WWER
| Reaktorklasse VVER ⓘ | |
|---|---|
 Blick auf den Standort des Kernkraftwerks Balakowo mit vier in Betrieb befindlichen WWER-1000-Reaktoren. | |
| Generation | Reaktor der Generation I Reaktor der Generation II Reaktor der Generation III Reaktor der Generation III+ |
| Reaktorkonzept | Druckwasserreaktor |
| Reaktorlinie | VVER (Voda Voda Energo Reactor) |
| Reaktortypen | WWER-210 WWER-365 WWER-440 WWER-1000 WWER-1200 WWER-TOI |
| Hauptparameter des Reaktorkerns | |
| Brennstoff (spaltbares Material) | 235U (LEU) |
| Zustand des Brennstoffs | Fest |
| Energiespektrum der Neutronen | Thermisch |
| Primäre Kontrollmethode | Steuerstangen |
| Primärer Moderator | Wasser |
| Primäres Kühlmittel | Flüssigkeit (Leichtwasser) |
| Verwendung des Reaktors | |
| Primäre Nutzung | Erzeugung von Elektrizität |
| Leistung (thermisch) | WWER-210: 760 MWth WWER-365: 1.325 MWth WWER-440: 1.375 MWth WWER-1000: 3.000 MWth WWER-1200: 3.212 MWth WWER-TOI: 3.300 MWth |
| Leistung (elektrisch) | WWER-210: 210 MWel WWER-365: 365 MWel WWER-440: 440 MWel WWER-1000: 1.000 MWel WWER-1200: 1.200 MWel WWER-TOI: 1.300 MWel |
Der Wasser-Wasser-Energiereaktor (WWER) oder WWER (aus dem Russischen: водо-водяной энергетический реактор; übersetzt als wodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor; Wasser-Wasser-Leistungsreaktor) ist eine Reihe von Druckwasserreaktorkonstruktionen, die ursprünglich in der Sowjetunion und jetzt in Russland von OKB Gidropress entwickelt wurden. Die Idee für einen solchen Reaktor wurde am Kurtschatow-Institut von Sawel Moisejewitsch Feinberg vorgeschlagen. Die WWER-Reaktoren wurden ursprünglich vor den 1970er Jahren entwickelt und ständig weiterentwickelt. Daher wird der Name WWER mit einer Vielzahl von Reaktorkonzepten in Verbindung gebracht, die von Reaktoren der ersten Generation bis zu modernen Reaktorkonzepten der Generation III+ reichen. Die Leistung reicht von 70 bis 1300 MWe, wobei Konstruktionen mit einer Leistung von bis zu 1700 MWe in der Entwicklung sind. Der erste Prototyp des WWER-210 wurde im Kernkraftwerk Novovoronezh gebaut. ⓘ
WWER-Kraftwerke wurden hauptsächlich in Russland und der ehemaligen Sowjetunion, aber auch in China, der Tschechischen Republik, Finnland, Deutschland, Ungarn, der Slowakei, Bulgarien, Indien, dem Iran und der Ukraine installiert. Zu den Ländern, die die Einführung von WWER-Reaktoren planen, gehören Bangladesch, Ägypten, Jordanien und die Türkei. ⓘ
Geschichte
Die ersten WWER-Reaktoren wurden vor 1970 gebaut. Der WWER-440, Modell V230, war die gängigste Konstruktion und lieferte 440 MW elektrische Leistung. Der V230 verfügt über sechs Primärkühlkreisläufe mit jeweils einem horizontalen Dampferzeuger. Eine modifizierte Version des WWER-440, das Modell V213, war ein Produkt der ersten von den sowjetischen Konstrukteuren angenommenen nuklearen Sicherheitsstandards. Dieses Modell verfügt über zusätzliche Notkühlsysteme für den Kern und Hilfsspeisewasser sowie über verbesserte Unfalllokalisierungssysteme. ⓘ
Der größere WWER-1000 wurde nach 1975 entwickelt und ist ein Vier-Loop-System in einer Containment-Struktur mit einem Sprühdampfunterdrückungssystem (Emergency Core Cooling System). Die WWER-Reaktorkonstruktionen wurden weiterentwickelt, um die automatische Steuerung, die passive Sicherheit und die Containment-Systeme der westlichen Reaktoren der Generation III einzubeziehen. ⓘ
