Siedewasserreaktor

Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (BWR):

Reaktordruckbehälter
Brennelement
Steuerstäbe
Rezirkulationspumpen
Steuerstabantriebe
Dampf
Speisewasser
Hochdruckturbine
Niederdruckturbine
Generator
Erreger
Verflüssiger
Kühlmittel
Vorwärmer
Speisewasserpumpe
Kaltwasserpumpe
Einhausung aus Beton
Anschluss an das Stromnetz ⓘ

Ein Siedewasserreaktor (SWR) ist ein Leichtwasserkernreaktor, der zur Erzeugung von elektrischer Energie eingesetzt wird. Er unterscheidet sich in seiner Bauweise von einem sowjetischen RBMK. Er ist der zweithäufigste Typ eines stromerzeugenden Kernreaktors nach dem Druckwasserreaktor (DWR), der ebenfalls ein Leichtwasserkernreaktor ist. Der Hauptunterschied zwischen einem SWR und einem DWR besteht darin, dass in einem SWR der Reaktorkern Wasser erhitzt, das zu Dampf wird und dann eine Dampfturbine antreibt. In einem DWR erhitzt der Reaktorkern Wasser, das nicht kocht. Dieses heiße Wasser tauscht dann Wärme mit einem Niederdrucksystem aus, das Wasser in Dampf umwandelt, der die Turbine antreibt. Der SWR wurde Mitte der 1950er Jahre vom Argonne National Laboratory und General Electric (GE) entwickelt. Der derzeitige Haupthersteller ist GE Hitachi Nuclear Energy, der sich auf die Entwicklung und den Bau dieses Reaktortyps spezialisiert hat. ⓘ

Schema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor ⓘ

Überblick

Animation eines Siedewasserreaktors mit Kühltürmen. ⓘ

Ein Siedewasserreaktor verwendet demineralisiertes Wasser als Kühlmittel und Neutronenmoderator. Durch Kernspaltung im Reaktorkern wird Wärme erzeugt, die das Kühlwasser zum Sieden bringt und Dampf erzeugt. Der Dampf wird direkt für den Antrieb einer Turbine verwendet, anschließend in einem Kondensator abgekühlt und wieder in flüssiges Wasser umgewandelt. Dieses Wasser wird dann in den Reaktorkern zurückgeführt, womit sich der Kreislauf schließt. Das Kühlwasser wird bei etwa 75 atm (7,6 MPa, 1000-1100 psi) gehalten, so dass es im Kern bei etwa 285 °C (550 °F) siedet. Im Vergleich dazu ist in einem Druckwasserreaktor (DWR) aufgrund des hohen Drucks im Primärkreislauf - ca. 158 atm (16 MPa, 2300 psi) - kein nennenswertes Sieden möglich. Die Häufigkeit von Kernschäden im Reaktor wurde auf 10-4 bis 10-7 geschätzt (d. h. ein Unfall mit Kernschäden alle 10.000 bis 10.000.000 Reaktorjahre). ⓘ

Bestandteile

Kondensat und Speisewasser

Der aus der Turbine austretende Dampf fließt in Kondensatoren unterhalb der Niederdruckturbinen, wo er abgekühlt und in den flüssigen Zustand zurückgeführt wird (Kondensat). Das Kondensat wird dann durch Speisewassererhitzer gepumpt, die seine Temperatur mit Hilfe von Entnahmedampf aus verschiedenen Turbinenstufen erhöhen. Das Speisewasser aus den Speisewassererhitzern gelangt in den Reaktordruckbehälter (RDB) durch Düsen, die sich hoch oben auf dem Behälter befinden, weit oberhalb der Kernbrennelemente (diese Kernbrennelemente bilden den "Kern"), aber unterhalb des Wasserspiegels. ⓘ

Das Speisewasser tritt in das Fallrohr oder den Ringraum ein und verbindet sich mit dem Wasser, das aus den Wasserabscheidern austritt. Das Speisewasser unterkühlt das gesättigte Wasser aus den Wasserabscheidern. Dieses Wasser fließt nun in den Fallrohr- oder Ringraum, der durch einen hohen Mantel vom Kern getrennt ist. Das Wasser durchläuft dann entweder Strahlpumpen oder interne Umwälzpumpen, die für zusätzliche Pumpleistung (hydraulische Förderhöhe) sorgen. Das Wasser macht nun eine 180-Grad-Drehung und strömt durch die untere Kernplatte nach oben in den Kern, wo die Brennelemente das Wasser erhitzen. Das Wasser, das die Brennstoffkanäle an der oberen Führung verlässt, ist mit einer Dampfqualität von etwa 15 % gesättigt. Der typische Kerndurchfluss kann 45.000.000 kg/h (100.000.000 lb/h) mit 6.500.000 kg/h (14.500.000 lb/h) Dampfdurchfluss betragen. Der durchschnittliche Hohlraumanteil im Kern ist jedoch wesentlich höher (~40%). Derartige Werte sind in den öffentlich zugänglichen technischen Spezifikationen, dem endgültigen Sicherheitsanalysebericht oder dem Bericht über die Betriebsgrenzen des Kerns zu finden. ⓘ

Durch die Erwärmung des Kerns entsteht eine thermische Druckhöhe, die die Umwälzpumpen bei der Umwälzung des Wassers im RDB unterstützt. Ein SWR kann ohne Umwälzpumpen konstruiert werden und sich ausschließlich auf die thermische Förderhöhe verlassen, um das Wasser innerhalb des RDB umzuwälzen. Die erzwungene Umwälzung durch die Umwälzpumpen ist jedoch sehr nützlich für die Steuerung der Leistung und ermöglicht das Erreichen höherer Leistungen, die sonst nicht möglich wären. Die thermische Leistung lässt sich einfach durch Erhöhen oder Verringern des Zwangsumlaufs durch die Umwälzpumpen variieren. ⓘ

Das Zweiphasenfluid (Wasser und Dampf) oberhalb des Kerns tritt in den Steigbereich ein, d. h. in den oberen Bereich innerhalb der Ummantelung. Die Höhe dieses Bereichs kann vergrößert werden, um die thermische natürliche Rezirkulationsförderhöhe zu erhöhen. Im oberen Bereich des Steigrohrs befindet sich der Feuchtigkeitsabscheider. Durch die Verwirbelung der Zweiphasenströmung in Zyklonabscheidern wird der Dampf abgeschieden und steigt nach oben in Richtung Dampftrockner, während das Wasser zurückbleibt und horizontal in den Fallrohr- oder Ringraumbereich abfließt. Im Fallrohr oder Ringraum verbindet es sich mit dem Speisewasserstrom und der Zyklus wiederholt sich. ⓘ

Der gesättigte Dampf, der über dem Abscheider aufsteigt, wird durch eine Chevron-Trocknerstruktur getrocknet. Der "nasse" Dampf durchläuft einen gewundenen Pfad, auf dem die Wassertröpfchen verlangsamt und in den Fallrohr- oder Ringraumbereich geleitet werden. Der "trockene" Dampf verlässt dann den RDB über vier Hauptdampfleitungen und wird zur Turbine geleitet. ⓘ

Regelsysteme

Die Reaktorleistung wird über zwei Methoden gesteuert: durch das Einsetzen oder Herausziehen von Steuerstäben (Steuerschaufeln) und durch die Veränderung des Wasserdurchflusses durch den Reaktorkern. ⓘ

Das Positionieren (Herausziehen oder Einsetzen) von Steuerstäben ist die normale Methode zur Leistungsregelung beim Anfahren eines SWR. Wenn die Steuerstäbe herausgezogen werden, nimmt die Neutronenabsorption im Steuermaterial ab und im Brennstoff zu, so dass die Reaktorleistung steigt. Beim Einsetzen von Steuerstäben nimmt die Neutronenabsorption im Steuermaterial zu und im Brennstoff ab, so dass die Reaktorleistung sinkt. Anders als beim DWR werden beim SWR die Steuerstäbe (Borkarbidplatten) von unten eingeführt, um eine gleichmäßigere Leistungsverteilung zu erreichen: Auf der Oberseite ist die Dichte des Wassers aufgrund der Dampfbildung geringer, wodurch die Neutronenmoderation weniger effizient und die Spaltungswahrscheinlichkeit niedriger ist. Im Normalbetrieb werden die Steuerstäbe nur eingesetzt, um eine homogene Leistungsverteilung im Reaktor aufrechtzuerhalten und den Verbrauch des Brennstoffs auszugleichen, während die Leistung über den Wasserdurchfluss gesteuert wird (siehe unten). Einige frühe SWR und der vorgeschlagene ESBWR (Economic Simplified BWR von General Electric Hitachi) verwenden nur die natürliche Zirkulation mit der Positionierung der Steuerstäbe, um die Leistung von Null bis 100 % zu steuern, da sie keine Reaktorrezirkulationssysteme haben. ⓘ

