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GE-Hitachi BWRX-300

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GE-Hitachi BWRX-300
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland USA, Japan
Entwickler General Electric, Hitachi
Hersteller Subunternehmen
Auslegung
Reaktortyp Siedewasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Pellets
Geometrie Tetragonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der GE-Hitachi BWRX-300 (vormals einfach BWR/X für BWR/10[1], ursprünglicher Markenname VSBWR) ist eine von GE-Hitachi Nuclear Energy entwickelte 300 MW starke Baulinie mit Siedewasserreaktor der Generation III+ und derzeit das Flaggschiffprodukt des Unternehmens. Nach Angabe von General Electric handelt es sich um den bisher einfachsten und innovativsten Reaktor aus dem eigenen Haus in der Entwicklungsreihe aller Siedewasserreaktoren.[2] Das Unternehmen verspricht sich so durch eine Simplifizierung des BWRX-300 die Kapitalkosten für Kernkraftwerke dieses Typs im Vergleich zu großen Leistungsreaktoren erheblich zu senken.[3]

Geschichte

Die Entwicklung des BWRX-300 wurde ursprünglich als Very Simplified Boiling Water Reactor (kurz VSBWR)[2] im Jahr 2017 begonnen.[4] Der BWRX-300 basiert vornehmlich auf dem ESBWR, auf dessen Entwicklung das Design vollständig zurückgreift. Sämtliche im Primärsystem eingesetzte Komponenten sind bereits zugelassen oder in anderen Kernkraftwerken im Einsatz, was den Aufwand für die Entwicklung und Lizensierung neuer Komponenten und damit verbunden höhere Entwicklungskosten überflüssig macht.[2][4] Die Basis für die Ausarbeitung der Lizenzierungsunterlagen sollte daher der ESBWR sein,[5] da das Design 2014 auch vollständig durch die Nuclear Regulatory Commission in den USA lizenziert wurde, allerdings wurde letztendlich bis heute kein Block dieses Typs gebaut.[3] Man erwartet daher im Vergleich zum ESBWR rund 75 % Kosteneinsparungen beim Design der Anlage.[5] GE-Hitachi hatte am 19. April 2018 die Patentierung des BWRX-300 als Very Simplified Boiling Water Reactor in den Vereinigten Staaten, Südkorea, Europa, Japan und Kanada beantragt. Die Patentschrift wurde am 8. November 2018 veröffentlicht.[6]

Öffentlich bekannt machte GE-Hitachi die Entwicklung des BWRX-300 im Jahr 2018[3] durch ein Abkommen mit dem Energieversorger Dominion, die Firmen schlossen am 21. Mai 2018 vertraglich ein Abkommen, nach dem Dominion als erstes privates Unternehmen in die Entwicklung des BWRX-300 investieren möchte. Für GE-Hitachi waren diese ersten Gelder die Möglichkeit die Entwicklung des Reaktortyps voranzutreiben, auch wenn Dominion erklärte, derzeit kein Interesse zu haben einen Reaktor an einen seiner Kernkraftwerksstandorte zu errichten. Dominion hatte allerdings 2017 bereits eine kombinierte Baugenehmigung für einen ESBWR am Kernkraftwerk North Anna erhalten, das Projekt wurde aber im September 2017 gestoppt.[3][7][8] GE-Hitachi selbst hat in der Vergangenheit in die Lizenzierung des ESBWR rund 500 Millionen Dollar investiert, ohne dass dieser Reaktortyp tatsächlich gebaut wurde. Das ist der Grund dafür, dass GE-Hitachi den BWRX-300 ausschließlich mit Wirtschaftspartnern entwerfen will, um das Investitionsrisiko zu verteilen und etwaige Unkosten durch nicht gebaute Anlagen zu umgehen, sowie um den Interessen das Marktes beim Entwerfen des BWRX-300 vollends zu folgen.[9]

Entwicklung und Lizenzierung

Am 10. Juli 2018 hat das Department of Energy (Energieministerium) der Vereinigten Staaten von Amerika eine Finanzierung für die Kostenteilung von Forschung und Entwicklung für verschiedene Reaktortypen vergeben. GE-Hitachi hat sich im Dezember 2017 mit dem BWRX-300 dafür beworben. Von dem 20 Millionen Dollar-Förderbudget erhielt das Unternehmen für die Erforschung von Wegen zur Reduzierung der Bau- und Wartungskosten des BWRX-300 insgesamt 1.925.038 Dollar.[10][11] Das gesetzte Ziel war, die Kosten um etwa 40 bis 60 % niedriger als bei anderen kleinen, modularen Reaktoren zu halten, damit der BWRX-300 sowohl mit Gas- und Dampfturbinenkraftwerken der neusten Generation, als auch mit erneuerbaren Energien konkurrieren kann. Der Vizevorsitzende von GE-Hitachi, Jon Ball, nannte den BWRX-300 daher eine potentielle game-changing Technology.[12][13]

Im März 2019 reichte General Electric das Vendor Design Review bei der Canadian Nuclear Safety Commission für den Reaktor ein, womit Kanada das erste Land ist, in dem die Lizenzierung des BWRX-300 begonnen wurde. In Kanada ist diese Vorlizenzierung eines Reaktordesigns nicht nötig, die Lizenz wird zusammen mit dem Antrag für den Bau eines Kernkraftwerks erteilt. Eine Vorlizenzierung bietet allerdings die Möglichkeit zu prüfen, ob ein Reaktordesign mit den Regularien in Kanada vereinbar ist und das Design nötigenfalls frühzeitig anzupassen. Das Prüfverfahren ist in zwei Abschnitte aufgeteilt, von denen der erste Teil rund 12 bis 18 Monate in Anspruch nehmen kann, der zweite Teil der Vorlizenzierung dauert rund 24 Monate.[14][15] Im Februar 2020 übermittelte GE-Hitachi die ersten Unterlagen für das Vendor Design Review an die Canadian Nuclear Safety Commission, womit auch in Kanada das Vorlizenzierungsverfahren für den BWRX-300 startete.[16][17]

Am 30. Januar 2020 reichte GE-Hitachi auch die letzten Lizenzierungsunterlagen bei der Nuclear Regulatory Commission ein, die das Unternahmen ab 30. Dezember 2019 der Aufsichtsbehörde übermittelte, womit der Lizenzierungsprozess auch in den USA begann. Die schnelle Übermittlung der Unterlagen hängt damit zusammen, dass nach eigenen Aussagen des Unternehmens ein aggressiver Zeitplan bei der Umsetzung des BWRX-300 gefahren werden soll, da weltweit das Interesse an kohlenstofffreien Erzeugungsmöglichkeiten stark ansteigt.[18][19][20] Durch die Lizenzierung durch die NRC in den USA erwartete sich das Unternehmen einen vorläufigen Sicherheitsanalysebericht, der als Fundament für die Lizenzierung neuer Kernkraftwerke als Serienanlagen dienen soll.[19][20]

Am 13. Mai 2020 verkündete das Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika die Vergabe eines weiteren Förderbudgets in Höhe von 27 Millionen Dollar für die Entwicklung von kleinen modularen Reaktoren mit dem Schwerpunkt zur Reduzierung von Betriebs- und Wartungskosten. Das Department of Energy hat dabei die Förderung der Schaffung von so genannten digitalen Zwillingen vorgesehen, die praktisch die Erstellung digitaler Replikate vorsieht, die für wirtschaftliche Analysen und Optimierungen realer physischer Vermögenswerte, Produkte, Prozesse und Dienstleistungen verwendet werden. GE-Hitachi bewarb sich mit der General Electric-Tochter GE Research und erhielt eine Fördersumme von 5.412.810 Dollar für das Projekt.[21][22] Das GE Research-Team besteht zusätzlich aus dem Energieversorgungsunternehmen Exelon, dem Massachusetts Institute of Technology, dem Oak Ridge National Laboratory und der University of Tennessee-Knoxville. Die historischen Daten für das Modell kamen von Exelon, welches die größte Kernkraftwerksflotte in den Vereinigten Staaten betreibt und entsprechend viele Daten vorweisen kann.[23]

Am 4. Juli 2020 erhielt GE-Hitachi die Patentschrift für den BWRX-300.[24] Damit war das Reaktordesign in allen Antragsländern patentiert, in den Vereinigten Staaten unter der Patentnummer US20180322966, in Korea unter der Nummer KR1020190137934, in Europa unter der Nummer EP3631815, in Japan unter der Nummer JP2020518823 und in Kanada unter der Nummer CA3061897.[6]

