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AST-Reaktor

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AST-Reaktor
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Sowjetunion
Entwicklungsjahr 1980
Entwickler OKBM Afrikantow
Hersteller OKBM Afrikantow
Auslegung
Reaktortyp Siedewasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der AST-Reaktor (russisch "Реактора АСТ", Das AST steht für "атомная станция теплоснабжения", deutsch "Kernheizwerk") ist ein Heizreaktor der in der Sowjetunion zur Nutzung in speziellen Kernheizwerken entwickelt wurde. Das Design stammt vom Konstruktionsbüro Afrikantow in Nischni Nowgorod. Die Anlagen sollen unter anderem zum Ausspeisen von Fernwärme dienen.

Design

Entwickelt wurde der Reaktor in der Sowjetunion. Die leistungsstärkere Version AST-500 soll für im großen Umfang Fernwärme für große Städte produzieren. Neben diesen Reaktor wurde noch ein leistungsschwächerer AST-300 entwickelt, der zum Export in CEMA-Länder gedacht war. Er sollte die gleiche Funktions- und Bauweise haben wie die große Version. Allerdings hatten diese mehr Interesse an dem AST-500, da er mehr Leistung bietet und daher mehr Fläche versorgen kann. Weil diese Reaktoren für ihren Einsatz wahrscheinlich in dicht besiedelten Gebiet stehen werden, hatte man das Design nach folgenden Sicherheitskriterien entworfen:[1]

  • Möglichst wenig Druck im Primärkreislauf und verringerte Moderatorwirkung im Reaktorkern um so die Wahrscheinlichkeit eines Unfalls zu verringern und um eine effektivere Kühlung zu haben.
  • Eine natürliche Umlaufkühlung im Primärkreislauf um die effektive Kühlung weiter zu steigern.
  • Der Primärkreislauf wurde so ausgelegt, dass er ohne Rohrleitungen gebaut wird, weshalb der Wärmetauscher direkt im Reaktordruckbehälter liegt. Dadurch kann die potenzielle Gefahr eines Lecks im Primärkreislauf ausgeschlossen werden.
  • Ein doppelter Reaktordruckbehälter soll bei Beschädigungen an Brennelementen die Gefahr minimieren, und Radioaktivität auf einen kleinen Bereich im Containment begrenzen.
  • Durch drei Kreisläufe soll verhindert werden, dass radioaktives Material in das Fernwärmenetz und zu den Wärmeabnehmern gelangt.

Im Normalbetrieb wie auch bei Unfällen hatte man in Studien analysiert, dass die freigegebene Radioaktivität unter der natürlichen Hintergrundstrahlung bleibt. Selbst bei einen Bruch einer Kühlwasserleitung ist die Strahlung schätzungsweise zehn Mal niedriger. Zur Sicherheit werden deshalb Kernheizwerke dieses Typs zwei Kilometer von den Städten entfernt gebaut, mit einen einberechneten Bereich, in dem sich in den nächste Jahren wahrscheinlich Menschen ansiedeln werden. Wie auch andere in der Sowjetunion entwickelte Reaktoren, baut auch der AST-Reaktor auf Betriebserfahrungen der WWER- und RBMK-Kernkraftwerke auf.[1]

Entsalzungsanlagen

Es gibt eine Möglichkeit den AST-500 (für diese Anlagen erweiterte Version AST-500 M) auch zur Verwendung in Entsalzungsanlagen einzusetzen. Da der AST-500 nur niedrige Temperaturen fährt, eignet er sich sehr gut für solche Anlagen. Das Design bietet eine sehr gute Qualität des gefilterten Wassers und zudem einen geringeren Eigenverbrauch der Anlage. Ein AST-500 könnte in der Theorie bis zu 200.000 m3 Wasser täglich filtern. Die elektrische Energie müsste allerdings von einen externen Netz bezogen werden, da der AST-500 ausschließlich zu Produktion von Wärmeenergie vorhanden ist. Für Standorte an denen es weniger Elektrizität gibt ist es möglich, einen Turbogenerator mit einer Maschinenhalle in den AST-500 zu integrieren. Allerdings sinkt dabei die Wärmeausbeute für eine Meerwasserentsalzungsanlage um etwa 20 %.[2]