Die Änderung (Erhöhung oder Verringerung) des Wasserdurchflusses durch den Reaktorkern ist die normale und bequeme Methode zur Steuerung der Leistung von etwa 30 % bis 100 % Reaktorleistung. Beim Betrieb auf der so genannten "100 %-Stablinie" kann die Leistung von etwa 30 % bis 100 % der Nennleistung variiert werden, indem der Durchfluss des Reaktorkreislaufsystems durch Änderung der Drehzahl der Kreislaufpumpen oder durch Modulation der Durchflussregelventile verändert wird. Wenn der Wasserdurchfluss durch den Kern erhöht wird, werden Dampfblasen ("Hohlräume") schneller aus dem Kern entfernt, die Menge an flüssigem Wasser im Kern nimmt zu, die Neutronenmoderation nimmt zu, mehr Neutronen werden verlangsamt, um vom Brennstoff absorbiert zu werden, und die Reaktorleistung steigt. Wenn der Wasserfluss durch den Kern verringert wird, verbleiben die Dampfhohlräume länger im Kern, die Menge an flüssigem Wasser im Kern nimmt ab, die Neutronenmoderation nimmt ab, weniger Neutronen werden ausreichend abgebremst, um vom Brennstoff absorbiert zu werden, und die Reaktorleistung nimmt ab. Der BWR hat also einen negativen Leerkoeffizienten. ⓘ

Der Reaktordruck in einem SWR wird durch die Hauptturbine oder die Frischdampf-Bypassventile geregelt. Im Gegensatz zu einem DWR, bei dem der Dampfbedarf der Turbine manuell von den Betreibern eingestellt wird, werden die Turbinenventile in einem SWR moduliert, um den Reaktordruck auf einem Sollwert zu halten. Bei dieser Regelungsart folgt die Turbinenleistung automatisch den Änderungen der Reaktorleistung. Ist die Turbine außer Betrieb oder schaltet sie ab, öffnen sich die Hauptdampfumleitungs-/Ablassventile, um den Dampf direkt zum Kondensator zu leiten. Diese Bypass-Ventile werden bei Bedarf automatisch oder manuell moduliert, um den Reaktordruck aufrechtzuerhalten und die Aufheiz- und Abkühlraten des Reaktors zu steuern, während die Dampferzeugung noch im Gange ist. ⓘ

Der Reaktorwasserstand wird über das Hauptspeisewassersystem gesteuert. Von etwa 0,5 % Leistung bis 100 % Leistung regelt das Speisewasser automatisch den Wasserstand im Reaktor. Bei niedriger Leistung wirkt der Speisewasserregler als einfache PID-Regelung, indem er den Reaktorwasserstand überwacht. Bei hoher Leistung wird der Regler in einen "Drei-Elemente"-Regelungsmodus umgeschaltet, bei dem er den aktuellen Wasserstand im Reaktor sowie die Menge des einströmenden Wassers und die Menge des aus dem Reaktor austretenden Dampfes berücksichtigt. Anhand der Wassereinspritz- und Dampfdurchflussmengen kann das Speisewasser-Regelsystem Abweichungen vom Wasserstand schnell vorhersehen und darauf reagieren, um den Wasserstand innerhalb weniger Zentimeter vom Sollwert zu halten. Fällt eine der beiden Speisewasserpumpen während des Betriebs aus, befiehlt das Speisewassersystem dem Rezirkulationssystem, den Kerndurchfluss schnell zu reduzieren, wodurch die Reaktorleistung innerhalb weniger Sekunden von 100 % auf 50 % gesenkt wird. Bei diesem Leistungsniveau kann eine einzige Speisewasserpumpe den Wasserstand im Kern aufrechterhalten. Fällt das gesamte Speisewasser aus, schaltet sich der Reaktor ab und das Notkühlsystem wird eingesetzt, um den Wasserstand im Reaktor wiederherzustellen. ⓘ

Dampfturbinen

Der im Reaktorkern erzeugte Dampf strömt durch Dampfabscheider und Trocknerplatten oberhalb des Kerns und dann direkt zur Turbine, die Teil des Reaktorkreislaufs ist. Da das Wasser um den Reaktorkern aufgrund des Neutroneneinfangs aus dem Wasser immer mit Spuren von Radionukliden kontaminiert ist, muss die Turbine während des normalen Betriebs abgeschirmt werden, und bei der Wartung ist ein Strahlenschutz erforderlich. Die höheren Betriebs- und Wartungskosten eines SWR gleichen die Einsparungen durch die einfachere Konstruktion und den höheren thermischen Wirkungsgrad eines SWR im Vergleich zu einem DWR tendenziell aus. Der größte Teil der Radioaktivität im Wasser ist sehr kurzlebig (hauptsächlich N-16 mit einer Halbwertszeit von 7 Sekunden), so dass die Turbinenhalle bald nach dem Abschalten des Reaktors betreten werden kann. ⓘ

SWR-Dampfturbinen bestehen aus einer Hochdruckturbine, die für die Verarbeitung von Sattdampf ausgelegt ist, und mehreren Niederdruckturbinen. Die Hochdruckturbine erhält den Dampf direkt aus dem Reaktor. Die Abgase der Hochdruckturbine werden durch einen Dampf-Zwischenüberhitzer geleitet, der den Dampf auf über 400 Grad Celsius überhitzt, damit die Niederdruckturbinen ihn nutzen können. Die Abgase der Niederdruckturbinen werden in den Hauptkondensator geleitet. Die Dampf-Zwischenüberhitzer nehmen einen Teil des Turbinendampfes auf und nutzen ihn als Heizquelle, um den Dampf aus dem Abgas der Hochdruckturbine wieder zu erhitzen. Während die Zwischenüberhitzer der Turbine Dampf entziehen, verbessern sie im Endeffekt den thermodynamischen Wirkungsgrad der Anlage. ⓘ

Reaktorkern

Ein modernes SWR-Brennelement besteht aus 74 bis 100 Brennstäben, und in einem Reaktorkern befinden sich bis zu ca. 800 Brennelemente, die bis zu ca. 140 kurze Tonnen niedrig angereichertes Uran enthalten. Die Anzahl der Brennelemente in einem bestimmten Reaktor richtet sich nach der gewünschten Reaktorleistung, der Größe des Reaktorkerns und der Leistungsdichte des Reaktors. ⓘ

Sicherheitssysteme

Ein moderner Reaktor verfügt über eine Vielzahl von Sicherheitssystemen, die nach dem Prinzip "Defense in Depth" (Verteidigung in der Tiefe) konzipiert sind, d. h. eine Konstruktionsphilosophie, die während des Baus und der Inbetriebnahme integriert wird. ⓘ

Ein SWR ähnelt einem Druckwasserreaktor (DWR) insofern, als der Reaktor auch nach dem Stoppen der Spaltreaktionen weiterhin Wärme produziert, was zu einem Kernschaden führen könnte. Diese Wärme wird durch den radioaktiven Zerfall von Spaltprodukten und Materialien erzeugt, die durch Neutronenabsorption aktiviert wurden. SWRs verfügen über mehrere Sicherheitssysteme zur Kühlung des Kerns nach einer Notabschaltung. ⓘ

Brennelementesysteme

Die Reaktorbrennstäbe werden gelegentlich ausgetauscht, indem sie aus dem Reaktordruckbehälter in das Becken für abgebrannte Brennelemente verbracht werden. Ein typischer Brennstoffzyklus dauert 18-24 Monate, wobei etwa ein Drittel der Brennelemente während eines Brennelementwechsels ausgetauscht wird. Die verbleibenden Brennelemente werden in neue Kernbereiche verlagert, um die Effizienz und die im nächsten Brennstoffzyklus erzeugte Leistung zu maximieren. ⓘ

Da die Brennelemente sowohl radioaktiv als auch thermisch heiß sind, geschieht dies mit Kränen und unter Wasser. Aus diesem Grund befinden sich die Lagerbecken für abgebrannte Brennelemente in typischen Anlagen oberhalb des Reaktors. Sie sind durch Wasser abgeschirmt, das ein Mehrfaches ihrer Höhe beträgt, und werden in starren Anordnungen gelagert, deren Geometrie kontrolliert wird, um Kritikalität zu vermeiden. Bei der Nuklearkatastrophe von Fukushima Daiichi wurde dies problematisch, da Wasser aus einem oder mehreren Lagerbecken für abgebrannte Brennelemente verloren ging (da es durch die abgebrannten Brennelemente erhitzt wurde) und das Erdbeben die Geometrie verändert haben könnte. Problematisch war auch die Tatsache, dass die Ummantelung der Brennstäbe aus einer Zirkoniumlegierung besteht, da dieses Element bei Temperaturen über 1.500 K (1.230 °C) mit Wasserdampf reagieren und Wasserstoff erzeugen kann, der sich mit Luftsauerstoff entzünden kann. Normalerweise werden die Brennstäbe im Reaktor und in den Becken für abgebrannte Brennelemente so kühl gehalten, dass dies kein Problem darstellt und die Hülle während der gesamten Lebensdauer des Stabs intakt bleibt. ⓘ

Entwicklung

Frühe Konzepte

Das SWR-Konzept wurde etwas später entwickelt als das DWR-Konzept. Die Entwicklung des SWR begann in den frühen 1950er Jahren in Zusammenarbeit zwischen General Electric (GE) und mehreren nationalen US-Labors. ⓘ

