Advanced Boiling Water Reactor

aus Wikipedia, der freien Enzyklopädie
Wechseln zu: Navigation, Suche
Advanced Boiling Water Reactor
Entwickler/Hersteller: General Electric, Hitachi, Toshiba
Entwicklungsjahr: 1978
Entwicklungsland: JapanJapan 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]

Technische Eigenschaften[Bearbeiten]

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]

Verwendung[Bearbeiten]

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]

Verfügbarkeit[Bearbeiten]

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- und Siedewasser-Reaktoren wie dem koreanische OPR-1000, dem Konvoi oder der Baulinie 72 mit "Operation Factors" von etwa 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 heruntergefahren, 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 fertiggestellten 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 sicherzustellen, und sollen nach der vollständigen Überarbeitung der Turbine wieder mit Nennleistung betrieben werden können.[11] Alle ABWR wurden nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima mindestens bis zur Fertigstellung von Arbeiten zur Erhöhung der Erdbebensicherheit abgeschaltet.[12]

Sicherheit[Bearbeiten]

Ein Siedewasserreaktor ist wie jede technische Anlage nicht sicher vor Störfällen. Die Modelle für einen größten anzunehmenden Unfall (GAU) oder andere Ereignisse nach der Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse sind bisher immer zu Gunsten des Investitionsvolumens ausgelegt worden. Die inhärenten Sicherheitsrisiken des thermodynamischen Systems unterscheiden den Siedewasserreaktor vom Druckwasserreaktor. Sie erfordern verschiedenes Auslegen der Kühlsysteme für die Notfallkühlung.

Die inhärenten Sicherheitsrisiken der regelungstechnischen Anlage sind vergleichbar und überwiegend zu unterscheiden durch das Entwurfsalter der Anlagen. Die Investitionskosten für den regulären Betrieb eines Siedewasserreaktors sind spezifisch geringer als für den Druckwasserreaktor. Nach bisherigen Unfällen (Druckwasserreaktor Three Mile Island, Harrisburg, Siedewasserreaktor Daiichi, Fukushima) wurden die Auslegungskriterien für den Fall eines GAU für den Kapitalaufwand weniger günstig festgelegt. Dadurch stiegen die Investitionskosten für die Begrenzung der Folgen von Störfällen.

Das technisch notwendige unterkritische Regelverhalten eines Siedewasserreaktors ist ohnehinimmer komplexer, als bei einem Druckwasserreaktor, weil die lediglich makroskopisch homogene Dampfblasenbildung an den Brennstäben heftigere Korrosionsprobleme bedingt, als bei einem Druckwasserreaktor mit durchweg homogenem Medium und in enger Toleranz gehalten werden muss.

Das Verhalten bei Ausfall der Kühlsysteme erfordert für diesen Typ eine Auffangvorrichtung für de Kernschmelze nach einem GAU, die bei frühen Bauformen unzureichend ausgelegt war (Beispiel Fukushima). Es bleibt offen, ob das Gesamtrisiko des Betriebs eines Siedewaserreaktors in geologisch oder geografisch gefährdeten Lagen vertretbar ist.

Jede Auslegung der Sicherheitsmaßnahmen folgt einem Modell, das die Realität abdecken soll. Zu dieser Realität gehört der Eintritt eines GAU. Der wichtigste Aspekt, der den ABWR nach derzeitigen Modellen zu einem Konzept der 3. Generation (welcher beispielsweise auch der EPR angehört) machen soll, sind passive Sicherheitsmerkmale für den Fall eines GAU. So etwa ein großer Ausbreitungsraum für eine Kernschmelze, der sie überhaupt nur hinreichend zu kühlen hilft.

Zudem ist eine passive Containment-Kühlung vorgesehen, die den Nachteil des im Vergleich zum EPR wesentlich kompakteren Containments (und damit dessen potenziell früheren Versagens oder früheren Ventings) wettmachen soll: Das Containment ist von vier Wasserleitungen durchzogen, worin im Falle eines GAU die Wärme einer erhitzten Containment-Atmosphäre durch Austausch in ein Wasserbecken außerhalb des Containments abgeführt werden soll; das ganze ist als Kreislauf konzipiert, Pumpen braucht es nicht.[13]

Reaktorblock[10] Nettoleistung
(ursprüngliche Nettoleistung)
Kommer-
zieller Betrieb
Operation Factor[14] seit Inbetriebnahme
Stand: 2012
HAMAOKA-5 1212 MW (1325 MW) 18. Januar 2005 43,6 %
KASHIWAZAKI KARIWA-6 1315 MW 7. November 1996 72,1 %
KASHIWAZAKI KARIWA-7 1315 MW 2. Juli 1996 68,0 %
SHIKA-2 1108 MW (1304 MW) 15. März 2006 44,9 %

ABWR-II[Bearbeiten]

Bisherige Störfälle zeigen den Bedarf einer besseren Auslegung der Sicherheitssysteme für den Fall einer Notabschatung und zum Vermeiden eines GAU. Die Systeme für den regulären Betrieb sind davon weniger betroffen. Die nächste Generation nach dem ABWR ist der ABWR-II, der in Japan entwickelt wird.[15] Die Entwicklung begann im Jahr 1991.[16] Der ABWR-II soll größere Brennstoffbündel, bessere Sicherheitsmerkmale für den Störfall, 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 ausgelegt 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.[15]

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[15]. Eine Bestätigung dieser Modellansätze wurde bisher nicht publiziert.

Siehe auch[Bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten]

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. GE Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (englisch)
  2. Completion of ABWR Plant (englisch; PDF; 94 kB)
  3. TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction (englisch)
  4. USA: Neuzertifizierung des GEH-ABWR zugelassen. Abgerufen am 18. März 2011.
  5. Kernenergie.ch - Der Reaktor: Die heutigen Reaktor-Typen (Version vom 7. März 2008 im Internet Archive)
  6. ABWR: Project Overview (englisch)
  7. IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008 (englisch; PDF; 1,7 MB)
  8. NRC - Issued Design Certification - Advanced Boiling-Water Reactor (ABWR) (englisch)
  9. NRC - South Texas Project, Units 3 and 4 Application (englisch)
  10. a b Power Reactor Information System der IAEA: Japan: Nuclear Power Reactors - Alphabetic“ (englisch)
  11. World Nuclear Association - Nuclear Power in Japan (englisch)
  12. Earthquake Report - JAIF (englisch, PDF; 134 kB) jaif.or.jp. Abgerufen am 12. August 2012.
  13. STUK: Feasibility assessment of plant alternatives (Attachment, 4. Mai 2009)
  14. NEPIS Manual
  15. a b c Status report 98 - Advanced Boiling Water Reactor II (ABWR-II) (englisch)
  16. IAEA - Nuclear Power Technology Development Section (englisch)