WWER
| WWER | |
|---|---|
| Entwickler/Hersteller: | Gidropress |
| Entwicklungsland: |  Sowjetunion
|
| Reaktordaten | |
| Reaktortyp: | Druckwasserreaktor |
| Bauart: | Druckbehälter |
| Moderator: | leichtes Wasser |
| Kühlung: | leichtes Wasser |
| Dampfblasenkoeffizient: | Negativ |
| Leistungsklassen in MW (Brutto): | 210, 440, 1000, 1160, 1200, 1500 |
| Containment: | ab 3. Generation vorhanden, sowie bei den Exportversionen WWER-440/311 und WWER-440/318 |
| Gebaute Exemplare: | 66 |
Unter der Bezeichnung WWER (Wasser-Wasser-Energie-Reaktor, russisch Водо-водяной энергетический реактор, transkr. Wodo-wodjanoi energetitscheski reaktor, ВВЭР) werden bestimmte Typen von Druckwasserreaktoren sowjetischer beziehungsweise russischer Bauart zusammengefasst. Die Bezeichnung Wasser-Wasser steht für wassermoderiert und wassergekühlt.
Generationen
Man unterscheidet Reaktoren aus vier Generationen. Die erste Zahl gibt das Reaktormodell an, meist entspricht dies der ungefähren elektrischen Leistung des Kraftwerks in Megawatt. Die zweite Zahl ist die Version des Reaktors bzw. der Projektname. Die ersten beiden Prototypen dieses Reaktortyps wurden im Kernkraftwerk Nowoworonesch eingesetzt und erforscht. Entwickelt wurden die Reaktoren von Gidropress.
| Generation WWER |
Leistungsschwächere Reaktoren |
Leistungsstärkere Reaktoren |
Kernkraftwerk |
|---|---|---|---|
| 1. Generation | WWER-210 WWER-365 WWER-440/179 WWER-440/230 WWER-440/270 |
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| 2. Generation | WWER-440/213 WWER-440/311 WWER-440/318[1] |
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| 3. Generation | WWER-640/407 WWER-640/470 bzw. WPBER-600 |
WWER-1000/187 | |
| WWER-1000/302 | |||
| WWER-1000/320 | |||
| WWER-1000/338 | |||
| WWER-1000/392 | AES-91 | ||
| WWER-1000/392 | AES-92 | ||
| WWER-1000/466 | |||
| WWER-1160 | |||
| WWER-1200/491 | AES-2006 | ||
| WWER-1500/448 |
WWER-440
Zur Baureihe WWER-440 gehören der alte Typ WWER-440/230 und der neuere, in wesentlichen Bereichen verbesserte Typ WWER-440/213. Daneben gibt es noch einen Sondertyp, der nur für das finnische Kernkraftwerk Loviisa entwickelt wurde, um die dort bestehenden Sicherheitsanforderungen zu erfüllen. Wie alle Druckwasserreaktoren verwendet auch der WWER-440 Wasser sowohl zur Kühlung des Reaktorkerns und zur Erzeugung von Dampf als auch zum Moderieren der Neutronen. Als Brennstoff dient schwach angereichertes Urandioxid. Zu den Besonderheiten des WWER-440/230 zählt die Errichtung von Doppelblöcken mit einem gemeinsamen Maschinenhaus.
| Thermische Leistung | 1375 MWth |
| Elektrische Leistung | 440 MW |
| Anzahl der Kühlkreisläufe | 6 |
| Nenndruck Primärkreislauf | 12,26 MPa |
| Temperatur Primärkreislauf Input | 267,9 °C |
| Temperatur Primärkreislauf Output | 297,3 °C |
| Kühlmitteldurchsatz | 42600 m³/h |
| Anzahl Brennelemente | 349 |
| Anzahl Kontrollstäbe | 37 |
| Betriebsdauer | ca. 40 Jahre |
Nach Herstellerangaben steigt die radioaktive Dosisleistung in der Umgebung eines Kernkraftwerks des Typs WWER-440 um weniger als 0,5 mSv pro Jahr.[3]
Für den Transport und die Zwischenlagerung der Brennelemente können zum Beispiel auch Castor-Behälter der Firma GNS benutzt werden, die speziell für die WWER-440 Baureihe entwickelt wurden. Der Behälter vom Typ CASTOR 440/84 kann 84 Brennelemente aufnehmen. Er ist 4,08 m lang und hat einen Durchmesser von 2,66 m. Sein Gewicht beträgt 116 Tonnen.[4]
Der WWER-440 hat einen besonders schlanken Reaktordruckbehälter. Der Reaktorkern befindet sich daher dicht an den Stahlwänden, der wassergefüllte Spalt dazwischen ist nur sechzehn Zentimeter breit, also viel schmaler als bei den meisten im Westen gebauten Kernkraftwerken. Die Neutronen werden in einem breiteren Spalt stärker abgebremst, so dass die Strahlenbelastung des Stahls geringer ist und dieser deshalb viel langsamer altert bzw. versprödet.