Mit der Bekanntgabe des Interesses seitens des polnischen Energieversorgungsunternehmens Synthos Green Energy begann GE-Hitachi auch den Kontakt mit der polnischen Aufsichtsbehörde Państwowa Agencja Atomistyki für den Bau eines potentiellen BWRX-300 in Polen aufzunehmen. Der Energieversorger hat um eine generelle Meinung der Aufsichtsbehörde über das Reaktormodell gebeten, bevor um eine etwaige Baugenehmigung des Kernkraftwerks und der damit verbundenen Lizenzierungsprozess gestartet wird. Synthos will dadurch einen direkten gemeinsamen Weg mit der polnischen Aufsichtsbehörde bei der Umsetzung eines etwaigen Kernkraftwerks mit BWRX-300 gehen.[25][26][27] An dem Dialog mit der Aufsichtsbehörde beteiligten sich unterstützend auch Exelon und der finnische Energieversorger Fortum. Seitens des US-Energieversorgers Exelon wurde eine Machbarkeitsstudie für den Bau in Polen im Dezember 2020 abgeschlossen, die den Bau einer BWRX-300-Flotte durch den polnischen Energieversorger Synthos Green Energy vorsieht. Die Studie hat entsprechend des polnischen Energiebedarfs ermittelt, wie viele solche Reaktoren für Synthos im Optimum zu bauen sind.[28][29]

Am 1. Dezember 2020 gab GE-Hitachi bekannt, dass die Nuclear Regulatory Commission in den USA den finalen Sicherheitsbewertungsbericht für den BWRX-300 abgeschlossen hat und damit eine erste Etappe der Lizenzierung des Reaktors. Mit diesem Report verifizierte die Nuclear Regulatory Commission die generelle vereinfachte Sicherheitsauslegung des BWRX-300.[30]

Am 11. Februar 2021 gab GE-Hitachi die Gründung des kanadischen Tochterunternehmens GEH SMR Technologies Canada Limited bekannt, die für die Etablierung des BWRX-300 in Kanada verantwortlich sein soll, nachdem die Wahrscheinlichkeit am größten war die Erstanlage des BWRX-300 bis 2028 in Kanada in Betreib zu nehmen. Durch die lokale Präsenz des Unternehmens wollte man sich enger an die lokalen Lieferanten aus Kanada binden und engeren Kontakt zu den potentiellen Kunden pflegen. Die Idee war zudem die Provinz Ontario als internationalen Hub für kleine modulare Reaktoren zu etablieren.[31] Ab 7. Juli 2021 wurde die Aktivität in Kanada durch die Unterzeichnung einer Absichtserklärung zwischen GE-Hitachi, Global Nuclear Fuel-Americas und dem Uranförderer Cameco für die Kommerzialisierung des BWRX-300 und Bau sowohl in Kanada als auch international weiter forciert.[32][33][34]

Am 8. Juli 2021 wurde eine Kooperation zwischen dem Department of Energy und GE-Hitachi vereinbart, über die drei mögliche innovative Bautechnologien aus anderen Industriezweigen für den Bau von fortschrittlichen Reaktoren etabliert werden sollen, dafür steht eine Förderung von 5,8 Millionen Dollar zur Verfügung. Dabei handelt es sich um drei Bautechnologien, die für den BWRX-300 Anwendung finden:[35]

  • Bau von Vertikalen Schächten für das Reaktorgebäude mit Technologien, die im Tunnelbau Anwendung finden um die Bauzeit um ein Jahr zu reduzieren.
  • Einsatz von Stahlbausteinen („Steel-Bricks“), modulare Stahl-Beton-Zellen die ähnlich wie LEGO-Steine aufeinandergesetzt werden und die Personalstärke während des Baus stark reduzieren.
  • Einsatz von Fortschrittliche Überwachungsmethoden, gepaart mit den digitalen Zwillingen aus einen vorherigen Förderprojekt, die eine digitale Nachbildung der Kernkraftwerksanlage darstellen.

Das Team für die Umsetzung besteht neben GE-Hitachi und dem Department of Energy unter anderem aus dem Ingenieur-Architekt Black & Veatch, dem Electric Power Research Institute EPRI, der Purdue University, der University of North Carolina in Charlotte, dem Energieversorger Tennessee Valley Authority, dem Nuclear Advanced Manufacturing Research Centre aus dem Vereinigten Königreich, sowie den beiden Unternehmen Caunton Engineering und Modular Walling Systems Limited aus dem Vereinigten Königreich, die solche Stahlzellenverbundbauelemente herstellen.[35]

Technik

Das zentrale Reaktorsystem des BWRX-300 ist bei allen vermarkteten Varianten identisch, lediglich der Aufbau und die Zusammensetzung der Gebäude kann sich leicht unterscheiden.

Kreisprozess

Beim BWRX-300 handelt es sich um einen Siedewasserreaktor, im Gegensatz zu den traditionellen Siedewasserreaktoren die General Electric bis in die 2000er errichtete, verwendet der BWRX-300 keinen Zwangsumlauf sondern einen Naturumlauf in seinem Primärsystem.[2] Auslegungsbasis des BWRX-300 ist der ESBWR, sowie weitere Vorläuferanlagen für Einzelkomponenten.[36][37] Das Naturumlaufsystem des Reaktors ist praktisch mit dem des ESBWR und des Kernkraftwerk Dodewaard identisch.[38]

Das Kühlmittel Wasser wird in den Reaktordruckbehälter unter einem Druck von 72 bar und 270 °C durch zwei Speisewasserleitungen eingeleitet. Dort vermischt es sich mit Wasser, welches im Wasserabscheider vom Frischdampf getrennt wurde und fließt unter Naturkonvektion zwischen Kamin, Kernmantel und Reaktordruckbehälterwand nach unten, wo es seine Flussrichtung ändert und in den Kern eintritt. Dabei wird das Wasser durch die 870 MW thermischer Nennleistung des Kerns auf 287 °C erhitzt und beginnt zu sieden. Durch den auf den Kern aufgesetzten Kaminzwischenstück steigt das Dampf-Wasser-Gemisch durch einen quasi Kamineffekt nach oben (Zwei-Phasen Thermosiphon) und tritt in den Dampfabscheider ein, wo unverdampftes Wasser vom Dampf abgeschieden wird, sowie im darüber liegenden Dampftrockner, wo die Restfeuchte entfernt wird. Der Sattdampf strömt nun über zwei Hauptdampfleitungen aus dem Reaktor zur Turbine, wo er zunächst über die Hochdruckturbine geleitet wird, anschließend durch die Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer, wo der Dampf noch einmal überhitzt wird und überschüssiges Wasser abgeschieden wird, das durch Entspannung im Hochdruckteil der Turbine entstand, bevor es durch die Niederdruckturbine geleitet wird. Dort erzeugt der Block rund 300 MW elektrische Leistung, von denen abzüglich des Eigenbedarfs rund 270 bis 290 MW in das Netz gespeist werden. Anschließend wird das Wasser kondensiert und über Speisewasserpumpen und über Turbinenanzapfungen dampfbeheizte Vorwärmer zurück in den Reaktor geleitet, wo der Prozess von neuen beginnt. Der Kühlmitteldurchsatz durch den Reaktorkern beträgt 1530 Kilogramm pro Sekunde. Der Reaktor ist außerdem dafür vorgesehen Fernwärme oder Prozesswärme auszuspeisen. Dabei ist es möglich Temperaturen zwischen 100 bis 200 °C für Fernwärme aus dem System zu extrahieren, sowie bis zu 287 °C, entsprechend der Frischdampftemperatur, an Prozesswärme.[38][39]

Reaktordruckbehälter

Ein wichtiges Auslegungsziel des Reaktordruckbehälters mit Einbauten des BWRX-300 war es einen Reaktor zu entwerfen, der bereits etablierte Techniken und Bauweisen von vorherigen Reaktormodellen übernimmt um damit einerseits Zeit bei der Lizenzierung zu sparen, sowie eine konservative Linie mit bereits bewährter Technologie zu verfolgen. Daher finden sich viele Bauteile wieder, die in gleicher oder zumindest ähnlicher Form in Reaktoren des Typs BWR/1, BWR/6, ABWR und ESBWR eingesetzt wurden.[36][37] Der Reaktordruckbehälter ist die größte Einzelkomponente des gesamten Kraftwerks mit einer Länge von rund 27 Meter und einem Durchmesser von 4 Meter und einer Wandstärke von 136 mm.[39] Der Durchmesser ist damit ähnlich dem Druckbehälter des BWR/4-Blocks im schweizerischen Kernkraftwerk Mühleberg.[36][37] Neu sind die integralen Isolationsventile direkt am Reaktordruckbehälter, durch die der Reaktor bei einem Kühlmittelverluststörfall vollständig vom leckgeschlagenen Leitungssystem isoliert werden kann.[4][39]