Der WWER-1200 ist die derzeit zum Bau angebotene Version, eine Weiterentwicklung des WWER-1000 mit einer höheren Leistung von etwa 1200 MWe (brutto) und zusätzlichen passiven Sicherheitsfunktionen. ⓘ
Im Jahr 2012 erklärte Rosatom, dass es beabsichtige, den WWER bei den britischen und US-amerikanischen Aufsichtsbehörden zu zertifizieren, es sei jedoch unwahrscheinlich, dass es vor 2015 eine britische Genehmigung beantragen werde. ⓘ
Mit dem Bau des ersten WWER-1300-Blocks (WWER-TOI) mit 1300 MWE wurde 2018 begonnen. ⓘ
Entwurf
1: Steuerstabantriebe
2: Reaktordeckel oder Behälterdeckel
3: Reaktordruckbehälter
4: Einlass- und Auslassstutzen
5: Reaktorkerngehäuse oder Kernmantel
6: Reaktorkern
7: Brennstäbe ⓘ
Die russische Abkürzung WWER steht für "Wasser-Wasser-Energiereaktor" (d. h. wassergekühlter, wassermoderierter Energiereaktor). Die Konstruktion ist eine Art Druckwasserreaktor (DWR). Die Hauptunterscheidungsmerkmale des WWER im Vergleich zu anderen DWR sind:
- Horizontale Dampferzeuger
- Sechseckige Brennelemente
- keine Bodendurchbrüche im Druckbehälter
- Druckhalter mit hoher Kapazität für ein großes Reaktorkühlmittelinventar ⓘ
Die Reaktorbrennstäbe sind vollständig in Wasser eingetaucht, das bei einem Druck von (12,5 / 15,7 / 16,2 ) MPa gehalten wird, damit es bei den normalen Betriebstemperaturen (220 bis über 320 °C) nicht kocht. Das Wasser im Reaktor dient sowohl als Kühlmittel als auch als Moderator, was ein wichtiges Sicherheitsmerkmal ist. Sollte die Kühlmittelzirkulation ausfallen, nimmt die Neutronenmoderatorwirkung des Wassers aufgrund der erhöhten Hitze ab, wodurch Dampfblasen entstehen, die keine Neutronen moderieren, wodurch die Reaktionsintensität verringert und der Kühlverlust kompensiert wird. Spätere Versionen der Reaktoren sind in massiven Reaktordruckbehältern aus Stahl untergebracht. Der Brennstoff besteht aus schwach angereichertem (ca. 2,4-4,4 % 235U) Urandioxid (UO2) oder gleichwertigem Material, das zu Pellets gepresst und zu Brennstäben zusammengesetzt wird. ⓘ
Die Reaktivität wird mit Steuerstäben kontrolliert, die von oben in den Reaktor eingeführt werden können. Diese Stäbe bestehen aus einem neutronenabsorbierenden Material und hemmen je nach Eintauchtiefe die Kettenreaktion. Im Notfall kann eine Reaktorabschaltung durch vollständiges Einführen der Steuerstäbe in den Kern erfolgen. ⓘ
Primäre Kühlkreisläufe
Wie bereits erwähnt, wird das Wasser in den Primärkreisläufen unter einem konstant hohen Druck gehalten, um ein Sieden des Wassers zu vermeiden. Da das Wasser die gesamte Wärme aus dem Kern überträgt und bestrahlt wird, ist die Integrität dieses Kreislaufs von entscheidender Bedeutung. Es lassen sich vier Hauptkomponenten unterscheiden:
- Reaktorbehälter: Wasser fließt durch die Brennelemente, die durch die nukleare Kettenreaktion erhitzt werden.
- Volumenkompensator (Druckhalter): Um das Wasser unter einem konstanten, aber kontrollierten Druck zu halten, regelt der Volumenkompensator den Druck, indem er das Gleichgewicht zwischen gesättigtem Dampf und Wasser mit Hilfe von elektrischen Heizungen und Überdruckventilen steuert.