Die Forschung im Bereich der Kernenergie wurde in den USA von den drei Militärdiensten geleitet. Die Navy, die die Möglichkeit sah, U-Boote in vollwertige Unterwasserfahrzeuge zu verwandeln und Schiffe zu bauen, die ohne Auftanken um die Welt fahren konnten, schickte ihren Mann in der Technik, Captain Hyman Rickover, um ihr Kernkraftprogramm zu leiten. Rickover entschied sich für den Druckwasserreaktor (DWR), da die frühen Forscher auf dem Gebiet der Kernenergie befürchteten, dass die direkte Dampferzeugung in einem Reaktor zu Instabilitäten führen würde, während sie wussten, dass die Verwendung von Druckwasser als Mittel zur Wärmeübertragung definitiv funktionieren würde. Diese Befürchtung führte dazu, dass die ersten Forschungsanstrengungen der USA im Bereich der Kernenergie dem Druckwasserreaktor gewidmet waren, der sich hervorragend für Marineschiffe (insbesondere U-Boote) eignete, da der Platz knapp war und Druckwasserreaktoren so kompakt und leistungsstark gebaut werden konnten, dass sie auf jeden Fall in solche Schiffe passten. ⓘ

Andere Forscher wollten jedoch untersuchen, ob die vermeintliche Instabilität, die durch kochendes Wasser in einem Reaktorkern verursacht wird, tatsächlich zu einer Instabilität führen würde. Während der frühen Reaktorentwicklung erhöhte eine kleine Gruppe von Ingenieuren versehentlich die Reaktorleistung eines Versuchsreaktors so weit, dass das Wasser schnell kochte und der Reaktor dadurch abgeschaltet wurde, was auf die nützliche Eigenschaft der Selbstmoderation in Notfällen hindeutet. Samuel Untermyer II, ein Forscher am Argonne National Laboratory, schlug eine Reihe von Experimenten vor und leitete sie: die BORAX-Experimente, um herauszufinden, ob ein Siedewasserreaktor für die Energieerzeugung geeignet ist. Er kam zu dem Schluss, dass dies der Fall war, nachdem er seine Reaktoren ziemlich anstrengenden Tests unterzogen und die Sicherheitsprinzipien des Siedewasserreaktors bewiesen hatte. ⓘ

Im Anschluss an diese Testreihe engagierte sich GE und arbeitete mit dem ANL zusammen, um diese Technologie auf den Markt zu bringen. Ende der 1950er/Anfang/Mitte der 1960er Jahre wurden größere Tests durchgeführt, bei denen nur teilweise direkt erzeugter (primärer) Dampf aus dem Kernkraftwerkskessel zur Speisung der Turbine verwendet wurde und Wärmetauscher für die Erzeugung von Sekundärdampf zum Antrieb separater Teile der Turbinen eingebaut wurden. Aus der Literatur geht nicht hervor, warum dies der Fall war, aber bei den Serienmodellen des SWR wurde es abgeschafft. ⓘ

Erste Produktionsserie

Querschnittsskizze eines typischen BWR Mark I-Containments

Browns Ferry Unit 1 Drywell und Wetwell im Bau, ein SWR/4 mit Mark I Containment. Im Vordergrund ist der Deckel des Trockenraums oder Primärcontainments (PCV) zu sehen. ⓘ

In der ersten Generation von Siedewasserreaktoren wurden die einzigartigen und charakteristischen Merkmale des SWR schrittweise weiterentwickelt: der Torus (zur Dampflöschung im Falle einer Störung, die eine Dampflöschung erforderlich macht), der Trockenschacht, der Wegfall des Wärmetauschers und des Dampftrockners, die besondere allgemeine Anordnung des Reaktorgebäudes und die Standardisierung der Reaktorkontroll- und Sicherheitssysteme. Die erste Serie von Produktions-SWR von General Electric (GE) durchlief sechs sich wiederholende Konstruktionsphasen, die jeweils als SWR/1 bis SWR/6 bezeichnet werden (SWR/4, SWR/5 und SWR/6 sind die heute am häufigsten eingesetzten Typen). Die überwiegende Mehrheit der weltweit in Betrieb befindlichen SWR gehört zu einer dieser Konstruktionsphasen. ⓘ

BWR der 1. Generation: BWR/1 mit Mark I Containment.
BWR der 2. Generation: BWR/2, BWR/3 und einige BWR/4 mit Mark I Containment. Andere BWR/4 und BWR/5 mit Mark-II-Hülle.
BWR der 3. Generation: BWR/6 mit Mark-III-Containment. ⓘ

Bei den Containment-Varianten wurden entweder Beton oder Stahl für das Primärcontainment, das Drywell und das Wetwell in verschiedenen Kombinationen verwendet. ⓘ

Neben den GE-Konstruktionen gab es weitere von ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba und KWU (Kraftwerk Union). Siehe Liste der Siedewasserreaktoren. ⓘ

Fortgeschrittener Siedewasserreaktor

Querschnitt des britischen ABWR-Designs Stahlbeton-Behälter ⓘ

Eine neuere Bauart von Siedewasserreaktoren ist der fortgeschrittene Siedewasserreaktor (ABWR). Der ABWR wurde in den späten 1980er und frühen 1990er Jahren entwickelt und bis heute weiter verbessert. Der ABWR beinhaltet fortschrittliche Technologien in der Konstruktion, einschließlich Computersteuerung, Anlagenautomatisierung, Entfernen, Bewegen und Einsetzen von Steuerstäben, Pumpen im Reaktorkern und nukleare Sicherheit, um Verbesserungen gegenüber der ursprünglichen Serie von Siedewasserreaktoren zu erzielen, mit einer hohen Leistungsabgabe (1350 MWe pro Reaktor) und einer deutlich geringeren Wahrscheinlichkeit von Kernschäden. Vor allem aber war der ABWR eine vollständig standardisierte Konstruktion, die in Serie gefertigt werden konnte. ⓘ

Der ABWR wurde Anfang der 1990er Jahre von der US-Nuklearaufsichtsbehörde als standardisiertes Design für die Produktion zugelassen. In der Folge wurden in Japan zahlreiche ABWRs gebaut. Eine Entwicklung, die durch den Erfolg des ABWR in Japan vorangetrieben wurde, ist der Zusammenschluss der Kernenergiesparte von General Electric mit der Kernenergiesparte der Hitachi Corporation zur GE Hitachi Nuclear Energy, die heute der weltweit größte Entwickler des SWR-Designs ist. ⓘ

Vereinfachter Siedewasserreaktor - nie genehmigt

Parallel zur Entwicklung des ABWR entwickelte General Electric auch ein anderes Konzept, den so genannten vereinfachten Siedewasserreaktor (SBWR). Dieser kleinere elektrische Reaktor mit einer Leistung von 600 Megawatt zeichnete sich dadurch aus, dass er - zum ersten Mal überhaupt bei einem Leichtwasserreaktor - die Prinzipien der "passiven Sicherheit" einbezog. Das Konzept der passiven Sicherheit bedeutet, dass der Reaktor nicht durch aktive Systeme, wie z. B. Notfalleinspritzpumpen, innerhalb der Sicherheitsgrenzen gehalten werden muss, sondern so ausgelegt ist, dass er allein durch das Wirken natürlicher Kräfte in einen sicheren Zustand zurückkehrt, wenn ein sicherheitsrelevanter Zwischenfall eintritt. ⓘ

Wenn der Reaktor beispielsweise zu heiß wird, wird ein System ausgelöst, das lösliche Neutronenabsorber (im Allgemeinen eine Lösung aus borierten Materialien oder eine Boraxlösung) oder Materialien, die eine Kettenreaktion durch die Absorption von Neutronen stark behindern, in den Reaktorkern freisetzt. Der Tank mit den löslichen Neutronenabsorbern befand sich oberhalb des Reaktors, und die Absorptionslösung floss, sobald das System ausgelöst wurde, durch die Schwerkraft in den Reaktorkern und brachte die Reaktion fast vollständig zum Erliegen. Ein weiteres Beispiel war das Isolationskondensatorsystem, das auf dem Prinzip des Aufsteigens von heißem Wasser/Dampf beruhte, um heißes Kühlmittel in große Wärmetauscher zu leiten, die sich oberhalb des Reaktors in sehr tiefen Wassertanks befanden, wodurch die Restwärme abgeführt wurde. Ein weiteres Beispiel war der Verzicht auf Umwälzpumpen innerhalb des Reaktorkerns; diese Pumpen wurden in anderen SWR-Konstruktionen verwendet, um das Kühlwasser in Bewegung zu halten; sie waren teuer, schwer zu erreichen und konnten gelegentlich ausfallen; um die Zuverlässigkeit zu verbessern, wurden beim ABWR nicht weniger als 10 dieser Umwälzpumpen eingebaut, so dass selbst bei einem Ausfall mehrerer Pumpen eine ausreichende Anzahl funktionsfähig bliebe, so dass eine außerplanmäßige Abschaltung nicht erforderlich wäre und die Pumpen beim nächsten Brennelementwechsel repariert werden könnten. Stattdessen legten die Konstrukteure des vereinfachten Siedewasserreaktors den Reaktorkern anhand einer thermischen Analyse so aus, dass das Wasser durch die natürliche Zirkulation (kaltes Wasser fällt, heißes Wasser steigt) in das Zentrum des Reaktorkerns gelangt und dort gekocht wird. ⓘ

