Advanced Boiling Water Reactor
| Advanced Boiling Water Reactor | |
|---|---|
| Entwickler/Hersteller: | General Electric, Hitachi, Toshiba |
| Entwicklungsjahr: | 1978 |
| Entwicklungsland: |  Japan |
| Reaktordaten | |
| Reaktortyp: | Siedewasserreaktor |
| Bauart: | Druckbehälter |
| Moderator: | Wasser |
| Kühlung: | Wasser |
| Brennstoff: | UO2, UO2-Gd2O3 |
| Anreicherungsgrad: | 3.2 % |
| Dampfblasenkoeffizient: | Negativ |
| Leistungsklassen in MW (Brutto): | 1356, 1700 |
| Containment: | Vorhanden |
Der Advanced Boiling Water Reactor (Abkürzung ABWR, deutsch Fortgeschrittener Siedewasserreaktor) ist ein Siedewasserreaktor der 3. Generation.[1] Die Entwicklung des Reaktors begann im Jahr 1978.[2] Der erste ABWR wurde im Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa als Block 6 im Jahr 1996 in Betrieb genommen.[3] Entwickelt wurde er in Japan von General Electric, Hitachi und Toshiba.[4][5]
Inhaltsverzeichnis |
[Bearbeiten] Technische Eigenschaften
Der elektrische Generator, der durch diesen Kernreaktor betrieben wird, hat eine elektrische Leistung von 1300 MW. Das Design vereinigt Entwicklungen aus Europa, Japan und den USA. Es bringt Verbesserungen auf vielen Gebieten hervor, unter anderem bei der Sicherheit und Zuverlässigkeit. Die Steuerstäbe werden durch Schraubmechanismen bewegt, anstatt durch eine schrittweise Bewegung.[6]
[Bearbeiten] Verwendung
Der ABWR kommt bis heute viermal zum Einsatz. Er wird bisher nur in japanischen Kernkraftwerken verwendet, in den Anlagen Kashiwazaki-Kariwa (Block 6 und 7), Shika (Block 2) und Hamaoka (Block 5). Zwei weitere Reaktoren befinden sich im taiwanischen Kernkraftwerk Lungmen (Block 1 und 2) in Bau. Pläne für weitere ABWR bestanden für die Anlage Fukushima I (Block 7 und 8) und bestehen für die Anlagen Higashidori (Block 1), Kaminoseki (Block 1 und 2), Oma und Shimane (Block 3).[7]
Am 12. Mai 1997 wurde der ABWR von der Nuclear Regulatory Commission (NRC) in den USA zertifiziert.[8] In den USA soll das Kernkraftwerk South Texas zwei ABWR bekommen.[9]
[Bearbeiten] Verfügbarkeit
Die vier bisher in Betrieb genommenen ABWR-Kraftwerke weisen eine im internationalen Vergleich unterdurchschnittliche Verfügbarkeit auf, dies wird im 'Operation Factor' der Internationalen Atomenergie-Organisation dokumentiert (Anteil an der Betriebszeit mit Stromeinspeisung an der Gesamtdauer eines Jahres). Im Gegensatz zu moderne Druck- & Siedewasser-Reaktoren wie dem koreanische OPR-1000, dem Konvoi oder der Baulinie 72 mit Operation Factors von um die 90 % weisen die bisher installierten ABWR Kraftwerke ca. die drei bis fünffache Nichtverfügbarkeit auf [10]. Die Ursachen liegen, neben technischen Problemen der Kraftwerke selbst, auch in äußeren Faktoren wie Erdbeben und atomrechtlichen Verordnungen begründet. Die Blöcke 6 und 7 in Kashiwazaki Kariwa wurden infolge eines Skandals bei der Betreiberfirma Tepco im Jahr 2003 zur Überprüfung herunter gefahren, ein schweres Erdbeben im Jahr 2007 führte zu einer lang andauernden Abschaltung und infolge der Nuklearkatastrophe von Fukushima im Jahr 2011 wurden die Reaktoren nach dem Brennelementewechsel nicht wieder angefahren.