- Dampferzeuger: Im Dampferzeuger wird die Wärme des primären Kühlwassers genutzt, um das Wasser im Sekundärkreislauf zu kochen.
- Pumpe: Die Pumpe sorgt für die ordnungsgemäße Zirkulation des Wassers durch den Kreislauf. ⓘ
Um die weitere Kühlung des Reaktorkerns in Notfallsituationen zu gewährleisten, ist die Primärkühlung redundant ausgelegt. ⓘ
Sekundärkreislauf und elektrische Leistung
Der Sekundärkreislauf besteht ebenfalls aus verschiedenen Teilsystemen:
- Dampferzeuger: Das Wasser des Sekundärkreislaufs wird gekocht, wobei Wärme aus dem Primärkreislauf entnommen wird. Vor dem Eintritt in die Turbine wird das restliche Wasser vom Dampf getrennt, so dass der Dampf trocken ist.
- Turbine: Der expandierende Dampf treibt eine Turbine an, die mit einem Stromgenerator verbunden ist. Die Turbine ist in einen Hoch- und einen Niederdruckteil unterteilt. Um den Wirkungsgrad zu erhöhen, wird der Dampf zwischen diesen Abschnitten wieder aufgeheizt. Reaktoren des Typs WWER-1000 liefern eine elektrische Leistung von 1 GW.
- Kondensator: Der Dampf wird abgekühlt und kondensiert, wobei die Abwärme in einen Kühlkreislauf abgeleitet wird.
- Entlüfter: Entfernt Gase aus dem Kühlmittel.
- Pumpe: Die Umwälzpumpen werden jeweils von einer eigenen kleinen Dampfturbine angetrieben. ⓘ
Um die Effizienz des Prozesses zu erhöhen, wird der Dampf aus der Turbine zur Wiederaufheizung des Kühlmittels vor dem Entgaser und dem Dampferzeuger verwendet. Das Wasser in diesem Kreislauf soll nicht radioaktiv sein. ⓘ
Tertiärkühlkreislauf und Fernwärme
Der tertiäre Kühlkreislauf ist ein offener Kreislauf, der Wasser aus einem externen Reservoir wie einem See oder einem Fluss ableitet. Verdunstungskühltürme, Kühlbecken oder -teiche geben die Abwärme aus dem Erzeugungskreislauf an die Umgebung ab. ⓘ
In den meisten WWER-Anlagen kann diese Wärme auch für die Beheizung von Wohnungen und Industriegebäuden genutzt werden. Betriebsbeispiele für solche Systeme sind das KKW Bohunice (Slowakei), das die Städte Trnava (12 km entfernt), Leopoldov (9,5 km entfernt) und Hlohovec (13 km entfernt) mit Wärme versorgt, und das KKW Temelín (Tschechische Republik), das das 5 km entfernte Týn nad Vltavou mit Wärme versorgt. Es ist geplant, die zweitgrößte Stadt der Tschechischen Republik, Brünn, mit Wärme aus dem KKW Dukovany zu versorgen und damit zwei Drittel ihres Wärmebedarfs zu decken. ⓘ
Sicherheitsbarrieren
Ein typisches Konstruktionsmerkmal von Kernreaktoren sind mehrschichtige Sicherheitsbarrieren, die das Entweichen von radioaktivem Material verhindern. WWER-Reaktoren haben drei Schichten:
- Brennstäbe: Die hermetische Umhüllung aus einer Zirkoniumlegierung (Zircaloy) um die aus Uranoxid gesinterten keramischen Brennstoffkugeln bildet eine hitze- und hochdruckbeständige Barriere.
- Reaktordruckbehälterwand: Eine massive Stahlhülle umschließt das gesamte Brennelement und das Primärkühlmittel hermetisch.