Das Endergebnis der passiven Sicherheitsvorkehrungen des SBWR wäre ein Reaktor, der im Falle eines schweren Sicherheitsvorfalls für mindestens 48 Stunden nach dem Sicherheitsvorfall kein menschliches Eingreifen erfordert; danach wäre nur noch ein regelmäßiges Nachfüllen von Kühlwassertanks erforderlich, die sich vollständig außerhalb des Reaktors befinden, vom Kühlsystem isoliert sind und die Reaktorabwärme durch Verdampfung abführen sollen. Der vereinfachte Siedewasserreaktor wurde bei der US-Nuklearaufsichtsbehörde (United States Nuclear Regulatory Commission) eingereicht, jedoch vor der Genehmigung zurückgezogen; dennoch blieb das Konzept für die Konstrukteure von General Electric faszinierend und diente als Grundlage für zukünftige Entwicklungen. ⓘ

Wirtschaftlicher vereinfachter Siedewasserreaktor

In den späten 1990er Jahren schlugen GE-Ingenieure vor, die Merkmale des fortschrittlichen Siedewasserreaktors mit den besonderen Sicherheitsmerkmalen des vereinfachten Siedewasserreaktors zu kombinieren und die resultierende Konstruktion auf eine größere Leistung von 1.600 MWe (4.500 MWth) zu skalieren. Dieser ESBWR-Entwurf (Economic Simplified Boiling Water Reactor) wurde im April 2005 bei der US-Nuclear Regulatory Commission (NRC) zur Genehmigung eingereicht, und die NRC erteilte im September 2014 die Bauartzulassung. ⓘ

Berichten zufolge wird dieses Konzept mit einer Wahrscheinlichkeit von Kernschäden von nur 3×10-8 pro Reaktorjahr beworben. Das heißt, es müssten 3 Millionen ESBWR in Betrieb sein, bevor man ein einziges kernschädigendes Ereignis während ihrer 100-jährigen Lebensdauer erwarten würde. Bei früheren SWR-Konstruktionen, dem SWR/4, lag die Wahrscheinlichkeit eines Kernschadens bei 1×10-5 Kernschäden pro Reaktorjahr. Diese außerordentlich niedrige CDP für den ESBWR übertrifft bei weitem die der anderen großen LWR auf dem Markt. ⓘ

Vergleich mit anderen Typen

Vorteile des SWR

Der Reaktorbehälter und die zugehörigen Komponenten arbeiten bei einem wesentlich niedrigeren Druck von etwa 70-75 bar (1.020-1.090 psi) im Vergleich zu etwa 155 bar (2.250 psi) in einem DWR.
Der Druckbehälter wird im Vergleich zu einem DWR deutlich weniger bestrahlt und versprödet daher nicht so stark mit der Zeit.
Der Betrieb erfolgt bei einer niedrigeren Kernbrennstofftemperatur, was größtenteils auf die Wärmeübertragung durch die latente Verdampfungswärme zurückzuführen ist, im Gegensatz zur fühlbaren Wärme in DWR.
Weniger große Metall- und Gesamtkomponenten, da keine Dampferzeuger und Druckbehälter sowie die dazugehörigen Primärkreislaufpumpen benötigt werden. (Ältere SWR haben externe Rezirkulationsschleifen, aber selbst diese Rohrleitungen entfallen bei modernen SWR, wie dem ABWR). Dadurch sind SWR auch einfacher zu betreiben.
Geringeres Risiko (Wahrscheinlichkeit) eines Bruchs, der zu einem Kühlmittelverlust führt, im Vergleich zu einem DWR, und geringeres Risiko einer Kernbeschädigung, sollte ein solcher Bruch auftreten. Dies ist darauf zurückzuführen, dass es weniger Rohre, weniger Rohre mit großem Durchmesser, weniger Schweißnähte und keine Dampferzeugerrohre gibt.
NRC-Bewertungen der begrenzten Fehlerpotenziale zeigen, dass ein durchschnittlicher DWR im Falle eines solchen Fehlers aufgrund der Robustheit und Redundanz des Notfall-Kernkühlsystems (ECCS) mit geringerer Wahrscheinlichkeit einen Kernschaden erleiden würde als ein durchschnittlicher SWR.
Die Messung des Wasserstands im Druckbehälter ist für den Normal- und den Notbetrieb gleich, was eine einfache und intuitive Bewertung der Notbedingungen ermöglicht.
Kann bei niedrigerer Kernleistungsdichte mit natürlicher Zirkulation ohne Zwangsumlauf betrieben werden.
Ein SWR kann so ausgelegt werden, dass er nur mit natürlicher Zirkulation betrieben wird, so dass die Umwälzpumpen vollständig entfallen. (Die neue ESBWR-Konstruktion verwendet einen natürlichen Kreislauf.)
Siedewasserreaktoren verwenden keine Borsäure zur Kontrolle des Spaltabbrands, um die Produktion von Tritium (Kontamination der Turbinen) zu vermeiden, was die Wahrscheinlichkeit von Korrosion innerhalb des Reaktorbehälters und der Rohrleitungen verringert. (Die Korrosion durch Borsäure muss in DWR sorgfältig überwacht werden; es hat sich gezeigt, dass Korrosion am Reaktorbehälterdeckel auftreten kann, wenn dieser nicht ordnungsgemäß gewartet wird. Siehe Davis-Besse. Da bei SWR keine Borsäure verwendet wird, entfallen diese Eventualitäten).
Die Leistungsregelung durch Verringerung der Moderatordichte (Dampfblasen im Wasser) anstelle der Zugabe von Neutronenabsorbern (Borsäure in DWR) führt zur Züchtung von U-238 durch schnelle Neutronen, wobei spaltbares Pu-239 entsteht.
- Dieser Effekt wird in Siedewasserreaktoren mit reduzierter Moderation noch verstärkt, was zu einem Leichtwasserreaktor mit verbesserter Brennstoffausnutzung und weniger langlebigen radioaktiven Abfällen führt, die eher für Natrium-Brutreaktoren charakteristisch sind.
Siedewasserreaktoren verfügen in der Regel über eine N-2-Redundanz ihrer wichtigsten sicherheitsrelevanten Systeme, die normalerweise aus vier "Zügen" von Komponenten bestehen. Dies bedeutet im Allgemeinen, dass bis zu zwei der vier Komponenten eines Sicherheitssystems ausfallen können und das System dennoch funktioniert, wenn es angefordert wird.
Aufgrund ihres einzigen Hauptlieferanten (GE/Hitachi) verfügt die derzeitige SWR-Flotte über vorhersehbare, einheitliche Konstruktionen, die zwar nicht vollständig standardisiert sind, sich aber im Allgemeinen sehr ähneln. Die ABWR/ESBWR-Konstruktionen sind vollständig genormt. Der Mangel an Standardisierung bleibt ein Problem bei den DWR, da zumindest in den USA drei Konstruktionsfamilien in der aktuellen DWR-Flotte vertreten sind (Combustion Engineering, Westinghouse und Babcock & Wilcox), und innerhalb dieser Familien gibt es recht unterschiedliche Konstruktionen. Dennoch konnten einige Länder, wie Frankreich, ein hohes Maß an Standardisierung bei den DWR erreichen.
- Weitere DWR-Familien werden derzeit eingeführt. So werden beispielsweise der APWR von Mitsubishi, der US-EPR von Areva und der AP1000/AP600 von Westinghouse die Vielfalt und Komplexität der ohnehin schon sehr unterschiedlichen Reaktorfamilien weiter erhöhen und möglicherweise dazu führen, dass Kunden, die auf der Suche nach Stabilität und Vorhersehbarkeit sind, nach anderen Konzepten, wie z. B. dem SWR, suchen.
Siedewasserreaktoren sind bei den Importen überrepräsentiert, wenn die importierende Nation keine Nuklearmarine hat (DWR werden von Nuklearmarine-Staaten aufgrund ihrer kompakten, leistungsstarken Bauweise, die auf nuklear angetriebenen Schiffen verwendet wird, bevorzugt; da Marinereaktoren im Allgemeinen nicht exportiert werden, führen sie dazu, dass nationale Fähigkeiten in der Konstruktion, dem Bau und dem Betrieb von DWR entwickelt werden). Dies könnte darauf zurückzuführen sein, dass sich SWR aufgrund ihrer geringen Kosten, ihrer Einfachheit und ihres Sicherheitsaspekts ideal für friedliche Zwecke wie Stromerzeugung, Prozess-/Industrie-/Fernwärmeversorgung und Entsalzung eignen, was allerdings auf Kosten größerer Abmessungen und eines etwas geringeren thermischen Wirkungsgrads geht.
- Schweden setzt hauptsächlich auf SWRs.
- Die beiden mexikanischen Reaktoren sind SWRs.
- Japan experimentierte sowohl mit Druckwasser- als auch mit Siedewasserreaktoren, aber in letzter Zeit wurden vor allem Siedewasserreaktoren gebaut, insbesondere ABWRs.
- Im offenen Wettbewerb des CEGB Anfang der 1960er Jahre um eine Standardkonstruktion für britische Leistungsreaktoren der zweiten Generation schaffte es der DWR nicht einmal in die Endrunde, die ein Kräftemessen zwischen dem SWR (der wegen seiner leicht verständlichen Konstruktion sowie seiner Vorhersehbarkeit und "Langweiligkeit" bevorzugt wurde) und dem AGR, einer einzigartigen britischen Konstruktion, war; die einheimische Konstruktion gewann, möglicherweise aufgrund technischer Vorzüge, möglicherweise aber auch wegen der Nähe zu einer Parlamentswahl. In den 1980er Jahren baute das CEGB einen DWR, Sizewell B. ⓘ

