz kommende Reaktorsystem vom Typ WWER-1000/392 die Anzahl der Steuerstäbe auf 121 erhöht. Weiter wurde ein passives Wärmeabfuhrsystem installiert das über einen Wasser zu Luft Wärmetauscher funktioniert.[2] Insgesamt besitzt ein Werk dieses Typs vier Stück, die an der Außenseite des Containments befestigt sind.[4] Die Wärmesenke erfolgt jedoch nicht im Primärsystem, sondern über die Dampferzeuger.[5] Ein weiterer Schritt war die Erhöhung des Kühlwasservolumens um das System weiter zu Erträgen. Eine weitere Entwicklung ist das Filtrierungssystem, dass einen kontrollieren Abbrand von Wasserstoff,[2] sowie das Abblasen von Dampf gefiltert ermöglichen soll, sowohl unter Unfallbedingungen, sowie auslegungsüberschreitenden Unfällen. Zusätzlich sind weitere Akkumulatoren für das Notkühlsystem vorhanden.[4]

Die evolutionärste Entwicklung ist der Einsatz eines Kernfängers, der erstmals standardmäßig im AES-88 zum Einsatz kommen sollte.[2] Damit das Kraftwerk entsprechend dafür gerüstet werden konnte hatte man entsprechende Untersuchungen von Auswirkungen der Wechselwirkungen auf Beton unternommen. Weiter wurde die Rückhaltedauer des Coriums im Reaktordruckbehälter erhöht durch verstärkte Materialien. Um bereits vor solch einen Eintreten die Kernspaltung zu unterbinden gibt es eine Boreinspeisung direkt auf der Primärseite. Durch die verbesserten Kernauslegungen konnte die Wahrscheinlichkeit einer Kernschmelze auf 1 × 10-6 pro Reaktorjahr verringert werden.[5]

Einsatz

Der Reaktortyp wurde im Moskauer Ministerium für Atomwirtschaft erstmals im Juli 1988 den Ostblockstaaten vorgestellt. Ab 1989 sollte darüber Diskutiert werden, wo außerhalb der Sowjetunion dieses Modell zum Einsatz kommt. Dabei äußerte die DDR ihr Interesse, diesen Reaktoryp für das Kernkraftwerk Stendal zu verwenden im Zuge des Baus von Block 3 und 4. Dadurch würden die Kosten für das Kraftwerk um etwa 10 bis 25 % steigen.[6] Auch nachträgliche Projekte könnten mit dem AES-88 oder einen der Nachfolgemodelle ausgestattet.[7] Weil das Projekt jedoch recht Unwirtschaftlich erscheint, wurde kein Modell das AES-88 jemals gebaut.

Einzelnachweise

  1. a b c British Library. Lending Division, u.a.: Thermal engineering, Band 35. British Library Lending Division, 1988. Seite 668.
  2. a b c d e European Nuclear Society, u.a.: Transactions of the American Nuclear Society, Bände 58-59. Academic Press, 1988. Seite 53.
  3. Cesare Silvi, u.a.: Nuclear power and East-West cooperation. In: Band 14 von Occasional paper series. Institute for East-West Security Studies, 1989. ISBN 0913449148. Seite 40.
  4. a b Yu. Gagarinski, u.a.: Advanced light-water reactor: Russian approaches, IAEA Bulletin 2/1992, Seite 1 bis 4. Abgerufen am 07.01.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  5. a b Germany (East). Amt für Kernforschung und Kerntechnik: Kernenergie: Zeitschrift für Kernforschung und Kerntechnik, Band 32. Akademie-Verlag., 1989. Seite 170, 403.
  6. Michael Hänel: “Das Ende vor dem Ende“ Zur Rolle der DDR-Energiewirtschaft beim Systemwechsel 1980-1990, Januar 1998. Abgerufen am 03.01.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  7. Felix Christian Matthes: Stromwirtschaft und deutsche Einheit: eine Fallstudie zur Transformation der Elektrizitätswirtschaft in Ost-Deutschland. In: Band 1 von Edition Energie + Umwelt. BoD – Books on Demand, 2000. ISBN 3898118061. Seite 57, 58, 60.

Siehe auch

Vorlage:Portal Reaktortechnik