- Reaktorgebäude: Ein Betongebäude, das den gesamten ersten Kreislauf umschließt, ist stark genug, um dem Druckstoß standzuhalten, den ein Bruch im ersten Kreislauf verursachen würde. ⓘ
Im Vergleich zu den RBMK-Reaktoren - dem Typ, der in die Katastrophe von Tschernobyl verwickelt war - ist der WWER von Natur aus sicherer, da das Kühlmittel auch der Moderator ist und er wie alle DWR-Reaktoren konstruktionsbedingt einen negativen Leerkoeffizienten aufweist. Der RBMK-Reaktor mit Graphitmoderator birgt nicht das Risiko einer erhöhten Reaktivität und großer Leistungstransienten bei einem Unfall mit Kühlmittelverlust. Die RBMK-Reaktoren wurden auch aus Kostengründen aufgrund ihrer Größe ohne Sicherheitsbehälter gebaut; der WWER-Kern ist wesentlich kleiner. ⓘ
Versionen
Eine Exportversion des WWER-440/213 ist der WWER-440/318. Er sollte im Kernkraftwerk Juraguá zum Einsatz kommen. Im Gegensatz zur Standardbaureihe 213 hat der WWER-440/318 ein Containment. ⓘ
WWER-440
Eine der frühesten Versionen des WWER-Typs, die gewisse Probleme mit der Konstruktion des Containment-Gebäudes aufwies. Da es anfangs bei den Modellen V-230 und älter nicht so konstruiert war, dass es dem auslegungsgemäßen großen Rohrbruch standhalten konnte, fügte der Hersteller beim neueren Modell V-213 einen so genannten Blasenkondensatorturm hinzu, der mit seinem zusätzlichen Volumen und einer Reihe von Wasserschichten die Kräfte des schnell entweichenden Dampfes unterdrücken soll, ohne dass es zu einem Containment-Leck kommt. Als Konsequenz wurden alle Mitgliedsländer mit Anlagen der Bauart WWER-440 V-230 und älter von den Politikern der Europäischen Union gezwungen, diese dauerhaft abzuschalten. Das Kernkraftwerk Bohunice und das Kernkraftwerk Kozloduy mussten damit zwei bzw. vier ihrer Blöcke stilllegen. Im Falle des Kernkraftwerks Greifswald hatte die deutsche Aufsichtsbehörde bereits nach dem Fall der Berliner Mauer die gleiche Entscheidung getroffen. ⓘ
WWER-1000
Bei seiner Errichtung war der WWER für eine Betriebsdauer von 35 Jahren ausgelegt. Danach wurde eine Generalüberholung nach der Hälfte der Lebensdauer für notwendig erachtet, bei der auch kritische Teile wie der Brennstoff und die Steuerstabkanäle vollständig ausgetauscht werden sollten. Da bei den RBMK-Reaktoren ein größeres Austauschprogramm nach 35 Jahren vorgesehen war, beschlossen die Konstrukteure ursprünglich, dass dies auch bei den WWER-Reaktoren geschehen sollte, obwohl sie robuster konstruiert sind als die RBMK-Reaktoren. Die meisten russischen WWER-Anlagen haben inzwischen die 35-Jahres-Marke erreicht oder überschritten. Neuere Konstruktionsstudien haben eine Verlängerung der Lebensdauer auf bis zu 50 Jahre bei Austausch der Ausrüstung ermöglicht. Neue WWER-Anlagen werden mit der verlängerten Lebensdauer gekennzeichnet. ⓘ
Im Jahr 2010 wurde der älteste WWER-1000 in Nowoworonesch zur Modernisierung abgeschaltet, um seine Betriebsdauer um weitere 20 Jahre zu verlängern. Die Arbeiten umfassen die Modernisierung der Management-, Schutz- und Notfallsysteme sowie die Verbesserung der Sicherheits- und Strahlenschutzsysteme. ⓘ
Im Jahr 2018 gab Rosatom bekannt, dass es eine thermische Glühtechnik für Reaktordruckbehälter entwickelt hat, die Strahlenschäden verringert und die Lebensdauer um 15 bis 30 Jahre verlängert. Dies wurde am Block 1 des Kernkraftwerks Balakowo demonstriert. ⓘ