Nachteile von SWR

SWR erfordern komplexere Berechnungen zur Steuerung des Kernbrennstoffverbrauchs während des Betriebs, da im oberen Teil des Kerns eine Zweiphasenströmung (Wasser und Dampf) stattfindet. Dies erfordert auch eine umfangreichere Instrumentierung im Reaktorkern.
Größerer Reaktordruckbehälter als bei einem DWR ähnlicher Leistung, mit entsprechend höheren Kosten, insbesondere bei älteren Modellen, die noch einen Hauptdampferzeuger und zugehörige Rohrleitungen verwenden.
Kontamination der Turbine durch kurzlebige Aktivierungsprodukte. Dies bedeutet, dass während des normalen Betriebs Abschirmungen und Zugangskontrollen rund um die Dampfturbine erforderlich sind, da der Dampf direkt aus dem Reaktorkern einströmt. Dies ist ein mäßig geringes Problem, da der größte Teil des Strahlungsflusses auf Stickstoff-16 (Aktivierung von Sauerstoff im Wasser) zurückzuführen ist, der eine Halbwertszeit von 7,1 Sekunden hat, so dass die Turbinenkammer innerhalb weniger Minuten nach der Abschaltung betreten werden kann. Umfangreiche Erfahrungen zeigen, dass die Wartung der Turbinen-, Kondensat- und Speisewasserkomponenten eines SWR im Wesentlichen wie bei einem mit fossilen Brennstoffen betriebenen Kraftwerk durchgeführt werden kann.
Obwohl die Wahrscheinlichkeit eines Kernschadens durch den "1:100.000-Reaktorjahr"-Grenzfehler bei der derzeitigen SWR-Flotte geringer sein soll als bei der derzeitigen DWR-Flotte (aufgrund der erhöhten Robustheit und Redundanz des ECCS), wurden Bedenken hinsichtlich der Druckhaltefähigkeit des unverändert gebauten Mark-I-Containments geäußert - dass dieses möglicherweise nicht ausreicht, um den Druck zu halten, der durch einen Grenzfehler in Verbindung mit einem vollständigen ECCS-Versagen entsteht, das zu einem extrem schweren Kernschaden führt. In diesem doppelten Versagensszenario, das vor den Reaktorunfällen in Fukushima I als äußerst unwahrscheinlich galt, kann ein nicht modifizierter Mark-I-Rückhaltespeicher eine gewisse Freisetzung von Radioaktivität ermöglichen. Dies soll durch die Modifizierung des Mark-I-Containments abgemildert werden, d. h. durch die Hinzufügung eines Abgaskaminsystems, das, wenn der Containmentdruck kritische Sollwerte überschreitet, eine geordnete Ableitung der unter Druck stehenden Gase ermöglicht, nachdem die Gase Aktivkohlefilter passiert haben, die Radionuklide abfangen sollen. ⓘ

Probleme mit Steuerstäben

Bei den derzeitigen SWR-Konzepten werden die Steuerstäbe von unten eingesetzt. Es gibt zwei hydraulische Energiequellen, mit denen die Steuerstäbe eines SWR unter Notfallbedingungen in den Kern getrieben werden können. Für jeden Steuerstab stehen ein spezieller Hochdruck-Hydraulikspeicher und der Druck innerhalb des Reaktordruckbehälters zur Verfügung. Entweder der spezielle Druckspeicher (einer pro Stab) oder der Reaktordruck ist in der Lage, jeden Stab vollständig einzuführen. Die meisten anderen Reaktortypen verwenden von oben einfahrende Steuerstäbe, die durch Elektromagnete in der ausgefahrenen Position gehalten werden, so dass sie bei einem Stromausfall durch die Schwerkraft in den Reaktor fallen. Dieser Vorteil wird teilweise durch die Tatsache ausgeglichen, dass hydraulische Kräfte viel größere Kräfte zum Einführen der Stäbe erzeugen als die Schwerkraft, so dass es bei SWR-Steuerstäben sehr viel unwahrscheinlicher ist, dass sie sich in einer teilweise eingefahrenen Position aufgrund von Schäden an den Steuerstabkanälen bei einem Kernschaden verklemmen. Steuerstäbe, die von unten eingeführt werden, ermöglichen auch den Brennelementwechsel ohne Ausbau der Steuerstäbe und Antriebe sowie die Prüfung der Steuerstabsysteme mit einem offenen Druckbehälter während des Brennelementwechsels. ⓘ

Technische Informationen und Hintergrundinformationen

Anfahren ("kritisch werden")

Das Anfahren des Reaktors (Kritikalität) wird erreicht, indem die Steuerstäbe aus dem Kern herausgezogen werden, um die Reaktivität des Kerns so weit zu erhöhen, dass die nukleare Kettenreaktion nachweislich selbsttragend ist. Dies wird als "kritisch werden" bezeichnet. Das Herausziehen der Steuerstäbe erfolgt langsam, um die Kernbedingungen sorgfältig zu überwachen, während sich der Reaktor der Kritikalität nähert. Wenn beobachtet wird, dass der Reaktor leicht überkritisch wird, d. h. die Reaktorleistung von selbst ansteigt, wird der Reaktor für kritisch erklärt. ⓘ

Die Bewegung der Stäbe wird mit Hilfe von Stabantriebssteuerungssystemen durchgeführt. Neuere SWR wie der ABWR und der ESBWR sowie alle deutschen und schwedischen SWR verwenden das Fine Motion Control Rod Drive-System, mit dem mehrere Stäbe mit sehr gleichmäßigen Bewegungen gesteuert werden können. Dadurch kann der Reaktorbetreiber die Reaktivität des Kerns gleichmäßig erhöhen, bis der Reaktor kritisch wird. Bei älteren SWR-Konstruktionen wird ein manuelles Steuersystem verwendet, das in der Regel auf die gleichzeitige Steuerung von einem oder vier Steuerstäben beschränkt ist, und zwar nur über eine Reihe von gekerbten Positionen mit festen Intervallen zwischen diesen Positionen. Aufgrund der Beschränkungen des manuellen Steuersystems ist es möglich, dass der Kern beim Anfahren in einen Zustand versetzt wird, in dem die Bewegung eines einzelnen Steuerstabs eine große nichtlineare Reaktivitätsänderung verursachen kann, die die Brennelemente so weit erhitzen könnte, dass sie versagen (schmelzen, sich entzünden, schwächer werden usw.). Daher entwickelte GE 1977 ein Regelwerk mit der Bezeichnung BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence), das dazu beiträgt, die Auswirkungen einer einzelnen Steuerstabbewegung zu minimieren und Brennstoffschäden im Falle eines Steuerstababwurfunfalls zu verhindern. Bei BPWS werden die Steuerstäbe in vier Gruppen unterteilt: A1, A2, B1 und B2. Dann werden entweder alle A-Steuerstäbe oder alle B-Steuerstäbe in einer bestimmten Reihenfolge vollständig herausgezogen, so dass ein "Schachbrettmuster" entsteht. Als nächstes wird die gegenüberliegende Gruppe (B oder A) in einer bestimmten Reihenfolge auf die Positionen 02, dann 04, 08, 16 und schließlich ganz herausgezogen (48). Durch die Einhaltung einer BPWS-konformen Anfahrsequenz kann das manuelle Kontrollsystem dazu verwendet werden, den gesamten Kern gleichmäßig und sicher auf den kritischen Wert anzuheben und zu verhindern, dass Brennstäbe während eines postulierten Ereignisses eine Energiefreisetzung von 280 cal/gm überschreiten, was zu einer Beschädigung des Brennstoffs führen könnte. ⓘ

Thermische Margen

Während des Betriebs eines SWR werden mehrere berechnete/gemessene Größen verfolgt:

Maximales fraktionsbegrenzendes kritisches Leistungsverhältnis (Maximum Fraction Limiting Critical Power Ratio, MFLCPR);
Fraktionsbegrenzende lineare Wärmeerzeugungsrate (FLLHGR);
Durchschnittliche planare lineare Wärmeerzeugungsrate (APLHGR);
PCIOMR (Pre-Conditioning Interim Operating Management Recommendation); ⓘ

MFLCPR, FLLHGR und APLHGR müssen während des normalen Betriebs unter 1,0 gehalten werden; es gibt administrative Kontrollen, um eine gewisse Fehlertoleranz und Sicherheitsspanne zu diesen genehmigten Grenzwerten zu gewährleisten. Typische Computersimulationen unterteilen den Reaktorkern in 24-25 axiale Ebenen; relevante Größen (Margen, Abbrand, Leistung, Leerraumverlauf) werden für jeden "Knoten" im Reaktorkern verfolgt (764 Brennelemente x 25 Knoten/Bündel = 19100 Knotenberechnungen/Menge). ⓘ

Verhältnis der maximalen kritischen Leistung zum Bruchteil (MFLCPR)