Ein von der EU-gefördertes Forschungsprojekt namens "Long Life" erforscht Versprödungsprozesse verschiedener Stahllegierungen unter dem Einfluss von Neutronen. Es wird unter der Leitung von Eberhard Altstadt von Wissenschaftlern des Forschungszentrums Dresden-Rossendorf koordiniert. Das Forschungszentrum untersucht dazu auch Stahlproben aus drei Blöcken des von 1973 bis 1990 betriebenen Kernkraftwerks Greifswald vom WWER-Typ. Aufgrund der verschiedenen Betriebsdauer der Blöcke wurde der in ihnen verwendete Stahl unterschiedlich stark mit Neutronen bestrahlt. Somit kann die Versprödung des Stahls in Abhängigkeit vom Neutronenbeschuss bestimmt und mit den bisherigen Richtwerten zur Alterung von Stahl in Kernkraftwerken verglichen werden. [5]
WWER-440/230
Die Reaktoren der ersten WWER-Generation 230 haben eine Reihe von Sicherheitsmängeln:
- geringe Redundanz der Sicherheitseinrichtungen
- keinen alles umschließenden Sicherheitsbehälter
- keine ausreichende Notkühlung bei Bruch einer Hauptkühlmittelleitung
- schlechte räumliche Trennung der (redundanten) Sicherheitseinrichtungen
- unübersichtliche und veraltete Leittechnik und Bedienarmaturen
Reaktoren der Baureihe WWER-440/230 waren unter anderem in Kosloduj und Bohunice in Betrieb. Die Europäische Union hatte erklärt, dass Reaktoren des Typs WWER-440/230 „nicht auf das erforderliche Sicherheitsniveau gebracht werden können“ und daher bei einem Beitritt der entsprechenden Länder zur EU stillgelegt werden müssen – die entsprechenden WWER-440/230 wurden bis 2007 stillgelegt. In der DDR war dieser Reaktortyp in Greifswald im Einsatz und wurde – wie auch alle anderen Kernkraftwerke der DDR – im Zuge der Wiedervereinigung stillgelegt.
WWER-440/213
Beim Typ WWER440/213 wurden zahlreiche Mängel behoben. So ist das Notkühlsystem nun fähig, bei sämtlichen Defekten der Kühlmittelversorger wirksam einzugreifen. Weiter wurden die Sicherheitssysteme dreifach redundant ausgelegt und der Brandschutz deutlich verbessert. Zudem hat diese Baureihe einen angebauten Bubble Condenser. Damit erhält der von einem – auch großen – Leck freigesetzte radioaktive Dampf mehr Ausbreitungsraum und kann zudem in Wasservorlagen kondensieren, bevor der Auslegungsdruck erreicht wird.[6]
Neben WWER-440/230 waren auch Reaktoren vom Typ WWER-440/213 in Greifswald in Betrieb – auch diese wurden nach 1989 stillgelegt. Reaktoren der Baureihe WWER-440/213 befinden sich in der EU in Dukovany, Bohunice, Mochovce und Paks.
WWER-440/318
Eine Exportversion des WWER-440/213 ist der WWER-440/318. Dieser sollte im Kernkraftwerk Juraguá zum Einsatz kommen.[7] Im Gegensatz zur Standardbaureihe 213 hat der WWER-440/318 ein Containment.[8]
WWER-1000
Der WWER-1000 ist eine Weiterentwicklung des WWER-440 mit verbesserten Sicherheitseinrichtungen – unter anderem einem Sicherheitsbehälter – und höherer elektrischer Leistung (1.000 MW), wobei bewährte Bauteile vom WWER-440 übernommen wurden. Die WWER-1000-Reaktoren lassen sich mit entsprechendem Aufwand auf ein höheres Sicherheitsniveau bringen. Es müssen die gesamte Leittechnik sowie die langsamen Rechner ausgetauscht werden. Weiterhin wird ein Teil der immer noch benutzerunfreundlichen Überwachungssysteme und -anzeigen modernisiert. Beim WWER-1000 kommen Kühlpumpen vom Typ GCNA-1391 mit einem Eigenbedarf von 5 MW pro Pumpe zum Einsatz. Die Pumpendrehzahl beträgt 1000 Umdrehungen pro Minute. Der Dampferzeuger des WWER-1000 ist vom Typ ПГВ-1000М.[9]
Reaktoren der Baureihe WWER-1000/320 befinden sich unter anderem in Balakowo, Kalinin, Temelín und Saporischschja (Ukraine).