WWER-1200
Der WWER-1200 (oder KKW-2006 oder AES-2006) ist eine Weiterentwicklung des WWER-1000, der für den Einsatz im In- und Ausland angeboten wird. Die Reaktorkonstruktion wurde zur Optimierung der Brennstoffeffizienz verfeinert. Zu den Spezifikationen gehören Baukosten von 1.200 $ pro kW über Nacht, eine geplante Bauzeit von 54 Monaten, eine Lebensdauer von 60 Jahren bei einem Kapazitätsfaktor von 90 % und ein um etwa 35 % geringerer Bedarf an Betriebspersonal als beim WWER-1000. Der WWER-1200 hat einen thermischen Brutto- und Nettowirkungsgrad von 37,5% bzw. 34,8%. Der WWER-1200 wird eine Leistung von 1.198 MWe erbringen. ⓘ
Die ersten beiden Blöcke wurden im Kernkraftwerk Leningrad II und im Kernkraftwerk Novovoronezh II gebaut. Weitere Reaktoren vom Typ WWER-1200/491 wie das Leningrad-II-Kernkraftwerk sind geplant (Kaliningrad und Nischni Nowgorod) und im Bau. Der Typ WWER-1200/392M wie er im KKW Novovoronezh-II installiert ist, wurde auch für die KKW Sewersk, Zentral und Süd-Urals ausgewählt. Eine Standardversion wurde als WWER-1200/513 entwickelt und basiert auf dem Design des WWER-TOI (WWER-1300/510). ⓘ
Im Juli 2012 wurde ein Vertrag über den Bau von zwei AES-2006 in Weißrussland in Ostrovets und die Bereitstellung eines Darlehens in Höhe von 10 Mrd. USD zur Deckung der Projektkosten durch Russland vereinbart. Für das Kernkraftwerk Hanhikivi in Finnland wird ein AES-2006 ausgeschrieben. ⓘ
Von 2015 bis 2017 trafen Ägypten und Russland eine Vereinbarung über den Bau von vier WWER-1200-Blöcken im Kernkraftwerk El Dabaa. ⓘ
Am 30. November 2017 wurde der Beton für die Grundplatte der Nuklearinsel für den ersten von zwei Blöcken des Typs WWER-1200/523 im Kernkraftwerk Rooppur in Bangladesch gegossen. Das Kraftwerk wird ein 2,4-GW-Kernkraftwerk in Bangladesch sein. Die beiden Blöcke mit einer Leistung von 2,4 GWe sollen in den Jahren 2023 und 2024 in Betrieb genommen werden. ⓘ
Am 7. März 2019 unterzeichneten die China National Nuclear Corporation und Atomstroyexport einen detaillierten Vertrag über den Bau von vier WWER-1200-Blöcken, jeweils zwei im Kernkraftwerk Tianwan und im Kernkraftwerk Xudabao. Die Bauarbeiten werden im Mai 2021 beginnen, und der kommerzielle Betrieb aller Blöcke wird zwischen 2026 und 2028 erwartet. ⓘ
Ab 2020 wird ein 18-monatiger Brennelementwechsel erprobt, der im Vergleich zum bisherigen 12-monatigen Zyklus zu einer besseren Kapazitätsauslastung führt. ⓘ
Sicherheitsaspekte
Der nukleare Teil der Anlage ist in einem einzigen Gebäude untergebracht, das als Sicherheitsbehälter und Raketenschutzschild dient. Dazu gehören neben dem Reaktor und den Dampferzeugern auch eine verbesserte Brennelementwechselmaschine und die computergesteuerten Reaktorkontrollsysteme. Im selben Gebäude sind auch die Notfallsysteme untergebracht, darunter ein Notkühlsystem für den Reaktorkern, ein Notstromdiesel und eine Reservespeisewasserversorgung, ⓘ
Bei der AES-92-Version des WWER-1000, die für das Kernkraftwerk Kudankulam in Indien verwendet wurde, kam zu den bestehenden aktiven Systemen ein passives Wärmeabfuhrsystem hinzu. Dieses System wurde für den neueren WWER-1200 und künftige Konstruktionen beibehalten. Das System basiert auf einem Kühlsystem und Wassertanks, die auf der Kuppel des Sicherheitsbehälters angebracht sind. Die passiven Systeme übernehmen alle Sicherheitsfunktionen für 24 Stunden und die Kernsicherheit für 72 Stunden. ⓘ