Die Reaktordruckbehältereinbauten sind von unten nach oben aufgebaut mit dem Reaktorkern, umgeben vom Kernmantel.[39] Auf dem Kernmantel aufgesetzt befindet sich darüber der sogenannte Kamin.[39] Der Kamin wurde in adaptierter Form vom BWR/1 im Kernkraftwerk Dodewaard in de Niederlanden übernommen und konstruktiv (bis auf den geringeren Durchmesser) mit dem des ESBWR identisch.[36][37] Er bietet die nötige Höhe um einen ausreichenden Kamineffekt im Reaktor zu erzeugen um damit den Naturumlauf zu unterstützen und etwaige Beeinflussungen des Naturumlaufs auf den Reaktorkern zu reduzieren.[39] Über dem Kamin sind die Wasserabscheider (Separator) und der Dampftrockner angeordnet, die den Dampf entwässern und reinen Sattdampf an die Frischdampfleitungen abgeben.[39] Der Dampftrockner und der Dampfabscheider sind baulich identisch mit den eingesetzten Exemplaren im BWR/6, ABWR und ESBWR.[36][37] Sämtliche Komponenten außer der Kernmantel können bei Wartungen aus dem Reaktordruckbehälter herausgehoben werden und werden während des Normalbestriebs alle vom unteren Kerngitter mit dem Kernmantel getragen.[39]

Die Reaktordruckbehältereinbauten, bis auf den Reaktorkern, bestehen aus Spannungskorrosionsbeständigen Edelstahl des Typs SA508.[39][38] Die eingesetzten Stähle und der Fertigungsprozess des Reaktordruckbehälters ist identisch denen, wie sie für den ABWR und ESBWR eingesetzt wurden.[36][37]

Reaktorkern

Der Reaktorkern des BWRX-300 ist 3,8 Meter hoch und besteht aus 240 Brennelementen des Typs GNF2 mit einem Volumen von 19 m3.[38][39] Der bewährte GNF2-Kernbrennstoffs ist ausgewählt worden weil er in rund 70 % der von General Electric gelieferten Siedewasserreaktoren eingesetzt wurden und bis 2019 bereits über 18.500 Brennelemente ausgeliefert wurden.[36][37] Als zweites Detail weißt der GNF2 einen geringen hydraulischen Widerstand gegenüber dem Kühlmittel auf, was für den Naturumlauf von Vorteil ist. Jedes Brennelement besteht aus einem Bündel mit einer Anordnung von 10×10 Stäben, von denen 78 Brennstäbe die volle Länge haben, 14 Brennstäbe gekürzt sind, sowie zwei zentrale Wasserstäbe integriert sind. Als Hüllrohrmaterial kommt Zircalloy-2 zum Einsatz. Die Anreicherung der Brennelemente, die Uranoxid als Kernbrennstoff nutzen, variiert von 3,4 % bis 4,95 %. Ein einzelnes Brennelement wiegt 324 kg. Der Kern mit allen 240 Brennelementen soll einen Zielabbrand von 49,5 Gigawatttage pro Tonne Uran erreichen bei einem Brennstoffzyklus von 12 bis 24 Monaten. Nach Abschluss eines Zyklus werden 36 Brennelemente aus dem Reaktor entladen und durch neue ersetzt, was rund 251,5 kg an spaltbaren Uran 235 entspricht. Hierfür werden Stillstandszeiten des Blocks zwischen 10 und 20 Tagen erwartet. Die Brennelemente sind mit gleichen Abstand zueinander angeordnet, unabhängig ob sich ein Steuerstab dazwischen befindet oder nicht, sodass der vergleichsweise hohe Abstand der Brennelemente zueinander eine hohe Sicherheitsmarge bietet, die eine Abschaltung des Reaktors sicherstellen kann und eine gute Wärmeabfuhr bei Störungen. Durch die geringe Leistungsdichte weist der Reaktor eine Brutrate von 0,4 bis 0,6 auf, was zur Bildung von Plutonium 239 im Reaktorkern führt, wovon allerdings das meiste vor dem Entladen bereits wieder aufgebraucht wird. Vorgesehen ist der Betrieb der Anlage wie bei traditionellen Siedewasserreaktoren in einem offenen Brennstoffkreislauf.[38][39] Ebenfalls möglich sein soll der Einsatz von Mischoxid-Kernbrennstoff.[1]

Die Reaktivitätskontrolle und der Reaktorschutz nutzen 57 Steuerstäbe, die als Absorber Borcarbid oder Hafnium verwenden.[39] Bei den kreuzförmigen Steuerstäben handelt es sich um die selben wie im ABWR.[36][37] Angetrieben werden die Steuerelemente durch Fine Motion Control Rod Drives, die eine elektrische Aktuation und eine hydraulische Aktuation besitzen.[39] Die Fine Motion Control Rod Drives sind baugleich mit denen im ABWR eingesetzten und für den ESBWR vorgesehen.[36][37] Während des Normalbetriebs wird lediglich die elektrische Regelung verwendet, während unkritischen Notsituationen für das Abfahren auf Reaktormindestlast ebenfalls. Für eine Reaktorschnellabschaltung gibt es ein hydraulisches System, mit dem die Steuerstäbe in den Kern eingeschossen werden, indem die Magnetschalter des Rastmechanismus entkoppelt wird. Um die im unteren Boden des Reaktors durchgeführten Antriebe gegen Wasser aus dem Primärkreis abzudichten, wird dauerhaft ein Sperrwasser durch die Antriebe geleitet, das mit etwas höheren Druck als im Reaktordruckbehälter durchgeleitet wird, sodass das Sperrwasser nur in den Reaktor fließt und nicht heraus. Um bei einer Drucküberschreitung zu verhindern, dass Wasser vom Reaktor in die Antriebe gedrückt wird, gibt es ein Rückschlagventil am Eintritt des hydraulischen Steuerstabantriebes. Das gesamte System ist durch die Abdichtung über das Sperrwasser frei von konventionellen Dichtungen. Die 57 Steuerstäbe besitzen insgesamt 29 Druckspeichertanks, welche das Hydrauliksystem unter Druck setzen. Dabei teilen sich zwei Steuerstäbe immer einen Tank, außer der zentrale Steuerstab, der einen eigenen Tank besitzt.[39][40]

Be- und Entladen wird der Reaktorkern über eine im Reaktorgebäude installierte Lademaschine, die als auf Schienen montierter Brückenkran ausgelegt ist mit Teleskopwerkzeug. Diese belädt den Reaktorkern und entfernt abgebrannte Brennelemente um sie von oder zur Schleuse zu fahren, wo die Brennelemente zentral im angebauten Brennstoffgebäude gelagert werden. In dem Brennstoffgebäude befindet sich auch das Abklingbecken, in dem die abgebrannten Brennelemente in Lagerracks platziert werden. Die Kapazität der Abklingbecken beträgt 298 % des Reaktorkerns (620 Brennelemente).[39]

Turbosatz

Der BWRX-300 nutzt als Turbosatz eine General Electric STF-D650 Dampfturbine, die bis zu einer maximalen Leistung von 700 MW erhältlich ist, für den BWRX-300 jedoch auf 300 MW dimensioniert ist und dampfbeheizte Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer nutzt.[39] Die Turbinenanlage ist die kleinste, die durch General Electric geliefert wird und wurde in dieser Ausführung bereits mehrfach in anderen konventionellen Kraftwerken verbaut,[9] insgesamt über 87 mal. Als Generator soll ein General Electric TOPAIR zum EInsatz kommen, der einmal als 50 und einmal als 60 Hertz-Variante erhältlich ist. Bei der 50 Hertz-Konfiguration erreicht der Generator einen Leistungsfaktor von 0,80 bei einer Scheinleistung von bis zu 430 Megavoltampere. Der Wirkungsgrad liegt bei 98,9 % bei einer Generatorspannung von bis zu 22 kV. Bei der 60 Hertz-Variante liegt die Scheinleistung bei 360 Megavoltampere bei einem Wirkungsgrad von 98,8 % und einer Generatorspannung bis zu 22 kV.[39]

Sicherheitstechnik

Ein wichtiges Auslegungsziel des BWRX-300 ist es durch passive Sicherheitssysteme einen Kühlmittelverluststörfall praktisch zu eliminieren.[36][37][2] Die passiven Kühlsystem sind dafür ausgelegt die Kühlung des Reaktors bis zu 7 Tage bei einem vollständigen Station Blackout sicherzustellen.[2] Durch den vergleichsweise großen Reaktordruckbehälter mit großen Wasservolumen sind beim BWRX-300 nur milden Auswirkungen auf die Anlage bei etwaigen Transienten zu erwarten,[4]. Insgesamt soll so die Herstellung einer inhärenten Sicherheit erreicht werden. Dies wird insbesondere durch zwei passive Sicherheitssysteme im Design gewährleistet. Hierdurch ist es möglich die Kernschadensfrequenz auf weniger als 1×10-7 zu reduzieren und die Freisetzungswahrscheinlichkeit auf 1×10-8.[38][39]