Die Reaktoren des Typs WWER-1000/392 finden in Kernkraftwerken der Bezeichnung AES-91 und AES-92 Verwendung (siehe Atomstroiexport). Das erste Kernkraftwerk vom Typ AES-91 ist in Tianwan (Volksrepublik China) mit einem für dieses Projekt angepassten Reaktor WWER-1000/428 gebaut worden. Die für Indien angepasste Version trägt die Bezeichnung WWER-1000/412 und wird im Kernkraftwerk Kudankulam vom Typ AES-92 eingesetzt. Beide sind mit westlichen Kontrollsystemen ausgestattet worden; für die Variante AES-92 wurden mehr passive Sicherheitseinrichtungen vorgesehen. Das Kernkraftwerk vom Typ AES-91 besitzt im Gegensatz zum Typ AES-92 einen zusätzlichen Schutz vor Erdbeben.
Bei WWER ab der Baureihe WWER-1000/320 ist laut Herstellerangaben der Ausbruch von Corium (Gemisch aus Brennstoff und Material der Brennstabhüllen) nach einer Kernschmelze unmöglich. Dazu wird der Reaktordruckbehälter von außen durch passive Maßnahmen gekühlt, damit der Stahl des Reaktordruckbehälters eine noch ausreichende Festigkeit hat, um die Schmelze im Inneren zu halten. Da sich die Erforschung von Kernschmelze erst im wissenschaftlichen Grundlagenstadium befindet, kann keine Garantie bzgl. der Beherrschbarkeit von Kernschmelzszenarien gegeben werden.
Seit einiger Zeit wird auch mit neuen Brennelementtypen für alle WWER-Reaktoren experimentiert. Der Plan ist, die abgebrannten Brennelemente aus den RBMK-Reaktoren zu recyceln und diese als Brennelemente für WWER-Reaktoren zu nutzen. Diese haben bis zu 2,5 % mehr Effizienz als die herkömmlichen WWER-Brennelemente. Der Brennstoff ist momentan experimentell in den Reaktoren des Kernkraftwerks Kalinin im Einsatz. Die abgebrannten Brennelemente können wiederum zu MOX-Brennelementen weiterverarbeitet werden, diese werden seit Anfang 2008 im Kernkraftwerk Belojarsk genutzt.[10]
Laut Herstellerangaben steigt die radioaktive Dosisleistung in der Umgebung eines Kernkraftwerks des Typs WWER-1000 um weniger als 0,5 mSv pro Jahr.[3]
| Thermische Leistung | 3000 MWth |
| Elektrische Leistung | 1000 MW |
| Anzahl der Kühlkreisläufe | 4 |
| Nenndruck Primärkreislauf | 15,7 MPa |
| Nenndruck Sekundärkreislauf | 6,27 MPa |
| Temperatur Primärkreislauf Input | 291 °C |
| Temperatur Primärkreislauf Output | 321 °C |
| Kühlmitteldurchsatz | 84800 m³/h |
| Anzahl Brennelemente | 163 |
| Anzahl Kontrollstäbe | 121 |
| Länge Druckbehälter | 10,897 m |
| Durchmesser Druckbehälter | 4,150 m |
| Gewicht Druckbehälter | 320 t |
| Betriebsdauer | 40 bis 50 Jahre |
| Durchmesser Dampferzeuger | 4,0 m |
| Gesamtvolumen Druckhalter | 79 m³ |
| Wasservolumen Druckhalter | 55 m³ |
| Nenndruck Druckhalter | 16,1 MPa |
| Temperatur Druckhalter | 347,9 °C |
WWER-1200