Zu den weiteren neuen Sicherheitssystemen gehören ein Flugzeugabsturzschutz, Wasserstoffrekombinatoren und ein Kernfänger, der den geschmolzenen Reaktorkern im Falle eines schweren Unfalls auffängt. Der Kernfänger wird im Kernkraftwerk Rooppur und im Kernkraftwerk El Dabaa zum Einsatz kommen. ⓘ
WWER-TOI
Der WWER-TOI wird aus dem WWER-1200 entwickelt. Er zielt auf die Entwicklung eines typischen, optimierten, informativ-fortschrittlichen Projekts eines Kraftwerksblocks der neuen Generation III+ auf der Grundlage der WWER-Technologie ab, das eine Reihe von zielgerichteten Parametern unter Verwendung moderner Informations- und Managementtechnologien erfüllt. ⓘ
Die wichtigsten Verbesserungen gegenüber dem WWER-1200 sind:
- Erhöhung der Leistung auf 1300 MWe brutto
- verbesserter Druckbehälter
- verbesserte Kernkonstruktion zur Verbesserung der Kühlung
- Weiterentwicklungen der passiven Sicherheitssysteme
- niedrigere Bau- und Betriebskosten mit einer Bauzeit von 40 Monaten
- Einsatz von Turbinen mit niedriger Drehzahl ⓘ
Der Bau der ersten beiden WWER-TOI-Blöcke wurde 2018 und 2019 im Kernkraftwerk Kursk II begonnen. ⓘ
Im Juni 2019 wurde der WWER-TOI als konform mit den europäischen Versorgungsanforderungen (mit bestimmten Vorbehalten) für Kernkraftwerke zertifiziert. ⓘ
Eine aufgerüstete Version des AES-2006 mit TOI-Standards, der WWER-1200/513, wird derzeit im Kernkraftwerk Akkuyu in der Türkei gebaut. ⓘ
Zukünftige Versionen
Es gibt eine Reihe von Entwürfen für künftige Versionen des WWER:
- MIR-1200 (Modernised International Reactor) - entworfen in Zusammenarbeit mit dem tschechischen Unternehmen ŠKODA JS, um den europäischen Anforderungen zu entsprechen
- WWER-1500 - WWER-1000 mit vergrößerten Abmessungen für eine Bruttoleistung von 1500 MWe, der Entwurf wurde jedoch zugunsten des weiterentwickelten WWER-1200 auf Eis gelegt
- WWER-1700 Version des überkritischen Wasserreaktors.
- WWER-600 - Version des WWER-1200 mit zwei Kühlkreisläufen für kleinere Märkte, die bis 2030 im Kernkraftwerk Kola gebaut werden soll. ⓘ
Kraftwerke
- Siehe die Wikipedia-Seiten für jede Anlage für Quellen. ⓘ
Vor kurzem hat Russland in China zwei Kernreaktoren im Kernkraftwerk Tianwan in Betrieb genommen, und eine Erweiterung um zwei weitere Reaktoren wurde gerade genehmigt. Dies ist das erste Mal, dass die beiden Länder bei einem Kernkraftwerksprojekt zusammenarbeiten. Bei den Reaktoren handelt es sich um den Typ WWER 1000, den Russland unter Beibehaltung der Grundkonstruktion schrittweise verbessert hat. Diese WWER-1000-Reaktoren sind in einer Hülle untergebracht, die von einem 20 Tonnen schweren Flugzeug getroffen werden kann, ohne dass es zu Schäden kommt. Zu den weiteren wichtigen Sicherheitsmerkmalen gehören ein Notkühlsystem für den Reaktorkern und ein System zum Einschluss des Reaktorkerns. Russland lieferte erste Brennstoffladungen für die Tianwan-Reaktoren. China plante, 2010 mit der eigenen Brennstoffherstellung für das Tianwan-Kraftwerk zu beginnen und dabei die vom russischen Kernbrennstoffhersteller TVEL übertragene Technologie zu nutzen. ⓘ