Das MFLCPR gibt an, wie nahe das führende Brennelement dem "Austrocknen" (oder dem "Verlassen des Kernsiedens" bei einem DWR) ist. Übergangssieden ist der instabile Übergangsbereich, in dem das Keimsieden zum Filmsieden tendiert. Ein Wassertropfen, der auf einer heißen Bratpfanne tanzt, ist ein Beispiel für Filmsieden. Während des Filmsiedens trennt ein isolierendes Dampfvolumen die erhitzte Oberfläche von der Kühlflüssigkeit; dies führt dazu, dass die Temperatur der erhitzten Oberfläche drastisch ansteigt, um wieder ein Gleichgewicht der Wärmeübertragung mit der Kühlflüssigkeit zu erreichen. Mit anderen Worten: Der Dampf isoliert die erhitzte Oberfläche halb, und die Oberflächentemperatur steigt an, so dass die Wärme an die Kühlflüssigkeit abgegeben werden kann (durch Konvektion und Strahlungswärmeübertragung). Kernbrennstoff könnte durch Filmsieden beschädigt werden; dies würde zu einer Überhitzung und zum Versagen der Brennstoffhüllen führen. ⓘ

Die MFLCPR wird mit einer empirischen Korrelation überwacht, die von den Anbietern von SWR-Brennstoff (GE, Westinghouse, AREVA-NP) formuliert wird. Die Hersteller verfügen über Prüfstände, in denen sie die nukleare Wärme durch Widerstandsheizung simulieren und experimentell ermitteln, unter welchen Bedingungen der Kühlmittelfluss, die Brennelementleistung und der Reaktordruck für ein bestimmtes Brennstoffdesign im bzw. außerhalb des Siedeübergangsbereichs liegen. Im Wesentlichen stellen die Hersteller ein Modell des Brennelements her, versorgen es aber mit Widerstandsheizungen. Diese Brennelement-Attrappen werden in einen Prüfstand gestellt, wo Datenpunkte bei bestimmten Leistungen, Durchflüssen und Drücken aufgenommen werden. Die experimentellen Daten werden konservativ auf SWR-Brennstoff angewandt, um sicherzustellen, dass der Übergang zum Filmsieden nicht während des normalen oder vorübergehenden Betriebs erfolgt. Die typische SLMCPR/MCPRSL-Zulassungsgrenze für einen SWR-Kern wird durch eine Berechnung untermauert, die beweist, dass 99,9 % der Brennstäbe in einem SWR-Kern im Normalbetrieb oder bei voraussichtlichen Betriebsereignissen nicht in das Filmsieden übergehen werden. Da es sich beim SWR um siedendes Wasser handelt und Dampf die Wärme nicht so gut überträgt wie flüssiges Wasser, tritt die MFLCPR typischerweise am oberen Ende eines Brennelements auf, wo das Dampfvolumen am größten ist. ⓘ

Fraktionsbegrenzende lineare Wärmeerzeugungsrate (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) ist ein Grenzwert für die Brennstableistung im Reaktorkern. Für neuen Brennstoff liegt dieser Grenzwert in der Regel bei etwa 13 kW/ft (43 kW/m) Brennstab. Dieser Grenzwert stellt sicher, dass die Temperatur in der Mittellinie der Brennstoffpellets in den Brennstäben den Schmelzpunkt des Brennstoffmaterials (Uran-/Gadoliniumoxide) im Falle der schlimmstmöglichen zu erwartenden Anlagentransiente/Katastrophe nicht überschreitet. Zur Veranschaulichung der Reaktion von LHGR bei einer Störung stellen Sie sich das rasche Schließen der Ventile vor, die den Turbinen bei voller Leistung Dampf zuführen. Dies führt zu einer sofortigen Unterbrechung des Dampfstroms und zu einem sofortigen Anstieg des SWR-Drucks. Dieser Druckanstieg bewirkt eine sofortige Unterkühlung des Reaktorkühlmittels; die Hohlräume (Dampf) kollabieren zu festem Wasser. Wenn die Hohlräume im Reaktor kollabieren, wird die Spaltungsreaktion gefördert (mehr thermische Neutronen); die Leistung steigt drastisch an (120 %), bis sie durch das automatische Einsetzen der Steuerstäbe beendet wird. Wenn also der Reaktor schnell von der Turbine getrennt wird, steigt der Druck im Reaktorbehälter schnell an, wodurch der Wasserdampf kollabiert, was zu einer Leistungsexkursion führt, die durch das Reaktorschutzsystem beendet wird. Wenn ein Brennelement vor der Transiente mit einer Leistung von 13,0 kW/ft betrieben wurde, würde der Hohlraumkollaps zu einem Anstieg der Leistung führen. Der FLLHGR-Grenzwert soll sicherstellen, dass der Brennstab mit der höchsten Leistung nicht schmilzt, wenn seine Leistung nach einer Drucktransiente schnell erhöht wurde. Die Einhaltung der LHGR-Grenze schließt das Schmelzen des Brennstoffs bei einer Drucktransiente aus. ⓘ

Mittlere planare lineare Wärmeerzeugungsrate (APLHGR)

Die APLHGR ist ein Mittelwert der linearen Wärmeerzeugungsrate (LHGR), ein Maß für die in den Brennstoffbündeln vorhandene Zerfallswärme, und stellt eine Sicherheitsspanne dar, die mit dem potenziellen Brennstoffversagen während eines LBLOCA (Kühlmittelverluststörfall mit großem Bruch - ein massiver Rohrbruch, der zu einem katastrophalen Verlust des Kühlmitteldrucks innerhalb des Reaktors führt und als der bedrohlichste "Auslegungsstörfall" in der probabilistischen Risikobewertung und der nuklearen Sicherheit und Sicherung gilt) verbunden ist, der voraussichtlich zu einer vorübergehenden Freilegung des Kerns führen wird; Diese Austrocknung des Kerns wird als "Kernfreilegung" bezeichnet, da der Kern seine wärmeabgebende Hülle aus Kühlmittel, im Falle eines SWR aus Leichtwasser, verliert. Wenn der Kern zu lange unbedeckt ist, kann es zu einem Brennstoffversagen kommen; bei der Auslegung wird davon ausgegangen, dass ein Brennstoffversagen eintritt, wenn die Temperatur des unbedeckten Brennstoffs eine kritische Temperatur (1100 °C, 2200 °F) erreicht. SWR-Konstruktionen enthalten ausfallsichere Schutzsysteme, um den unbedeckten Brennstoff schnell zu kühlen und sicher zu machen, bevor er diese Temperatur erreicht; diese ausfallsicheren Systeme sind als Notfall-Kernkühlsystem bekannt. Das ECCS ist dafür ausgelegt, den Reaktordruckbehälter schnell zu fluten, Wasser auf den Kern selbst zu sprühen und den Reaktorbrennstoff in diesem Fall ausreichend zu kühlen. Wie jedes System hat jedoch auch das ECCS Grenzen, in diesem Fall die seiner Kühlkapazität, und es besteht die Möglichkeit, dass ein Brennstoff so viel Nachzerfallswärme erzeugt, dass das ECCS überfordert wäre und ihn nicht erfolgreich abkühlen könnte. ⓘ

Um dies zu verhindern, ist es erforderlich, dass die in den Brennelementen gespeicherte Nachzerfallswärme das ECCS nicht überfordert. Aus diesem Grund haben die Ingenieure von GE ein Maß für die Nachzerfallswärme entwickelt, das als LHGR bezeichnet wird und von dem sich die APLHGR ableitet. Die APLHGR wird überwacht, um sicherzustellen, dass der Reaktor nicht mit einer durchschnittlichen Leistung betrieben wird, die das primäre Containment-System außer Kraft setzen würde. Wenn ein nachgefüllter Reaktorkern für den Betrieb zugelassen wird, simulieren der Brennstofflieferant und der Lizenznehmer die Ereignisse mit Computermodellen. Dabei wird der schlimmste Fall simuliert, wenn sich der Reaktor in seinem anfälligsten Zustand befindet. ⓘ

APLHGR wird in der Branche gemeinhin als "Apple Hugger" ausgesprochen. ⓘ

Pre-Conditioning Interim Operating Management Recommendation (PCIOMR)

PCIOMR ist eine Reihe von Regeln und Grenzwerten zur Vermeidung von Schäden an der Umhüllung aufgrund der Wechselwirkung zwischen Pellet und Hülle. Während des ersten Aufheizens eines Reaktors können die Brennstoffpellets brechen. Die gezackten Kanten der Pellets können an der inneren Hüllenwand reiben und mit ihr interagieren. Bei Leistungserhöhungen in der Brennstoffpellet dehnt sich das keramische Brennstoffmaterial schneller aus als die Brennstoffhülle, und die gezackten Kanten der Brennstoffpellet beginnen, in die Hülle zu drücken, was eine Perforation verursachen kann. Um dies zu verhindern, wurden zwei Abhilfemaßnahmen ergriffen. Die erste besteht darin, eine dünne Barriereschicht an den Innenwänden der Brennstoffhülle anzubringen, die gegen eine Perforation aufgrund von Wechselwirkungen zwischen Pellet und Hülle resistent ist, und die zweite ist eine Reihe von Regeln, die im Rahmen von PCIOMR geschaffen wurden. ⓘ