Neu im Design im Vergleich zu traditionellen Siedewasserreaktoren ist die Möglichkeit den gesamten Reaktordruckbehälter über Isolationsventile von seinen Systemen zu isolieren, wodurch ein Kühlmittelverluststörfall abgemildert werden soll. Alle Leitungen mit einem Durchmesser >50 mm sind mit zwei in Serie montierten Ventilen ausgestattet. Isolationsventile sind bei Siedewasserreaktoren zwar generell üblich, beim BWRX-300 wird das erste Ventil an jeder Leitung aber direkt am Reaktordruckbehälter montiert, sodass ein Leck zwischen Behälter und Ventil praktisch ausgeschlossen werden kann. Zusätzlich wurde auf Druckentlastungsventile im Design verzichtet, die als einer der neuralgischen Stellen für den Eintritt eines Kühlmittelverluststörfalls gelten. Zum Überdruckschutz dient damit einzig und alleine die passiven Leerlaufkondensatoren. Um sicherzustellen, dass bei hohen Drücken die Standfestigkeit des Reaktordruckbehälters gewährleistet ist, wurde dessen Auslegungsdruck um 20 % zu bisherigen Siedewasserreaktoren angehoben.[39] Der relativ geringe Durchmesser erleichtert die Umsetzung dieses höheren Auslegungsdrucks. Für auslegungsüberschreitende Unfälle nutzt der BWRX-300 nicht wie der ESBWR einen BiMac-Kernfänger,[4] sondern die Strategie der Rückhaltung der Kernschmelze im Reaktordruckbehälter (engl. In-vessel retention, kurz IVR), was bei der geringen Reaktorleistung und in weiterer Folge Nachzerfallswärmeleistung einfacher ist. Bei einem Durchbrechen der Kernschmelze in das Containment ist die vorhandene Ausbreitungsfläche zudem so groß, dass die Kühlung der Masse mit einfachen Maßnahmen gesichert werden kann.[39] Für den Fall, dass das Containment trotz der Kühlsysteme in die Drucküberschreitung kommt beispielsweise beim Eintreten einer Kernschmelze, ist der BWRX-300 mit einer gefilterten Druckentlastung ausgestattet, sowie mit passiven Wasserstoffrekombinatoren.[39] Das gesamte Containment ist im Normalbetrieb mit einer Stickstoffatmosphäre gefüllt.[41]

Subsysteme

In den Zeichnungen sind aktive Systeme mit roten und passive Systeme mit grünen Leitungen gezeichnet. Aktive Baukomponenten sind grün gekennzeichnet und inaktive Bauteile rot.

Betriebliche Hilfssysteme

  • Brauchwassersystem:

Das Brauchwassersystem führt Wärme von nicht sicherheitsrelevanten Komponenten im Reaktor- und Turbinenhaus in die Umwelt ab. Es besitzt eine vollständig unabhängig zueinander arbeitende Redundanz von 2×100 %.[39]

  • Komponentenkühlsystem:

Das Komponentenkühlsystem dient als nukleares Zwischenkühlsystem zwischen Brauchwassersystem und nuklearen Kreisen. Mit seiner Redundanz von 2×100 % kühlt es Komponenten, die auf der Primärseite mit radioaktiven Kreisen in Kontakt kommen. Das Komponentenkühlsystem selbst ist nicht radioaktiv und dient als Sicherheitskreislauf zwischen den beiden Kreisen.[39]

  • Zusatzwassersystem:

Das Zusatzwassersystem ist mit einer Auslegung von 1×100 % kein sicherheitsrelevantes System und stellt demineralisiertes Wasser für diverse nicht sicherheitsrelevante Subsysteme zur Verfügung. Unter anderem liefert es auch Wasser für die Wasserbecken des Leerlaufkondensatorsystems.[39]

  • Kondensatlager- und Transfersystem:

Das Kondensatlager- und Transfersystem ist ein nicht sicherheitsrelevantes nukleares System mit einer Redundanz von 2×100 %. Es leitet Wasser von einem Lagertank in diverse Subsysteme des Kraftwerks, darunter zur Auffüllung des Primärsystems. Bei einem Überschuss an Kondensat und Speisewasser im Primärkreis, sowie Überschusswasser aus den Wasserabscheider-Zwischenüberhitzern wird dieses Wasser entnommen und in den Lagertank geleitet. Praktisch arbeitet es ähnlich wie ein Volumenkontrollsystem.[39]

  • Demineralisierungssystem:

Das Demineralisierungssystem besteht aus zwei Subsystemen mit einer Redundanz von 2×100 % zueinander. Das System stellt Wasser für Kühlspulen der Gebäudeklimaanlagen zur Verfügung und anderen Kühlern im Kontrollgebäude und Containment. Es teilt sich einmal in ein separates System für das Reaktorgebäude auf und einmal für das Turbinengebäude, die allerdings durch Leitungen miteinander verbunden sind, sodass ein System beim Ausfall des anderen einspringen kann.[39]

  • Wechselstrom-Notstromversorgung:

Da der BWRX-300 für Notsituationen keine Elektrizität benötigt, gibt es keine Notstromdieselgeneratoren für sicherheitsrelevante Systeme, weil es keine solchen Subsysteme gibt. Für die Hilfsanlagen nicht sicherheitsrelevanter Subsysteme gibt es zusätzlich 2 Dieselgeneratoren für deren Stromversorgung.[39]

Aktive Sicherheitssysteme

  • Reaktorschnellabschaltung:

Die Reaktorschnellabschaltung des BWRX-300 ist diversitär ausgelegt. Jedes System hat die Möglichkeit 1×100 % Abschaltleistung zu leisten mit der Möglichkeit über die Steuerstabantriebe die Steuerstäbe einmal elektrisch in den Kern zu fahren, sowie diese durch Öffnung der Magnethalterungen in den Kern hydraulisch einzuschießen. Bei einer elektrischen und langsamen Abschaltung, beispielsweise den Reaktor auf Mindestlast zu fahren, werden die Steuerstäbe über den Kugelumlaufspindel in den Reaktorkern gedrückt. Bei einer Reaktorschnellabschaltung wird das RESA-Ventil im Hydraulikkontrollsystem geöffnet und damit das gespeicherte Wasservolumen unter Druck aus dem dahinter liegenden Tank in die Aktuatoren gedrückt, sodass diese bei gleichzeitiger Entkopplung des Magnetschalters in den Kern geschossen werden. Eine federbelastete Rastnase stellt sicher, dass die Steuerstäbe mechanisch fixiert in dieser Position verbleiben.[39][40]

  • Hochdruckeinspeisungssystem:

Eine konventionelle Hochdruckeinspeisung besitzt der BWRX-300 nicht. Es ist allerdings möglich eine Hochdruckeinspeisung über die Steuerstabantriebe über das Sperrwassersystem mit der Ladepumpe vorzunehmen. Dies wird erlaubt mit der kleinen Reaktorleistung, die eine Redundanz des Systems von 2×100 % ergibt.[39]

  • Nachwärmeabfuhrsystem:

Das Nachwärmeabfuhrsystem ist mit einer Redundanz von 2×100 % ausgelegt und der aktive Pedant des im Spannungsverlustfall zum Einsatz kommenden passiven Leerlaufkondensatorsystem. Das aktive Nachwärmeabfuhrsystem ist für den Normalbetrieb der Anlage das Hauptsystem.[39]

  • Aktives Containmentkühlsystem:

Während des Normalbetriebs dienst das aktive Containmentkühlsystem zur Kühlung des Reaktorcontainments. Dies wird über eine separate Belüftung mit elektrischen Lüftern sichergestellt.[41]

  • Gleichstrom-Notstromversorgung:

Für die Notstromversorgung besitzt der BWRX-300 Batterien, die die wichtigsten Systeme 24 bis 72 Stunden mit Strom versorgen. Dabei handelt es sich um die Zeit die der Block autonom einen Unfall beherrschen kann, ohne dass ein Eingriff des Operators nötig wäre.[39]

Passive Sicherheitssysteme

  • Leerlaufkondensatorsystem:

Die Leerlaufkondensatoren dienen als Nachwärmeabfuhrsystem aus dem Reaktor und haben eine Redundanz von 3×100 %,[38] und soll vornehmlich die Temperatur und den Druck im Reaktor niedrig halten.[4][38] Eine frühere Auslegung sah eine Redundanz des Systems mit 4×100 % vor.[39] Jeder einzelne Strang des Systems kann über die zwei im Kreis enthaltenen Radiatoren eine thermische Leistung von 33 MW abführen. Der Dampf aus dem Reaktor steigt durch Naturkonvektion auf in die Radiatoren, wo der Dampf kondensiert und anschließend per Schwerkraft in den Reaktordruckbehälter zurückfließt. Dass der Dampf die Kreise des Systems erreicht, wird dadurch sichergestellt, dass sämtliche Ventile an den Primärleitungen geschlossen werden. Die Wärme wird von den Radiatoren an die Leerlaufkondensatorenbecken abgegeben, die immer mit Wasser gefüllt sind. Das dortige Wasser erhitzt sich und dampft aus. Der Dampf, der nicht radioaktiv ist, wird dabei in die Atmosphäre abgeleitet.[38] Die Wasserkapazität in den Becken, von denen jede Redundanz ein eigenes besitzt, reicht aus um den Reaktor für mindestens 7 Tage zu kühlen. Dies resultiert aus den großen Wasservolumen bei gleichzeitig geringer thermischer Nachwärmeleistung des Reaktorkerns durch seine geringe Leistungsdichte.[4][38] Für die dauerhafte Nachwärmeabfuhr nach 7 Tagen ist nur ein Strang der Leerlaufkondensatoren erforderlich. Mit einfachen Handlungen ist es möglich die Betriebszeit des Systems nach 7 Tagen zeitlich unbegrenzt zu erweitern,[4] indem das Wasserbecken mit einer tragbaren elektrischen Pumpe wieder befüllt wird. Die Aktivierung des Systems erfolgt automatisch bei Verlust der Gleichstromversorgung der Absperrventile, kann aber auch manuell vom Operator durch Öffnen der Ventile aktiviert werden.[39] Die Ventile sind in der Ruhestellung geöffnet.[40]

Dem System wurde am 15. Dezember 2020 das Patent in den Vereinigten Staaten von Amerika erteilt, in Kanada, Japan und der Europäischen Union wurde dieses beantragt, aber bisher noch nicht erteilt.[42]

  • Passives Containmentkühlsystem:

Das passive Containmentkühlsystem weist eine einfache Auslegung von 1×100 % auf und ist dauerhaft in Betrieb. Es besteht aus mehreren Niederdruckwärmetauscherrohren, die die Wärme aus dem Containment in den Reaktorschachtpool im Reaktorgebäude außerhalb des Containments übertragen. Dieser Pool ist während des Normalbetriebs immer mit Wasser gefüllt und nur bei Wartungen der Wasserstand unter bestimmten Umständen abgesenkt. Die dort abgeführte Wärme erwärmt das Wasser in Unfallsituationen und verdampft es. Der Dampf wird in die Atmosphäre abgeleitet. Kommt es zu einem Kühlmittelverluststörfall kondensiert der Dampf an diesen Wärmetauschern wodurch der Druckanstieg im Containment begrenzt wird. Die Auslegung des Containments als Druckunterdrückungssystem hinsichtlich seiner Standfestigkeit gegen Dampf und hohe Drücke ist ähnlich wie bei bisherigen Siedewasserreaktoren in der von General Electric gebauten Flotte, sowie dem ABWR und ESBWR. Durch eine "basissichere" Auslegung und die direkt an den den Reaktordruckbehälter angebrachten Ventile ist es möglich den Reaktordruckbehälter vollständig von den Rohrleitungen zu isolieren und das Containment kann in der Annahme ausgelegt werden, dass die Freisetzung von Dampf in das Containment beim Bruch einer Leitung stark beschränkt wird, weshalb die Containmentauslegung vereinfacht und im Gegensatz zu den traditionellen Containments von Siedewasserreaktoren auf ein Kondensationsbecken verzichtet werden kann. Das passive Containmentkühlsystem kann zusammen mit dem Leerlaufkndensatorsystem mindestens 72 Stunden nach Eintritt der Störung das Ereignis auch bei Wegfall der gesamten Stromversorgung und ohne Eingriff der Operatoren beherrschen, ohne das es zu einem Kernschaden kommt.[38][39] Das Containmentkühlsystem arbeitet vollständig unabhängig von der Spannungsversorgung.[39]

Steuerungstechnik

Der BWRX-300 ist für den Einsatz im Grundlastbereich, sowie im Regelbereich[2] für den Betrieb in der Lastfolge ausgelegt.[4] Bei einer erwarteten Verfügbarkeit von 95 % ist der Reaktor auch in der Lage zwischen 50 und 100 % der Nennleitung in der Lastfolge zu fahren mit Leistungsrampen von 0,5 % pro Minute.[38] Die Anlage ist standardmäßig nicht für einen Lastabwurf auf Eigenbedarf ausgelegt oder für den Betrieb für die Eigenbedarfsleistung. Die dafür nötigen Systeme sind allerdings optional erhältlich.[39]

Durch den einfacheren Anlagenaufbau soll auch die Bedienung einfacher sein, sodass für den Betrieb einer BWRX-300-Anlage nur rund 75 Personen benötigt werden,[38][5][43] was die Betriebskosten für das Personal auf unter 16 Dollar pro Megawattstunde reduzieren soll. Ein einzelner ESBWR hat im Vergleich einen Personalbedarf zwischen 500 und 1000 Personen.[5][43]

Versionen

Entwicklung der Baulinien mit Siedewasserreaktor von General Electric nach Jahr der Inbetriebnahme oder (Lizenz)
     - Hauptentwicklung
     - Nebenentwicklung
     - Gestoppte Entwicklung

Der BWRX-300 ist in nur einer Version erhältlich. Bei einer elektrischen Leistung von 300 MW soll der Block eine Nettoleistung von 270 bis 290 MW erreichen. Der Reaktor ist für eine thermische Leistung von 900 MWth ausgelegt, was in einem Anlagenwirkungsgrad von etwa 33 % resultiert, entsprechend den aktuell laufenden Leichtwasserreaktoren.[9] Ausgelegt ist er für eine Anlagenstandzeit von mindestens 60 Jahren.[1] Die Reaktordaten sind in der unten stehenden Tabelle zusammengefasst.[39][38]

BWRX-300 (Generation III+)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 300 MWel Leistung: 900 MWth Schleifen: 2 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 270-290 MWel Eintrittstemperatur: 270 °C Betriebsdruck: 72 bar Hochdruckteile: 1 stck.
Eigenbedarf: 30-10 MWel Austrittstemperatur: 287 °C Pumpenvolumenstrom: Red x.svg Niederdruckteile: 1 stck.
Wirkungsgrad: 33 % Höhe des Kerns: 3,8 m Pumpenleistung: Red x.svg Aufbau: HP+LP+G
Querbeschleunigung: 0,3 g Durchmesser des Kerns: <4 m Wärmetauscherfläche: Red x.svg Rotation: 1800/1500 U/min
Containment Abbrand: 49,5 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.      - 240 Brennelemente
 +  - 057 Steuerstäbe
Kern BWRX-300.svg Betriebsdruck: Red x.svg Anzahl: 1 stck.
Einschlusstyp: Stahlcontainment Speisewassertemp.: Red x.svg Scheinleistung: 360-430 MVA
Auslegungsdruck: Dampftemperatur: Red x.svg Effektivleistung: 300 MWel
Gebäudewandstärke: 0,5 m Dampfmassenstrom: Red x.svg Arbeitsspannung: 22 kV

Bau und Konstruktion

Der BWRX-300 weißt aufgrund seiner kleineren Leistung und seines simpleren Aufbaus ein rund 90 % kleineres Gesamtvolumen an Bauwerken am gesamten Standort auf als der ESBWR, beim Gebäude knapp 50 % weniger.[2] Der ESBWR mit seinen 1520 MW elektrischer Leistung weist ein Bauwerksvolumen von 161.000 Kubikmeter auf (105.92 m3/MW), während der BWRX-300 nur ein Gebäudevolumen von 15.500 Kubikmeter aufweist (51.67 m3/MW).[5][2] Vereinfacht werden soll das Design insbesondere durch den Bau einzelner Anlagenstrukturen mit sicherheitstechnischer Bedeutung unterhalb der Bodenelevation, sodass Betonstrukturen als Umbauung eingespart werden und das umgebende Erdreich praktisch einen natürlichen Schutz gegen Einwirkungen von Außen schafft. Das wird durch die Unterbringung der gesamte Reaktoranlage in einem etwa 20 Meter im Durchmesser messenden Schacht erreicht, in dem sich der Sicherheitsbehälter mit dem Reaktor befindet. Bei veranschlagten Tiefbaukosten in Höhe von 4 bis 6 Millionen Dollar werden rund 6 bis 9 Monate für den Aushub veranschlagt, was die Bauzeit verkürzt und die Kosten senkt.[5]