Bei den zwei später fertig gestellten Anlagen, dem Block 2 des Kernkraftwerkes Shika sowie dem Block 5 des Kernkraftwerkes Hamaoka, wurde kurz nach der Inbetriebnahme ein Turbinendefekt infolge eines Konstruktionsfehlers festgestellt. Beide Kraftwerke wurden darauf hin gedrosselt um einen gefahrlosen Betrieb sicher zu stellen und sollen nach der vollständigen Überarbeitung der Turbine wieder mit Nennleistung betrieben werden können.[11] Das Kernkraftwerk Hamaoka wurde nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima bis zur Fertigstellung von Arbeiten zur Erhöhung der Erdbebensicherheit abgeschaltet.[12]
| Reaktorblock[10] | Nettoleistung (ursprüngliche Nettoleistung) |
Kommer- zieller Betrieb |
Operation Factor[13] seit Inbetriebnahme Stand: 2012 |
|---|---|---|---|
| HAMAOKA-5 | 1212 MW (1325 MW) | 18.01.2005 | 43,6 % |
| KASHIWAZAKI KARIWA-6 | 1315 MW | 07.11.1996 | 72,1 % |
| KASHIWAZAKI KARIWA-7 | 1315 MW | 02.07.1996 | 68,0 % |
| SHIKA-2 | 1108 MW (1304 MW) | 15.03.2006 | 44,9 % |
[Bearbeiten] ABWR-II
Die nächste Generation nach dem ABWR ist der ABWR-II, der in Japan entwickelt wird.[14] Die Entwicklung begann im Jahr 1991.[15] Der ABWR-II soll größere Brennstoffbündel, bessere Sicherheitsmerkmale, kürzere Wartungzeiten und einen flexibleren Brennstoffkreislauf haben. Die Anzahl der Brennstoffstäbe im Reaktorkern wird im Vergleich zum ABWR um die Hälfte verringert. Die Kontrollstäbe sollen größer gemacht werden, sodass ein Brennstoffbündel im Reaktorkern zwei Kontrollstäbe zugewiesen bekommt. Der ABWR-II soll einen besseren Abschaltmodus als sein Vorgängermodell haben. Die Leistung beträgt 1700 MW.[14]
Der Reaktor soll 224 Brennstoffbündel aufnehmen können, die einen 18-monatigen Betrieb ermöglichen mit einem Abbrand von 60 GWd/t. Die Baukosten des Reaktors sollen genau so hoch liegen wie die des ABWR. Durch die Reduzierung der Anzahl von Brennstoffbündel im Reaktorkern soll die Länge der Wartungszeiten reduziert werden.[14]
[Bearbeiten] Siehe auch
[Bearbeiten] Weblinks
- Toshiba - Advanced Boiling Water Reactor (englisch)
- ABWR Overview (U.S. Department of Energy) (englisch)
[Bearbeiten] Einzelnachweise
- ↑ GE Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (englisch)
- ↑ Completion of ABWR Plant (englisch)
- ↑ TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction (englisch)
- ↑ USA: Neuzertifizierung des GEH-ABWR zugelassen. Abgerufen am 18. März 2011.
- ↑ Kernenergie.ch - Der Reaktor: Die heutigen Reaktor-Typen
- ↑ ABWR: Project Overview (englisch)
- ↑ IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008 (englisch)
- ↑ NRC - Issued Design Certification - Advanced Boiling-Water Reactor (ABWR) (englisch)
- ↑ NRC - South Texas Project, Units 3 and 4 Application (englisch)
- ↑ a b Power Reactor Information System der IAEA: Japan: Nuclear Power Reactors - Alphabetic“ (englisch)
- ↑ World Nuclear Association - Nuclear Power in Japan (englisch)
- ↑ [1] - Earthquake Report - JAIF (englisch)
- ↑ NEPIS Manual
- ↑ a b c ABWR-II Core Development (englisch)
- ↑ IAEA - Nuclear Power Technology Development Section (englisch)