Technische Daten

Kenndaten[1][2] AST-500 AST-300 AST-500 M
Thermische Leistung 500 MWth 300 MWth 400 MWth
Sekundärkreislauf
Druck 2,0 MPa 2,0 MPa 2,0 MPa
Temperatur Ein-/Austritt 126 °C / 204 °C 126 °C / 200 °C 141 °C / 208 °C
Fläche der Wärmetauscher 5000 m2 2000 m2
Sektionen der Wärmetauscher 18 Stück 15 Stück
Druck im Sekundärkreislauf 1,2 MPa 1,2 MPa 1,2 MPa
Tertiärkreislauf (Heiznetzwerk)
Druck 2,0 MPa 2,0 MPa 2,0 MPa
Header-Temperatur Ein-/Austritt 140 °C / 60 °C 120 °C / 50 °C 130 °C / 98 °C
Aktive Zone
Leistung 27,1 MW/m3 23,0 MW/m3
Brennstoffdurchmesser 13,6 mm 13,6 mm
Brennstoffart UO2 UO2
Brennellemente 121 Stück 85 Stück

Projekte

Im Jahr 1983 hatte das Politbüro der kommunistischen Partei und der Sowjetunion den Auftrag erteilt, bis 1990 ein Kernheizwerk zu bauen und in Betrieb zu nehmen. Danach folgten erste Bauarbeiten an zwei Kernheizwerken in Gorki (heute bei Nischni Nowgorod) und Woronesch. Beide werden mit AST-500 ausgestattet, zwei in Woronesch und einer in Gorki. Das Kernheizwerk in Gorki steht zwei Kilometer von der Stadtgrenze entfernt und insgesamt zehn Kilometer von der Stadtmitte. Durch das Kernheizwerk wäre es möglich, 270 Heizkessel in der Stadt zu schließen.[1] Der Bau der Reaktoren wurde nach dem Zusammenbruch der Sowjetunion jedoch eingestellt.

Die Tschechoslowakei hatte ebenfalls Überlegungen angestellt, erste Kernheizwerke zu bauen. Die erste Anlage mit einen AST-300 sollte in Ostrava-Karvina bis zum Jahr 1995 entstehen und eine weitere in Bratislava bis zum Jahr 2000. Weil die Nutzung von so großen Anlagen in der Tschechoslowakei nur begrenzt möglich war, wurde an der Entwicklung für einen 100 bis 200 MW starken AST gearbeitet.[1] Allerdings wurden auch hier keine Anlagen gebaut und die Pläne vollendet.

Als weiteres Land hatte die DDR ihr Interesse Kernheizwerken bekundet, unter anderem für die Versorgung des Fernwärmenetzes in Berlin. Allerdings war auch hier der Einsatz des AST-500 suboptimal, weshalb mehrere Anlagen hätten gebaut werden müssen. Insgesamt waren acht Netze mit einer Kapazität zwischen 500 und 1000 MW vorhanden. Ein Netz hatte sogar weit mehr als 1000 MW. Deshalb sollten hauptsächlich Einzel- und Doppelblockanlagen zum Einsatz kommen.[1]

Mainarticle-yellow.svg Hauptartikel: Kernenergie in der DDR

In den 1980er gab es bereits Planungen, in Tomsk die damals noch in Betrieb befindlichen Plutoniumreaktoren durch zwei AST-500 zu ersetzen. Die beiden Reaktoren produzierten für die Städte Sewersk und Tomsk zusammen 900 Gigakalorie Wärmeenergie. Nach dem Ende der Sowjetunion wurde ein Vertrag mit der US-Regierung geschlossen, wonach diese Reaktoren und der Plutoniumreaktor in Schelesnogorsk bis 2000 den Betrieb einstellen müssen, obwohl sie nur noch zum Erzeugen von Wärmeenergie und Elektrizität genutzt werden. Man entschied sich für Reaktoren vom Typ AST-500, da dieser mit einer geringeren Leistung der aktiven Zone eine Menge Energie erzeugen kann, und dadurch sehr wirtschaftlich erschien. Die Wirtschaftlichkeitsanalyse von Experten aus den Vereinigten Staaten im Jahr 1994 ergab, dass die Kilowattstunde an Wärmeenergie aus der Anlage etwa 446 Dollar kosten würde. Man begann noch im gleichen Jahr, erste Bauteile für die Anlage zu organisieren. Dafür übernahm man noch nutzbare Teile aus dem verworfenen Kernheizwerk bei Groki.[3]

Für das Projekt in Tomsk sollte ein erweitertes Design des AST-500 zum Einsatz kommen mit 25 % mehr Leistung, was eine thermische Leistung von etwa 600 MWth entspricht. Zudem sollte ein Turbogenerator installiert werden, um bei wärmeren Tagen, bei denen weniger Fernwärme benötigt wird, Elektrizität zu produzieren. Weiters sollte die Verfügbarkeit der Anlage auf 7000 Stunden im Jahr gesteigert werden.[3] Der Bau dieser Anlage wurden allerdings nie begonnen.

Einzelnachweise

Siehe auch

Vorlage:Portal Reaktortechnik