Die Tiefbaukosten, insbesondere des Reaktorschachts, können allerdings je nach Untergrund stark variieren. Dabei kommt es darauf an, ob der Reaktor an einem Standort mit festem Gestein oder mit Erde als Untergrund errichtet wird. Der Reaktorschacht benötigt ein Aushubvolumen von rund 9.430 Kubikmeter Volumen, was sich insbesondere bemerkbar macht, wenn der Reaktor an einen Standort mit Gestein als Untergrund errichtet wird, was die Aushubkosten bis um den Faktor acht erhöhen kann und je nach Gesteinsart spezielle Anforderungen an die Last der Wände bedingt, sowie bei Erdbeben. Hinsichtlich der Erdbebenauslegung ist durch die Platzierung des Reaktorgebäudes im Untergrund nur eine horizontale Beschleunigung für den BWRX-300 ein Sicherheitsrisiko, während vertikale Bewegungen praktisch keine Last auf das Gebäude ausüben. Hinsichtlich der Erdbebenlast ist die Lasteinwirkung auf das Gebäude bei im Erdreich eingebetteten Reaktorgebäuden höher als bei in Stein eingebetteten Gebäude. Aufgrund der hohen Kosten beim Aushub von Gestein, wird hierbei allerdings eine wirtschaftliche Grenze erreicht, bei der der Bau des Gebäudes nur teileingebettet oder überirdisch preiswerter ist, da der Aushub dann bis zu 1700 Dollar/m3 kosten könnte. Bis dem Aushubvolumen von 9.430 m3 betragen demnach die Kosten rund 16 Millionen Dollar, insbesondere wenn es sich bei dem Grundgestein um Granit handelt. Bei konservativeren Preisen für den Aushub mit modernen Methoden (Tunnelbau) wird mit Gesamtkosten von 829.382 Dollar für weiches Erdreich gerechnet und 1.658.765 Dollar für Standorte mit Felssockeln. Bei einer teilweisen Einbettung können die Kosten für den Aushub halbiert werden, was allerdings die Baukosten um einen weitaus höheren Faktor anhebt.[44] In frühen Analysen bei konventionellen Bautechniken ging GE-Hitachi von Kosten aus um 6 bis 9 Meter auszuheben zwischen 4 bis 6 Millionen Dollar.[43] Ausgelegt ist der BWRX-300 für Erdbeben mit horizontalen Beschleunigungen bis 0,3 g.[39]

Obwohl der Reaktor sehr simple Bautechniken anwendet, die nicht für einen modularen Aufbau sprechen, soll der Bau des BWRX-300 durch innovative Baumethoden aus der Öl- und Gasindustrie, sowie dem Tunnelbau und Kraftwerksbau einfacher zu bauen sein.[2] Erfahrungen aus den Tunnelbau sollen insbesondere beim Bau des Reaktorschachts zum Einsatz kommen, der durch seinen kleinen Durchmesser für solche Bautechniken geeignet ist und einen 35 Meter tiefen Schacht erfordert.[9] Für den Hochbau hatte GE-Hitachi im April 2021 entschieden die Steel Bricks-Technologie von Modular Walling Systems Limited aus dem Vereinigten Königreich für das Reaktorgebäude zu verwenden. Steel Bricks sind einzelne Stahlzellen, die miteinander zu einem Bauwerk verbunden werden und anschließend mit Beton gefüllt werden, ohne Bewehrungsstahl zu enthalten.[45] Die Verbindung der Zellen erfolgt durch das Verschweißen miteinander, sodass ganze Module vorgefertigt werden können. Neben Wänden ist es auch möglich Zwischenböden mit diesen Zellen zu errichten.[46] Von der generellen Anwendung ist die Bautechnik ähnlich der Stahlzellenverbundtechnik, die bereits in der DDR für den Bau für das Kernkraftwerk Stendal genutzt wurde. Für die Gesamtanlage existiert bereits ein im Design vorgesehenes Ab- und Rückbaukonzept, das im Design fest vorgesehen ist. Um dies zu vereinfachen ist der Einsatz von Beton reduziert worden, sowie die Nutzung von Nieten Schweißnähten vorgezogen worden, sofern dies möglich ist.[39]

SchaltanlageTurbinenhalleTurbinenhalleReaktorhalleReaktorhalleBrennstoffgebäudeBrennstoffgebäudeSchalt- und HilfsanlagengebäudeSchalt- und HilfsanlagengebäudeKontrollgebäudeKontrollgebäudeKühlwasserzuleitungenKühlwasserleitungenKühlwasserleitungenKühlwasserleitungenKühlwasserleitungenKühlwasserpumpenhausKühlwasserpumpenhausKühlturmKühlturmWerkszaunStandortaufbau BWRX-300.svg
Über dieses Bild

Aufbau eines Standortes mit zwei BWRX-300, Block 1 links und Block 2 rechts des Erstentwurf aus dem Jahr 2018. Beschreibung per mouseover.

Die Größe des gesamten Hauptgebäudekomplexes, bestehend aus Reaktoranlage, Schaltanlagengebäude, Hilfsanlagengebäude und Turbinenhalle entspricht in seinen Ausmaßen in etwa der eines Football-Spielfelds.[5] Durch den weitaus einfacheren Aufbau des Komplexes sollen die nötigen Sicherheitseinrichtungen zur Sicherung der Anlage reduziert werden können. Während durch den großen Aufbau des ESBWR ein umfangreiches Sicherheitskonzept mit vielen Sicherheitseinrichtungen im Design bestehender Generation II-Anlagen nötig ist, sind diese für den BWRX-300 limitierender.[5][43] Die kleine thermische Reaktorleistung des BWRX-300 von 900 MWth ermöglicht es eine flexible Wasserversorgung am Standort zu etablieren, sowie die Möglichkeit des kosten effizienten Einsatz einer Trockenkühlung.[5][43] Für die Netzintegration des BWRX-300 ist keine spezielle Schaltanlage notwendig, sondern lediglich eine minimale typische Konfiguration mit Netztrennschaltern und einen redundanten Bus, um das N1-Kriterium der in den meisten Ländern vorgeschriebenen Netzanforderungen zu erfüllen, unabhängig von der Frequenz von 50 oder 60 Hertz. Ausgelegt sein muss die Einspeisung für 300 MW oder 355 Megavoltampere Scheinleistung.[39]

Wirtschaftlichkeit

Nach eigener Angabe von General Electric soll der BWRX-300 in etwa die gleiche Kosten aufweisen wie ein Gaskraftwerk.[2] Dies soll im Vergleich zu anderen kleinen modularen Reaktoren durch Senkung der Kapitalkosten um 60 % erreicht werden[2] und der BWRX-300 damit einer der preiswertesten Leichtwasserreakoren auf dem Markt werden, was das selbst gesteckte Ziel von GE-Hitachi ist.[5]

Für den BWRX-300 werden für die FOAK-Anlage rund 1,5 Milliarden Dollar an Kosten angesetzt, was 5000 $/kW installierte Leistung entspricht.[47][2] Für alle NOAK-Anlagen sollen die Kosten pro Anlage auf knapp 675 Millionen Dollar gedrückt werden, was rund 2250 $/kW installierte Leistung entspricht. Im Optimalfall sollen die Kosten für das installierte Kilowatt auf 2000 $ gesenkt werden, was Kapitalkosten von rund 600 Millionen Dollar entsprechen würde.[1][9][2][47] Ein wichtiges Auslegungsziel ist es allerdings unter die 1 Milliarde Dollar an Kapitalkosten zu kommen.[48]

Marktpotential

General Electric plant ab 2028 die aktive Vermarktung des BWRX-300 zu beginnen,[2] wenn die erste Referenzanlage dieses Typs in Betrieb ist.[4] Die erste Referenzanlage soll in Nordamerika entstehen und nach Inbetriebnahme ab 2030 aktiv die Vermarktung auch außerhalb den Vereinigten Staaten beginnen, vornehmlich in Europa und Japan.[1] Beworben wird der BWRX-300 auf dem Marktsegment der kommerziellen Stromerzeugung, als auch für die Anwendung in industriellen Prozessen, sowie für die Erzeugung von Fern- und Prozesswärme.[48]

Australien

Im Oktober 2021 hat das Minerals Council of Australia einen Report mit einer möglichen Übersicht von kleinen modularen Reaktoren vorgelegt, die für ein australisches Kernkraftwerks nach 2030 infrage kommen. Neben zwei weiteren Modellen wurde auch der BWRX-300 als mögliche Option hierfür evaluiert.[49][50][51] Im einer bereits im Februar 2020 veröffentlichten Studie der Australian Nuclear Association zum Entwurf des 2020 Integrated System Plan wurden die Kosten für das installierte Kilowatt für einen BWRX-300 für die regionalen Gegebenheiten in Australien auf 4000 Australische Dollar kalkuliert, entsprechend den Kapitalkosten von 1200 Millionen Australische Dollar. Mit Einberechnung der Betriebs- und Wartungskosten, inklusive Kernbrennstoff, würde damit die erzeugte Megawattstunde aus solch einer Anlage bei 56,22 Australische Dollar liegen.[52]