Der Reaktor WWER-1200 ist eine Weiterentwicklung des Reaktors WWER-1000 und des AES-91 und AES-92. Grundlage für die Entwicklung des Reaktors war der Bau des Kernkraftwerks Tianwan und des Kernkraftwerks Kudankulam. Aus deren Technik und Sicherheitssystemen wurden dann der WWER-1200/491 entwickelt und eine Leistungssteigerung erzielt. Dieser Reaktortyp soll in einem neu konzipierten Kernkraftwerk AES-2006 zum Einsatz kommen. Entwickelt wurde der Reaktor, wie auch alle anderen, von der Firma Atomstroiexport und OKB Gidropress. Auch Bauaufträge sind schon eingegangen. Der Reaktor WWER-1200 ist für eine Nutzungsdauer von 60 Jahren ausgelegt. Was neuartig bei diesen WWER sein wird, ist die Hochgeschwindigkeitsdampfturbine, die nur bei neuartigen Kernreaktoren zum Einsatz kommt.[11] Wie auch beim WWER-1000 kommen auch beim WWER-1200 Pumpen vom Typ GCNA-1391 zum Einsatz und Dampferzeuger vom Typ PGW-1000MKP.[9]
Unterschiede des WWER-1200 gegenüber dem WWER-1000 sind beispielsweise:
- größerer Durchmesser des Reaktorkessels
- effizientere Nutzung der Brennstäbe
- mögliche Erhöhung der thermischen Reaktorleistung von 3200 MW auf 3300 MW
| Thermische Leistung | 3200 MWth (3300 MWth) |
| Elektrische Leistung | 1200 MW |
| Anzahl der Kühlkreisläufe | 4 |
| Nenndruck Primärkreislauf | 16,2 MPa |
| Frischdampfdruck | 7 MPa |
| Eingangstemperatur Reaktor | 298,6 °C |
| Ausgangstemperatur Reaktor | 329,7 °C |
| Kühlmitteldurchsatz | 85600 m³/h |
| Anzahl Brennelemente | 163 |
| Anzahl Kontrollstäbe | 121 |
| Länge Reaktordruckbehälter | 11,185 m |
| Durchmesser Reaktordruckbehälter | 4,250 m |
| Gewicht Druckbehälter | 330 t |
| Betriebsdauer | 60 Jahre |
| Durchmesser Dampferzeuger | 4,2 m |
| Gesamtvolumen Druckhalter | 79 m³ |
| Wasservolumen Druckhalter | 55 m³ |
| Nenndruck Druckhalterausgang | 16,1 MPa |
| Druckhaltertemperatur | 347,9 °C |
| Verfügbarkeit | 90 % |
| Kosten pro kW | 2100 $ |
| Bauzeit | 54 Monate |
| Thermischer Wirkungsgrad | 36,56 % |
Im Zuge des Projekts 2007–2015 wurde ein Plan aufgestellt, um den wachsenden Energiebedarf Russlands zu decken und die alten Reaktoren vom Netz zu nehmen. Dabei setzte man unter anderem auch auf den WWER-1200 (AES-2006). Insgesamt sind 28 Reaktoren in Planung. Die ersten Reaktoren werden im Kernkraftwerk Nowoworonesch II gebaut.[13] Ein WWER-1160, der in Leningrad II gebaut wird, soll auf der Basis des WWER-1200 gebaut werden.
Siehe auch
Weblinks
Einzelnachweise
- ↑ Exportversion des WWER-440/213
- ↑ Über den WWER-440
- ↑ a b Rosenergoatom - Radiation safety of the population and the environment - Daten der Emissionen (englisch)
- ↑ Stellen Sie sich vor, der CASTOR kommt… auf Kernenergie.de
- ↑ Uta Bilow: Reaktoren unter Dauerbeschuss in: FAZ vom 22. September 2010
- ↑ H. Karwat: The evaluation of the bubble condenser containment of VVER-440/213 plants. Hrsg.: Technische Universität München, Lehrstuhl für Reaktordynamik and Reaktorsicherheit. doi:10.1016/0029-5493(95)01062-M.
- ↑ NEI Source Book: Fourth Edition (NEISB_3.2) ( vom 30. März 2008 im Internet Archive) (englisch)
- ↑ NTI - Russia, Cuba, and the Juragua Nuclear Plant (englisch)
- ↑ a b c d Atomstroyexport: Development of WWER-1200 reactor plant for NPP of «large series» (NPP-2006) (PDF; 1,6 MB)
- ↑ a b World Nuclear Association Informationspapier Russland (englisch)
- ↑ Directorate for Construction of Leningrad NPP-2 comments the signing of the contract with Power Machines
- ↑ Details über die WWER (englisch)
- ↑ WNA - Nuclear Power in Russia (englisch)