Die PCIOMR-Regeln verlangen eine erste "Konditionierung" des neuen Brennstoffs. Das bedeutet, dass beim ersten nuklearen Aufheizen jedes Brennelements die lokale Bündelleistung sehr langsam hochgefahren werden muss, um ein Reißen der Brennstoffpellets zu verhindern und die Unterschiede in den Wärmeausdehnungsraten des Brennstoffs zu begrenzen. Die PCIOMR-Regeln begrenzen auch die maximale lokale Leistungsänderung (in kW/ft*hr), verhindern das Ziehen von Steuerstäben unter die Spitzen benachbarter Steuerstäbe und verlangen, dass Steuerstabsequenzen mit Hilfe von Kernmodellierungssoftware analysiert werden, um Wechselwirkungen zwischen Pellet und Hülle zu vermeiden. Die PCIOMR-Analyse befasst sich mit lokalen Leistungsspitzen und Xenon-Transienten, die durch Änderungen der Steuerstabposition oder schnelle Leistungsänderungen verursacht werden könnten, um sicherzustellen, dass die lokalen Leistungsraten niemals die maximalen Nennwerte überschreiten. ⓘ

Liste von SWRs

Eine Liste der in Betrieb befindlichen und stillgelegten SWRs finden Sie unter Liste der SWRs. ⓘ

Experimentelle und andere Typen

Zu den experimentellen und anderen nicht kommerziellen SWRs gehören:

BORAX-Versuche
EBWR (Experimenteller Siedewasserreaktor)
SL-1 (zerstört bei einem Unfall im Jahr 1961) ⓘ

Entwürfe der nächsten Generation

Fortgeschrittener Siedewasserreaktor (ABWR)
Wirtschaftlich vereinfachter Siedewasserreaktor (ESBWR)
Areva Kerena (basierend auf dem Siemens SWR 1000, Siemens verkaufte sein Kernkraftgeschäft an Areva)
Toshiba ABWR (nicht verwandt mit GE-Hitachi ABWR, basiert auf dem Entwurf von Asea (jetzt Teil von ABB) BWR 90+, ABB hat sich aus dem Nukleargeschäft zurückgezogen, und der Entwurf ist jetzt im Besitz von Toshiba durch eine Reihe von Fusionen und Veräußerungen des Nukleargeschäfts. Asea→ABB→Westinghouse→Toshiba) ⓘ

Wirkungsweise

Das Reaktormodell des SWR Kernkraftwerk Leibstadt in dessen Infozentrum ⓘ

Das vorgewärmte Speisewasser wird in den Reaktordruckbehälter gepumpt, der durch den Sicherheitsbehälter vom restlichen Aufbau isoliert ist. Im Druckbehälter befinden sich die Brennelemente, meist mit auf etwa 4 % angereichertem Urandioxid als Brennstoff. Der Reaktordruckbehälter ist zu ungefähr zwei Dritteln mit Wasser gefüllt. Durch die bei der Kernspaltung entstehende Wärme verdampft Wasser (Siedekühlung) bei z. B. 71 bar und 286 °C im Reaktordruckbehälter; dieser Dampf treibt die Turbine an. Ein Generator wandelt die von der Turbine gelieferte Energie in elektrischen Strom um. Der entspannte Wasserdampf wird durch Kühlwasser im Kondensator verflüssigt und wieder dem Kreislauf zugeführt. Die Dampfmenge beträgt bei einem Siedewasserreaktor typischerweise etwa 7.000 Tonnen pro Stunde. ⓘ

Die Reaktorleistung kann über Umwälzpumpen innerhalb des Reaktordruckbehälters im Bereich zwischen etwa 50 und 100 % zur Lastanpassung geregelt werden. Außerdem ist sie über den Neutronenfluss mittels Steuerstäben aus Borcarbid, Hafnium oder Cadmium regelbar. Da die mittlere Moderatordichte im oberen Bereich durch die Dampfblasen geringer ist, werden die Steuerstäbe beim SWR von unten eingefahren, sodass die Leistungsdichte möglichst homogen verteilt bleibt. Beim Abschalten aller Umwälzpumpen fällt die Leistung auf 30 bis 40 % der Nennleistung in den sogenannten Naturumlaufpunkt. Der (potentielle) Wirkungsgrad eines Siedewasserreaktors ist unwesentlich größer als der des Druckwasserreaktors (≈ 33 %); der Nettowirkungsgrad eines SWRs liegt bei ca. 35 %, da geringere Temperatur und Druck verwendet werden. In der Praxis spielen die Unterschiede im Wirkungsgrad jedoch nur eine untergeordnete Rolle, da bei der Stromerzeugung die Brennstoffkosten lediglich etwa 20 % betragen. ⓘ

Sicherheit und Kontamination

Versagen der Kühlung

Das Versagen der Kühlung des Reaktors außer Betrieb führt zur Überhitzung und nachfolgend zum Schmelzen der Brennstäbe (Kernschmelze). Die Brennstabhüllen, welche in der Regel aus Zirkalloy bestehen, reagieren bei hoher Temperatur chemisch mit Wasser. Dabei wird Wasserstoff gebildet. Bei der Vermischung mit Luft entsteht ein explosionsfähiges Gemisch, das zu heftigen Knallgasexplosionen im Reaktorgebäude führen kann. ⓘ

Die klassische deutsche Sicherheitsphilosophie für Kernkraftwerke nahm an, dass als größter anzunehmender Unfall (GAU) ein Bruch der Hauptkühlmittelleitung mit Verlust des Kühlwassers bis zur Höhe der Bruchstelle eintritt. Dieser sog. Auslegungsstörfall muss als Genehmigungsvoraussetzung ohne massive Kontamination der Umwelt noch beherrscht werden können. Kommt es zur teilweisen oder vollständigen Kernschmelze, so sammelt sich eine bis zu 2400 °C heiße radioaktive Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters an und kann das Durchschmelzen des Behälterbodens bewirken. Teilweise werden daher sogenannte Core-Catcher installiert. Das ist beispielsweise eine Struktur in der die Schmelze aufgefangen und geometrisch so verteilt wird, dass die Wärmeabfuhr und die Unterkritikalität wieder gegeben sind. In neuen Anlagen russischer Bauart ist der Core-Catcher ein einfacher Behälter, der mit einem geeigneten Material, mit dem sich die Schmelze vermischen würde, befüllt ist. Würde die radioaktive Schmelze den Reaktordruckbehälter sowie den Sicherheitsbehälter durchdringen, würde ein Großteil der Radioaktivität des Reaktors in die Umwelt freigesetzt. Dieses Ereignis wird als Super-GAU bezeichnet, da es über den GAU, auf den die Kernkraftwerke sicherheitstechnisch ausgelegt sind, hinausgeht. Wenn die radioaktive Schmelze, das sogenannte Corium, auf Wasser z. B. in Form äußeren Kühlwassers trifft, kann eine Wasserdampfexplosion stattfinden, bei der erhebliche Mengen des Materials atmosphärisch freigesetzt werden. Im Film Das China-Syndrom wird ein Durchschmelzen durch die Bodenplatte und ein Eindringen in wasserführende Schichten postuliert. In der Realität reicht die Wärmeleistung der Schmelze nicht zum Durchdringen größerer Betonstrukturen aus. ⓘ

Erste Generation (GE-AEG)

KRB Block A in Gundremmingen, August 1966 ⓘ

Bei den Siedewasserreaktoren in Deutschland (und teilweise in anderen Ländern) wird zwischen verschiedenen Baulinien unterschieden. Typisches Merkmal für die Typen der ersten Baulinien war das kuppelförmige Gebäude mit einem Containment unter der Betonhülle. Diese Reaktoren wurden in den 1950er und 1960er Jahren von AEG in Zusammenarbeit mit General Electric entworfen. Deutsche Kraftwerke dieser Baulinie waren Kahl, Gundremmingen A und Lingen. Alle drei Reaktoren sind inzwischen stillgelegt und zurückgebaut worden, bzw. befinden sich in der Rückbauphase. In den Nachbarländern Deutschlands sind noch von General Electric gebaute Siedewasserreaktoren späterer Generationen in Betrieb, z. B. das schweizerische Werk Leibstadt.
Eine Sonderbauform des vorgenannten Reaktortyps war der Heißdampfreaktor Großwelzheim in Karlstein am Main, direkt neben dem Kernkraftwerk Kahl. ⓘ

Baulinie 69 (KWU)

Bei der zweiten Baulinie handelt es sich um die Baulinie 69. Dieser Reaktortyp wurde im Jahre 1969 von der damaligen Kraftwerk Union konzipiert. Ein typisches Merkmal für diese Kraftwerke sind die kastenförmigen Bauten und der separate kugelförmige Sicherheitsbehälter innerhalb des Gebäudes. Ein direkter Vorläufer des Typs 69 war das stillgelegte und im Rückbau befindliche Kernkraftwerk Würgassen. ⓘ

Das ARD-Politikmagazin "Fakt" berichtete am 14. März 2011, dass eine österreichische Studie über die Baulinie 69 einen gravierenden Konstruktionsfehler erkannt hat: an der Schweißnaht des Reaktordruckbehälters kann es zu Haarrissen kommen, die zu einem Bruch führen könnten. Der Studie zufolge besteht diese Gefahr auch bei den in Deutschland eingesetzten Kraftwerken der Baureihe 69. Dabei bestehe die Gefahr, so der Bericht, dass die Überprüfung der gefährdeten Schweißnähte schwer bis gar nicht möglich sei. Dieser Konstruktionsfehler ist nicht durch Umbauten zu beheben. ⓘ

Die folgenden Kernkraftwerke befanden sich bis 2011 noch in Betrieb:

Brunsbüttel,
Isar 1,
Philippsburg 1 sowie
Krümmel.