Estland

Im Juni 2019 hat das private Interessenkonsortium für den Bau eines Kernkraftwerks in Estland, Fermia Energia, eine Machbarkeitsstudie für rund 260.000 Euro für die Evaluierung der Etablierung von kleinen modularen Reaktoren in Auftrag gegeben. Finanziert wurde diese durch die beteiligten Partner Fortum Nuclear Services, Tractebel, dem Forschungszentrum VTT und Universitäten in Estland. Berücksichtigt wurden dabei vier Designs, darunter auch der BWRX-300. Fermia Energia äußerte zu diesem Zeitpunkt allerdings ein besonderes Interesse für den Moltex Energy SSR-W300 aufgrund der Flexibilität beim Kernbrennstoff.[53] Anfang Oktober 2019 unterzeichneten Fermia Energia und GE-Hitachi eine Absichtserklärung für die Untersuchung der Machbarkeit des Baus eines BWRX-300 in Estland.[54][55] Auf die Absichtserklärung folgte am 8. März 2021 die Unterzeichnung eines Abkommens zwischen Fermia Energia und GE-Hitachi über die Unterstützung für die eventuelle Etablierung des BWRX-300 in Estland.[56][57][58]

Japan

GE-Hitachi plant nach 2030 mit dem BWRX-300 ebenfalls in den japanischen Markt einzusteigen.[1]

Kanada

Ontario Power Generation

Projektplanung des Kernkraftwerks Darlington im Vergleich zu den Originalplanungen von GE-Hitachi für das Referenzprojekt
     - Projektierung
     - Bau
     - Probebetrieb
     - Kommerzieller Betrieb

Am 6. Oktober 2020 gab Ontario Power Generation bekannt, kleine modulare Reaktoren für den Bau in der Provinz Ontario genauer zu analysieren. Neben GE-Hitachi mit dem BWRX-300 wurden ebenfalls die Reaktormodelle von Terrestrial Energy und X-energy genauer untersucht.[59][60] Untersuchungen zeigten, dass der Bau jedes einzelnen BWRX-300 mit rund 2,3 Milliarden Kanadische Dollar das Bruttoinlandsprodukt ankurbeln würden.[61] Im Oktober 2021 wurde seitens GE-Hitachi und BWXT Canada ein Abkommen unterzeichnet gemeinsam das Engineering und die Ausführung des Design, Herstellung und Kommerzialisierung für einen potentiellen BWRX-300 am Standort des Kernkraftwerks Darlington durchzuführen, das von Ontario Power Generation geplant wurde. GE-Hitachi versprach sich durch die Kooperation mit BWXT Canada eine bessere Lokalisierung der Technologie.[62][63]

Am 2. Dezember 2021 wählte Ontario Power Generation den BWRX-300 als Reaktormodell für den Neubau am Kernkraftwerk Darlington, womit das Unternehmen zum Erstkunden wurde. Nach Plan sollte im Frühjahr 2022 mit den Vorarbeiten am Standort begonnen werden und im Jahr 2028 der Reaktor betriebsbereit sein. Die eigentliche Baulizenz für den Neubau sollte bis Ende 2022 beantragt werden für eine Erteilung im Jahr 2024, sodass die Bauarbeiten am Block beginnen können.[64][65][66]

SaskPower

Am 27. Juni 2022 entschied SaskPower, Energieversorger in der Provinz Saskatchewan, nach einer Analyse verschiedener Reaktortypen bis Mitte der 2030er ein mögliches neues Kernkraftwerk mit BWRX-300 zu planen. Eine Entscheidung ob die Anlage errichtet wird oder nicht soll bis 2029 getroffen werden.[67][68]

Kasachstan

Kasachstan plant seit 2014 den Wiedereinstieg in die Nutzung der Kernenergie und untersucht seither Standorte in den östlichen Regionen von Kasachstan und um Almaty. Insgesamt werden sechs Reaktordesigns derzeit genauer analysiert, die dafür infrage kommen, darunter auch der BWRX-300 von GE-Hitachi.[69]

Polen

Am 21. Oktober 2019 unterzeichnete GE-Hitachi mit Synthos eine Absichtserklärung mit dem polnischen Chemieunternehmen Synthos über die mögliche Etablierung des BWRX-300 in Polen.[70][71] Das Tochterunternehmen von Synthos, Synthos Green Energy, erweiterte die Kooperation für den Bau des BWRX-300 in Polen mit einer Partnerschaft im Mai 2020 mit dem belgischen Energieversorger Tractebel.[72] Am 29. Juli 2021 weitere Synthos die Kooperation durch ein Abkommen mit dem polnischen Öl- und Gasunternehmen PKN Orlen aus, das sich ebenfalls am Bau des BWRX-300 beteiligen will. Nach Aussage von PKN Orlen sollen die BWRX-300 binnen 7 bis 10 Jahren realisiert werden, ohne das eigentliche polnische Bauprogramm für große Leistungsreaktoren zu beeinflussen. Der Generaldirektor von Synthos, Zbigniew Warmuz, erklärte, dass bei einer Inbetriebnahme des ersten BWRX-300 im Ausland zwischen 2027 und 2028 der erste Reaktor dieses Typs zwischen 2030 und 2031 in Bau gehen könnte. Hierzu benötigt es allerdings eine rechtliche Überarbeitung der polnischen Gesetze, da diese vorschreiben, dass nur der Staat Kernkraftwerke bauen darf, nicht bei Privatunternehmen. Synthos sieht insbesondere eine industrielle Anwendung des BWRX-300 als möglich, sowie für die Produktion von Wasserstoff. Die BWRX-300 sollen daher in Polen nicht für den Primärenergiebedarf eingesetzt werden, sondern als Zusatzversorgung.[73][74]

Am 31. August 2021 unterzeichnete Synthos mit der Energiegruppe ZE PAK ein Investitionsabkommen über den Bau von vier bis sechs BWRX-300 am Standort des bestehenden Kohlekraftwerks Pątnów. Die beiden Unternehmen sahen vor ein Gemeinschaftsunternehmen zu gründen, das für den Bau und Betrieb des Kernkraftwerks verantwortlich sein sollte.[75][76] Die Wahl von Pątnów als potentiellen Standort wird damit begründet, dass dieser auch im staatlichen Kernkraftwerksprogramm von Polen vorkommt, allerdings aufgrund der Leistungsgröße des BWRX-300 nicht in Konkurrenz zum staatlichen Bauprogramm steht, da solch kleine Blöcke keine großen Kraftwerke ersetzen können.[77] In der Folge dieser Entscheidung wurde im September 2021 eine weitere Kooperation zwischen Synthos und dem Chemieunternehmen Ciech geschlossen, die ebenfalls Interesse an der Energie aus den Blöcken anmeldeten.[78] Am 23. September 2021 unterzeichneten GE-Hitachi, die GEH SMR Technologies Canada Limited, Cameco und Synthos Green Energy eine Absichtserklärung für die Evaluierung der Machbarkeit eine Flotte von BWRX-300 in Polen über die kanadischen Uranlieferwege zu versorgen.[79][80]

Schweden

Im März 2022 unterzeichnete das schwedische Unternehmen Kärnfull Next mit GE-Hitachi eine Absichtserklärung für den Bau mehrerer BWRX-300 in Schweden. [81]

Tschechien

Am 4. Februar 2020 unterzeichnete GE-Hitachi mit dem tschechischen Energieversorger ČEZ eine Absichtserklärung für die Untersuchung der wirtschaftlichen und technischen Machbarkeit für den Bau des BWRX-300 in Tschechien. ČEZ kooperiert dazu bereits intensiv mit dem Forschungszentrum Řež über die Etablierung kleiner modularer Reaktoren in Tschechien. Das Potential für den BWRX-300 in Tschechien sieht man insbesondere im Ersatz alternder Kohlekraftwerke durch Kernkraftwerke.[82][83]

Vereinigtes Königreich

Nachdem Horizon Nuclear Power im Januar 2021 seine Planungen für das Kernkraftwerk Wylfa Newydd für zwei UK-ABWR zurückgezogen hatte, meldete der Energieversorger Shearwater Energy am 23. September 2021 Interesse an, 10 BWRX-300 an diesem Standort zu errichten. Das Interesse stand zu diesem Zeitpunkt bereits unter Konkurrenz zu einem Angebot des Ingenieur-Architekt Bechtel für den alternativen Bau von zwei AP1000 an diesem Standort. Shearwater Energy hatte bereits im Vorfeld einen Vorschlag für die Ausarbeitung der Kostenabschätzungen für die 10 BWRX-300 an GE-Hitachi übermittelt, sodass 2025 mit dem Bau der Anlage gestartet werden könnte und 2028 die Inbetriebnahme erfolgen könnte.[84][85]

Vereinigte Staaten von Amerika

WPPSS-1 (mitte) und WPPSS-4 (links)