Im Kernkraftwerk Tianwan werden viele Teile von Dritten verwendet. Während der Reaktor und die Turbogeneratoren aus russischer Produktion stammen, wurde der Kontrollraum von einem internationalen Konsortium entworfen und gebaut. Auf diese Weise wurde die Anlage in Einklang mit allgemein anerkannten Sicherheitsstandards gebracht; Sicherheitssysteme waren bereits größtenteils vorhanden, aber die bisherige Überwachung dieser Systeme entsprach nicht den internationalen Sicherheitsstandards. Bei der neuen, in China gebauten WWER-1000-Anlage sind 94 % der Systeme automatisiert, so dass sich die Anlage in den meisten Situationen selbst steuern kann. Die Betankungsvorgänge erfordern nur wenige menschliche Eingriffe. Im Kontrollraum werden noch fünf Bediener benötigt. ⓘ
Im Mai 2010 schloss Russland mit der türkischen Regierung ein Abkommen über den Bau eines Kraftwerks mit vier Reaktoren des Typs WWER-1200 in Akkuyu (Türkei). Aufgrund des Unfalls in Fukushima gab es jedoch heftige Proteste von Umweltschützern gegen den geplanten Reaktor in Akkuyu. ⓘ
Am 11. Oktober 2011 wurde eine Vereinbarung über den Bau des ersten weißrussischen Kernkraftwerks in Astravyets unterzeichnet, das zwei Reaktoren des Typs WWER-1200/491 (AES-2006) mit aktiven und passiven Sicherheitssystemen verwenden soll. Im Juli 2016 ist der Reaktorbehälter für Block 1 während des Transports auf den Boden geprallt. Obwohl er nicht beschädigt wurde, beschloss man, ihn auszutauschen, um die Ängste der Öffentlichkeit zu zerstreuen, was das Projekt um ein Jahr verzögerte. Block 1 soll im April 2020 in Betrieb genommen werden. ⓘ
Im Oktober 2013 wurde die Bauart WWER-1000 (AES-92) von der jordanischen Atomenergiekommission in einer Ausschreibung für das erste jordanische Doppelreaktor-Kernkraftwerk ausgewählt. ⓘ
Im November 2015 und im März 2017 unterzeichnete Ägypten vorläufige Vereinbarungen mit dem russischen Nuklearunternehmen Rosatom für einen ersten WWER-1200-Block in El Dabaa, der 2024 in Betrieb gehen soll. Die Gespräche über die endgültige Genehmigung dauern an. ⓘ
Das Kernkraftwerk Rooppur (2,4 GWe) in Bangladesch befindet sich im Bau. Die beiden Blöcke des Typs WWER-1200/523 mit einer Leistung von 2,4 GWe sollen in den Jahren 2023 und 2024 in Betrieb genommen werden. ⓘ
| Kraftwerk | Land | Reaktoren | Anmerkungen ⓘ |
|---|---|---|---|
| Akkuyu | Türkei | (4 × VVER-1200/513) (AES-2006 mit TOI-Standard) |
Im Bau. |
| Balakowo | Russland | 4 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320) |
Bau der Blöcke 5 und 6 ausgesetzt. |
| Belene | Bulgarien | (2 × VVER-1000/466B) | Aussetzung 2012. |
| Weißrussland | Weißrussland | (2 × VVER-1200/491) | Block 1 seit 2020 in Betrieb. Block 2 soll 2022 in Betrieb gehen. |
| Bohunice | Slowakei | 2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213 |
Aufgeteilt in zwei Anlagen, V-1 und V-2, mit jeweils zwei Reaktoren. Die WWER-440/230-Blöcke der Anlage V-1 wurden 2006 und 2008 stillgelegt. |
| Bushehr | Iran | 1 × WWER-1000/446
(1 × VVER-1000/446) |
Eine an den Standort Bushehr angepasste Version der V-320. Einheit 2 gestrichen, Einheiten 3 und 4 geplant. |
| Dukovany | Tschechische Republik | 4 × VVER 440/213 | Aufgerüstet auf 502 MW in den Jahren 2009-2012. |