Letztere Anlage war bis zur Leistungserhöhung von Oskarshamn 3 im Jahre 2010/11 der leistungsstärkste Siedewasserreaktor weltweit. ⓘ

Nach dem von der Bundesregierung im März 2011 verhängten Atom-Moratorium infolge der Reaktorkatastrophe von Fukushima wurde Ende Mai 2011 von Bund und Ländern beschlossen, die vorgenannten Reaktoren (sowie vier weitere) stillzulegen. ⓘ

Baulinie 72 (KWU)

Die bisher letzte in Deutschland verwirklichte Baulinie ist die Baulinie 72, ebenfalls nach dem Jahr ihrer Konzipierung benannt. Die Reaktoren dieser Kraftwerke sind in zylinderförmigen Gebäuden untergebracht. Innerhalb der Stahlbetonhülle befindet sich ein zylindrisches Containment. Als weltweit einziges Kernkraftwerk wurden die Blöcke B und C des Kernkraftwerks Gundremmingen mit Reaktoren dieser Baulinie errichtet. Die Baulinie 72 ist eine technische Weiterentwicklung der 69er-Baulinie, mit überarbeitetem Sicherheitskonzept und neuer Gebäudekonzeption und -auslegung. ⓘ

Mit der Stilllegung des Kernkraftwerks Gundremmingen C am 31. Dezember 2021 endete die Ära der Siedewasserreaktoren in Deutschland. Block B wurde bereits am 31. Dezember 2017 stillgelegt. ⓘ

Nach Aussage der Helmholtz-Gemeinschaft verfügt die Baureihe im Vergleich zu den General-Electric-Siedewasserreaktoren in Fukushima über bessere Sicherheitseinrichtungen, unter anderem eine 6-fach redundante Notstromversorgung, passiv arbeitende Kühlsysteme, ein stärkeres Containmentgebäude, Druckablasskamin und die Möglichkeit, Kühlmittelverluste von außen auszugleichen. ⓘ

Weiterentwicklung

Unter dem Namen KERENA (bis März 2009 SWR 1000) wird von Areva NP in Kooperation mit E.ON der Nachfolgetyp der Baureihe 72 entwickelt, ein Siedewasserreaktor mit einer elektrischen Leistung von 1250 MW. AREVA NP und die kanadische Provinz New Brunswick haben im Juli 2010 eine Absichtserklärung unterzeichnet, die den Bau eines KERENA als Option enthält. Fortgeschrittene amerikanische SWR-Ausführungen sind der ABWR und der ESBWR. ⓘ

Anwendungsbereich und Standorte

Siedewasserreaktoren sind weniger verbreitet als Druckwasserreaktoren, obwohl beide Reaktortypen einen ähnlichen Wirkungsgrad besitzen. Ihr Vorteil gegenüber Druckwasserreaktoren ist der geringere bautechnische Aufwand (es gibt nur einen Wasserkreislauf statt zwei, Betriebsdruck und -temperatur sind deutlich geringer) sowie eine theoretisch einfachere Störfallbeherrschung. Ein wesentlicher Nachteil ist die wegen der dort herrschenden Strahlung eingeschränkte Begehbarkeit von Teilbereichen des Maschinenhauses während des Leistungsbetriebs (in erster Linie wegen ¹⁶N-Aktivität). Die Leistung des Siedewasserreaktors wird zwischen etwa 50 und 100 Prozent durch Verändern der Umlaufgeschwindigkeit des Wassers und damit des Dampfblasengehalts im Reaktor geregelt. Wegen seiner höheren Regelgeschwindigkeit ist der Siedewasserreaktor als Mittellastkraftwerk einsetzbar. ⓘ

Damit die Verteilung der Dampfblasen im Reaktorwasser weitgehend gleichmäßig ist, muss der SWR senkrecht stehen. In der gebräuchlichen Konstruktion mit internem Sieden kann er daher nicht als Schiffsreaktor eingesetzt werden. ⓘ

Eine Variante des Siedewasserreaktors ist der Siedewasser-Druckröhrenreaktor, dessen bekanntester Typ der RBMK ist, ein Reaktor sowjetischer Bauart der u. A. im explodierten Kernkraftwerk Tschernobyl zum Einsatz kam. ⓘ

Standorte in Deutschland:

Kernkraftwerk Kahl (Rückbau 2010 abgeschlossen)
Kernkraftwerk Großwelzheim (Rückbau 2008 abgeschlossen)
Kernkraftwerk Lingen (im Rückbau)
Kernkraftwerk Würgassen (nuklearer Rückbau 2014 beendet)
Kernkraftwerk Brunsbüttel (im Rückbau)
Kernkraftwerk Philippsburg (Block 1, im Rückbau)
Kernkraftwerk Isar (Block 1, Nachbetrieb)
Kernkraftwerk Krümmel (im Rückbau)
Kernkraftwerk Gundremmingen (Block A im Rückbau, Block B & C abgeschaltet) ⓘ

Standorte in der Schweiz:

Kernkraftwerk Leibstadt (in Betrieb)
Kernkraftwerk Mühleberg (Nachbetrieb) ⓘ

Standort in Österreich:

Kernkraftwerk Zwentendorf (nach einer Volksabstimmung nicht in Betrieb gegangen) ⓘ

Weitere Anlagen mit SWR in Europa:

Kernkraftwerk Olkiluoto (Finnland)
Kernkraftwerk Santa María de Garoña (Spanien, im Rückbau)
Kernkraftwerk Cofrentes (Spanien)
Kernkraftwerk Oskarshamn (Schweden, 2 Blöcke im Nachbetrieb)
Kernkraftwerk Ringhals – Block 1 (Schweden, 2020 abgeschaltet)
Kernkraftwerk Forsmark (Schweden)
Außerdem 4 stillgelegte und teils rückgebaute Blöcke in Schweden, Italien und den Niederlanden. ⓘ

Lastfolgebetrieb

Die Fähigkeit zum Lastfolgebetrieb war für die meisten deutschen Kernkraftwerke (KKW) ein konzeptbestimmendes Auslegungskriterium. Daher sind die Kernüberwachung und die Reaktorregelung schon beim Entwurf der Reaktoren so ausgelegt worden, dass keine nachträgliche Ertüchtigung der Anlagen für den Lastfolgebetrieb nötig ist. Die bayerische Staatsregierung antwortete auf Anfrage, dass alle bayerischen KKW für den Lastfolgebetrieb ausgelegt sind. Deutsche SWR, die im Lastfolgebetrieb gefahren wurden (oder werden) sind z. B.: Gundremmingen Block B und C, Isar 1 und Philippsburg 1. ⓘ

Für deutsche SWR werden als Minimalleistung teils 35, teils 60 % der Nennleistung angegeben, als Leistungsgradienten 3,8 bis 5,2 % der Nennleistung pro Minute. Leistungsgradienten von bis zu 100 MW pro Minute können bei SWR im Bereich zwischen 60 und 100 % Nennleistung durch Drehzahländerung der Zwangsumlaufpumpen auslegungsgemäß relativ einfach erreicht werden. Beim SWR können bestimmte Betriebszustände aber eingeschränkte Leistungsänderungsgeschwindigkeiten erfordern und die Lastfolgefähigkeit auf etwa 1 % der Nennleistung pro Minute verringern. ⓘ

Die Leistungsregelung beim SWR erfolgt entweder durch die Variation des Kerndurchsatzes (Kühlmitteldurchsatzes) oder durch Verfahren der Steuerstäbe. ⓘ

KKW Isar 1

Beim KKW Isar 1 wurden Laständerungen im laufenden Betrieb durch die Variation des Kerndurchsatzes durchgeführt. ⓘ

Kerndurchsatz

Durch Änderung des Kerndurchsatzes mittels der Zwangsumwälzpumpen ändert sich der mittlere Dampfblasengehalt im Kern und damit die Moderation (siehe negativer Dampfblasenkoeffizient). Dies ist die übliche Methode, den Lastfolgebetrieb beim SWR durchzuführen. Die Vorteile dieses Verfahrens sind:

Die Leistungsverteilung im Kern bleibt nahezu unverändert. Die Laständerung wird damit gleichmäßig auf den Reaktorkern verteilt.
Die Laständerung kann theoretisch mit einer Laständerungsgeschwindigkeit von 10 % pro Sekunde durchgeführt werden. ⓘ

Einschränkungen

Folgende Einschränkungen müssen beachtet werden:

Bei längerer Teillastdauer müssen wegen Änderungen der Konzentration von ¹³⁵Xenon die Steuerstäbe eingefahren werden, um nicht in Begrenzungen des Betriebskennfeldes zu gelangen (siehe Xenonvergiftung).
Beim Ausfall von einzelnen Zwangsumwälzpumpen ist auf Neutronenflussschwingungen (Kernstabilität) zu achten.
Soll die Verwendung der Steuerstäbe beim Lastfolgebetrieb vermieden werden, so muss der maximal zulässige Lasthub eingeschränkt werden. ⓘ