Im Auftrag des Department of Energy der Vereinigten Staaten von Amerika untersuchte das Pacific Northwest National Laboratory und das Massachusetts Institute of Technology im Jahr 2019 potentielle Standorte für Reaktoren der Generation III+ für den Bau im Bundesstaat Washington, um die Dekarbonisierung des Energiesektors bis 2030 zu realisieren und bis 2045 eine vollständig Kohlenstoffneutrale Wirtschaft aufzustellen. Der dort aktive kanadische Energieversorger TransAlta hatte generelles Interesse an der etwaigen Machbarkeit des Baus von kleinen modularen Kernkraftwerken in diesem Lastgebiet. Neben dem BWRX-300 wurde innerhalb der Studie auch der NuScale VOYGR als potentielle Reaktortechnologie untersucht. Als mögliche Standorte für den BWRX-300 wurde unter anderem der Standort des unvollendeten Reaktorblocks WPPSS-1 am Kernkraftwerk Columbia identifiziert, sowie als vier weitere Blöcke am Standort des Kraftwerks Centralia im Lewis County. Die Stromgestehungskosten für den Bau der Anlage am Standort Columbia für den BWRX-300 wurden mit 43,98 $/MWh kalkuliert. Anhand der Entwicklung der Strompreise bis 2030, die auf 35 $/MWh kalkuliert werden, ist der Reaktor rund 8,98 $/MWh teurer als der Strompreis in der Region, wodurch zusätzliche Subventionen für den Betrieb nötig wären. Hinsichtlich der Preisentwicklung zu Erdgaskraftwerken, die mit Stromgestehungskosten von 36,61 $/MWh arbeiten sollen, allerdings eine zusätzliche Abgabe von 60 $/MWh an Emissionsabgaben zahlen müssen, wäre der BWRX-300 zu den gesamten Stromgestehungskosten von 96,61 $/MWh für das Erdgaskraftwerk durchaus konkurrenzfähig betreibbar nach dem Jahr 2029.[86]

Der Standort am Kraftwerk Centralia gilt allerdings als näher an der Last gelegen durch die direkte Verbindung zu den Städten Seattle, Tacoma und Olympia, wodurch die Volllastausnutzung von mehreren Reaktoren von Vorteil wäre. In der Studie wurde vom Bau von zwei BWRX-300 auf der Kohlehalde des Kraftwerks ausgegangen. Die Stromgestehungskosten wurden auf 50,52 $/MWh kalkuliert wenn beide Kohleblöcke durch zwei Reaktoren ersetzt werden. Die höheren Kosten ergeben sich durch ein zusätzliches Jahr an Vorarbeiten, die geleistet werden müssen. Das würde zusätzliche Subventionen für die Anlagen erfordern im Vergleich zum Standort Columbia, außer bei einer Kohlenstoffbepreisung, wodurch die Konkurrenzfähigkeit zu Erdgaskraftwerken auch dort wiederhergestellt werden würde. Der Standort hat allerdings einen entscheidenden Nachteil durch eine Lage nahe einer seismisch aktiven Verwerfung. Aufgrund der COVID-Pandemie hat TransAlta zunächst kein Interesse angemeldet die Planungen zu konkretisieren.[86]

Puerto Rico

Am 20. Mai 2020 wurde eine Machbarkeitsstudie des Department of Energy veröffentlicht, in der die Machbarkeit des Baus eines kleinen modularen Reaktors auf Puerto Rico erwogen wurde. Seit 2017 leidet Puerto Rico an einem Energiedefizit durch zerstörte Kraftwerksanlagen infolge des Hurrikan Maria, sowie durch einen alternden Kraftwerkspark, was zu regelmäßigen Blackouts führt. Das US-Außengebiet plant daher die Transition zu einer kohlenstoffarmen Energieversorgung binnen 10 Jahren. Zum Zeitpunkt der Studie wurden rund 98 % der Elektrizitätsversorgung durch konventionelle Kraftwerke gedeckt, die mit importierten Rohstoffen laufen. Zwar sieht der Plan vornehmlich vor die Energieversorgung durch den Zubau von erneuerbaren Energien und Erdgaskraftwerken zu erneuern, untersucht wurde aber auch der Einsatz von kleinen modularen Reaktoren. In der Studie wurden insgesamt 5 Designs erwogen:[87]

Als potentiell beste Option anhand des Grundlastbedarfs der Insel wurde die Etablierung eines Kernkraftwerksparks bestehend aus Reaktoren des Typs NuScale und BWRX-300 ermittelt, die mit ihren Eigenschaften der Grundlastversorgung, der Lastfolgefahrmöglichkeiten und der Netzstabilität am besten geeignet sind.[87]

Tennessee Valley Authority

Am 10. Februar 2022 gab die Tennessee Valley Authority bekannt, ein Neubauprogramm mit kleinen modularen Reaktoren umzusetzen. Als erste Anlage nannte der Energieversorger einen BWRX-300 am Kernkraftwerk Clinch River lizenzieren zu wollen, der bis 2032 in Betrieb geht, sofern man sich für den Bau entscheidet. Dass man sich für den BWRX-300 entschieden hatte liegt daran, dass es sich um einen Leichtwasserreaktor handelt und die bereits in Betrieb befindlichen Anlagen des Energieversorgungsunternehmens ebenfalls solche Reaktoren sind. Dadurch sehe die Tennessee Valley Authority hierin die schnellste Möglichkeit diese Anlage innerhalb des nächsten Jahrzehnts zu kommerzialisieren.[88]

Aufträge

Die Liste zeigt feste Aufträge für den BWRX-300, sowie beteiligte Ausschreibungen. Kursiv geschriebene Daten sind geplante Daten oder veranschlagte Kosten.

Staat Bezeichnung Block Auftrag IBN Kosten spez. Inves-
titionskosten
Anmerkung
Flag of Canada.svg Kanada Darlington 5 12/2021 2028 Erstkunde Ontario Power Generation

Einzelnachweise

  1. a b c d e f Kazuaki Kito, u.a.: Hitachi’s Vision for Nuclear Power and Development of New Reactors, April 2020. Seite 157, 158. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  2. a b c d e f g h i j k l m n o GE-Hitachi: GE-Hitachi Nuclear Energy Submission for the Federal Inquiry into the Prerequisites for Nuclear Energy in Australia, 16.09.2019. Seite 4, 5. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  3. a b c d Daniel T. Ingersoll, u.a.: Handbook of Small Modular Nuclear Reactors: Second Edition, Woodhead Publishing, 2020. ISBN 9780128239179. Seite 36.
  4. a b c d e f g h i j GE-Hitachi: BWRX-300 Small Modular Reactor, März 2021. Seite 2, 4, 5, 6, 8. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  5. a b c d e f g h i j GE-Hitachi: POWERING EVERYONE, 10.04.2018. Seite 6, 8, 9, 10. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  6. a b Patentscope: 1. WO2018204081 - VERY SIMPLIFIED BOILING WATER REACTORS FOR COMMERCIAL ELECTRICITY GENERATION, 08.11.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  7. World Nuclear News: Dominion Energy invests in GE Hitachi SMR, 21.05.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  8. Nuklearforum Schweiz: Dominion investiert in SMR der GEH, 25.05.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  9. a b c d e Australian Mining: SMRsSmall modular reactors in the Australian context, 2021. Seite 14, 15. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  10. World Nuclear News: Funding for US advanced nuclear technology projects, 11.07.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  11. Nuclear Engineering International: More US funding for advanced technologies, 17.07.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  12. World Nuclear News: GEH receives federal funds for BWRX-300 development, 17.07.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  13. Nuclear Engineering International: GEH to use federal funds to develop BWRX-300 SMR, 18.07.2018. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  14. World Nuclear News: Canadian pre-licensing review starts for BWRX-300, 22.05.2019. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  15. Nuclear Engineering International: GE Hitachi seeks BWRX-300 design review in Canada, 23.05.2019. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  16. World Nuclear News: GE Hitachi submits SMR design for Canadian review, 27.02.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  17. Nuklearforum Schweiz: GEH lanciert kanadische Zulassung für SMR, 09.03.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  18. World Nuclear News: GE Hitachi initiates US licensing of BWRX-300, 31.01.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  19. a b Nuclear Engineering International: GEH begins US licensing process for BWRX-300 SMR, 03.02.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  20. a b Nuklearforum Schweiz: GEH lanciert amerikanische Zulassung für SMR, 04.02.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  21. Nuclear Engineering International: US DOE announces more funding for advanced nuclear reactor systems, 14.05.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  22. Nuklearforum Schweiz: USA: DOE vergibt Zuschüsse für digitale Forschungsprojekte zum BWRX-300-SMR, 19.05.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  23. Nuclear Engineering International: Intelligent approach to improve O&M, 10.09.2020. Abgerufen am 07.12.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
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Weblinks

Siehe auch