„WWER“ – Versionsunterschied
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Bei WWER ab der Baureihe WWER-1000/320 sind laut Herstellerangaben der Ausbruch von Corium nach einer Kernschmelze unmöglich. Dazu wird der Reaktordruckbehälter von außen mittels passiven Maßnahmen gekühlt damit der Stahl des Reaktordruckbehälters eine noch ausreichende Festigkeit hat um die Schmelze im inneren zu halten. Da sich aber die Erforschung des Verhaltens und Ablaufs einer Kernschmelze noch immer im wissenschaftlichen Grundlagenstadium befinden, kann keine Garantie bzgl. der Beherrschbarkeit von Kernschmelzszenarios gegeben werden. |
Bei WWER ab der Baureihe WWER-1000/320 sind laut Herstellerangaben der Ausbruch von Corium nach einer Kernschmelze unmöglich. Dazu wird der Reaktordruckbehälter von außen mittels passiven Maßnahmen gekühlt damit der Stahl des Reaktordruckbehälters eine noch ausreichende Festigkeit hat um die Schmelze im inneren zu halten. Da sich aber die Erforschung des Verhaltens und Ablaufs einer Kernschmelze noch immer im wissenschaftlichen Grundlagenstadium befinden, kann keine Garantie bzgl. der Beherrschbarkeit von Kernschmelzszenarios gegeben werden. |
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Seit einiger Zeit wird auch mit neuen Brennelementtypen für alle WWER-Reaktoren Experimentiert. Der Plant 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 Expermintell in den Blöck des Kernkraftwerk Kalinin im Einsatz. Die Abgebrannten Brennelemente können wiederrum zu MOX-Brennelementen weiterverarbeitet werden und diese werden seit anfang 2008 im [[Kernkraftwerk Belojarsk]] genutzt.<ref>[http://www.world-nuclear.org/info/inf45.htm World Nuclear Association Informationspapier Russland] (Englisch)</ref> |
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== WWER-1200 (AES-2006) == |
== WWER-1200 (AES-2006) == |
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Version vom 19. März 2008, 08:27 Uhr
Unter der Bezeichnung WWER (Wasser-Wasser-Energie-Reaktor) werden bestimmte Typen von Druckwasserreaktoren sowjetischer Bauart zusammengefasst. Die Bezeichnung Wasser-Wasser steht für wassermoderiert und wassergekühlt. Man unterscheidet Reaktoren aus vier Generationen. Die erste Zahl gibt das Reaktormodell an, meist entspricht dies der ungefähren Leistung der Reaktoren. Die zweite Zahl ist die Version des Reaktors bzw. der Projektname. Die ersten beiden Prototypen dieses Reaktortyps wurden im Kernkraftwerk Nowoworonesch eingesetzt und erforscht.
| Generation WWER | kleine Reaktoren | große Reaktoren | Kernkraftwerk |
|---|---|---|---|
| 1. Generation | WWER-440/230 WWER-440/270 |
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| 2. Generation | WWER-440/213 WWER-440/311 |
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| 3. Generation | WWER-640/407 bzw. WPBER-600 |
WWER-1000/320 | |
| WWER-1000/392 | AES-91 | ||
| WWER-1000/392 | AES-92 | ||
| WWER-1000/466B | |||
| WWER-1160 | |||
| WWER-1200 | 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.
Die Reaktoren der ersten WWER-Generation 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, veraltete Leittechnik und Bedienarmaturen
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.
Reaktoren der Baureihe WWER-440/213 befinden sich unter anderem in Dukovany, Bohunice, Mohovce und Paks, Reaktoren der Baureihe WWER-440/230 in Bohunice sowie im bulgarischen Kosloduy. Die Europäische Union hat erklärt, dass Reaktoren des Typs WWER-440/230 „nicht auf das erforderliche Sicherheitsniveau gebracht werden können“ und daher möglichst stillgelegt werden sollten.
WWER-1000
Der WWER-1000 ist eine Weiterentwicklung des WWER-440 mit verbesserten Sicherheitseinrichtungen – unter anderem einen Sicherheitsbehälter – und höherer Leistung (1.000 MW), wobei jedoch 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. Schließlich sind auch bauliche Veränderungen empfohlen.
Reaktoren der Baureihe WWER-1000/320 befinden sich unter anderem in Balakowo, Kalinin und Temelín.
Die Reaktoren des Typs WWER-1000/392 finden in Kernkraftwerken der Bezeichnung AES-91 und AES-92 Verwendung. Das erste Kernkraftwerk vom Typ AES-91 ist in Tianwan in 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, jedoch wurden für die Variante AES-92 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 sind laut Herstellerangaben der Ausbruch von Corium nach einer Kernschmelze unmöglich. Dazu wird der Reaktordruckbehälter von außen mittels passiven Maßnahmen gekühlt damit der Stahl des Reaktordruckbehälters eine noch ausreichende Festigkeit hat um die Schmelze im inneren zu halten. Da sich aber die Erforschung des Verhaltens und Ablaufs einer Kernschmelze noch immer im wissenschaftlichen Grundlagenstadium befinden, kann keine Garantie bzgl. der Beherrschbarkeit von Kernschmelzszenarios gegeben werden.
Seit einiger Zeit wird auch mit neuen Brennelementtypen für alle WWER-Reaktoren Experimentiert. Der Plant 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 Expermintell in den Blöck des Kernkraftwerk Kalinin im Einsatz. Die Abgebrannten Brennelemente können wiederrum zu MOX-Brennelementen weiterverarbeitet werden und diese werden seit anfang 2008 im Kernkraftwerk Belojarsk genutzt.[1]
WWER-1200 (AES-2006)
Der Reaktor WWER-1200 ist eine Weiterentwicklung des Reaktors WWER-1000 und des AES-91 und AES-92. Grundlagen für die Entwicklung des Reaktors war der Bau des Kernkraftwerk Tianwan und des Kernkraftwerk Kudankulam. Aus deren Technik und Sicherheitsystemen wurde dann eine Leistungssteigerung erzielt. Dieser Reaktortyp soll in einem neu konzipierten Kernkraftwerk AES-2006 zum Einsatz kommen. Dies soll zum leichteren Bau eines Kernkraftwerkes und zu Erleichterungen im Normalbetrieb, bei Routineinspektionen oder Auswechseln von Teilen führen. Entwickelt wurde der Reaktor, wie auch alle anderen, von der Firma Atomstroiexport. Auch Bauaufträge sind schon eingegangen.
Im Zuge des Projekts 2007-2015 wurde ein Plan aufgestellt um den wachsenden Energiebedarf von Russland zu decken und die alten Reaktoren vom Netz zu nehmen. Dabei setzte man auf den WWER-1200 (AES-2006). Insgesamt sind 28 Reaktoren in Planung. Die ersten Reaktoren werden im Kernkraftwerk Nowoworonesch II gebaut.[2]
Quellen
- ↑ World Nuclear Association Informationspapier Russland (Englisch)
- ↑ WNA - Nuclear Power in Russia (englisch)