| Greifswald | Deutschland | 4 × VVER-440/230 1 × VVER-440/213 (3 × VVER-440/213) |
Außer Betrieb genommen. Block 6 fertiggestellt, aber nie in Betrieb genommen. Bau der Blöcke 7 und 8 abgebrochen. |
| Kalinin | Russland | 2 × WWER-1000/338 2 × VVER-1000/320 |
|
| Hanhikivi | Finnland | 1 × VVER-1200/491 | Ab März 2022 auf unbestimmte Zeit verschoben. |
| Chmelnyzkyj | Ukraine | 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/392B) |
Der Bau der Blöcke 3 und 4 wurde Ende 2020 wieder aufgenommen. |
| Kola | Russland | 2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213 |
Alle Blöcke haben eine verlängerte Betriebsdauer von 60 Jahren. |
| Kudankulam | Indien | 2 × VVER-1000/412 (AES-92) (4 × VVER-1000/412) (AES-92) |
Block 1 ist seit dem 13. Juli 2013 in Betrieb; Block 2 ist seit dem 10. Juli 2016 in Betrieb. Die Blöcke 3, 4, 5 und 6 befinden sich im Bau. |
| Kozloduy | Bulgarien | 4 × VVER-440/230 2 × WWER-1000 |
Ältere WWER-440/230-Blöcke wurden 2004-2007 stillgelegt. |
| Kursk II | Russland | 2 × WWER-TOI
(2 × WWER-TOI) |
Erster WWER-TOI. |
| Leningrad II | Russland | 2 × WWER-1200/491 (AES-2006)
(2 × WWER-1200/491 (AES-2006)) |
Die Anlagen sind die Prototypen des WWER-1200/491 (AES-2006) und befinden sich im Bau. |
| Loviisa | Finnland | 2 × VVER-440/213 | Westliche Kontrollsysteme, deutlich unterschiedliche Containment-Strukturen. Später modifiziert für eine Leistung von 530 MW. |
| Metsamor | Armenien | 2 × VVER-440/270 | Ein Reaktor wurde 1989 abgeschaltet, Block 2 soll bis 2026 stillgelegt werden. |
| Mochovce | Slowakei | 2 × VVER-440/213 (2 × VVER-440/213) |
Die Blöcke 3 und 4 befinden sich seit 1985 im Bau und sollen zwischen 2021 und 2023 in Betrieb genommen werden. |
| Novovoronezh | Russland | 1 x WWER-210 (V-1) 1 x WWER-365 (V-3M) 2 × WWER-440/179 1 × WWER-1000/187 |
Alle Blöcke sind Prototypen. Block 1 und 2 sind abgeschaltet. Block 3 wurde im Jahr 2002 modernisiert. |
| Novovoronezh II | Russland | 1 × WWER-1200/392M (AES-2006) (1 × VVER-1200/392M) (AES-2006) |
Die Blöcke sind die Prototypen des WWER-1200/392M (AES-2006). Block 2 befindet sich im Bau. |
| Paks | Ungarn | 4 × WWER-440/213 (2 × WWER-1200/517) |
Zwei WWER-1200-Blöcke geplant. |
| Rheinsberg | Deutschland | 1 × VVER-70 (V-2) | Block 1990 außer Betrieb genommen |
| Rivne | Ukraine | 2 × VVER-440/213 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320) |
Die Planung der Blöcke 5 und 6 wurde ausgesetzt. |
| Rooppur | Bangladesch | 2 × VVER- 1200/523 | Blöcke 1 und 2 im Bau |
| Rostow | Russland | 4 × VVER-1000/320 | Inbetriebnahme von Block 1 im Jahr 2001 und von Block 4 im Jahr 2018 |
| Süd-Ukraine | Ukraine | 1 × WWER-1000/302 1 × WWER-1000/338 1 × WWER-1000/320 (1 × VVER-1000/320) |
Bauabschnitt 4 ausgesetzt. |
| Stendal | Deutschland | (4 × VVER-1000/320) | Der Bau aller 4 Einheiten wurde nach der Wiedervereinigung Deutschlands eingestellt. |
| Temelin | Tschechische Republik | 2 × VVER-1000/320 | Beide Blöcke wurden auf 1086 MWe aufgerüstet, die Blöcke 3 und 4 (WWER-1000) wurden 1989 aufgrund des politischen Wechsels stillgelegt. |
| Tianwan | China | 2 × WWER-1000/428 (AES-91) 2 × WWER-1000/428M (AES-91) (2 × WWER-1200) |
Baubeginn WWER-1200 Mai 2021 und März 2022 |
| Xudabao | China | (2 × WWER-1200) | Baubeginn Oktober 2021 |
| Saporischschja | Ukraine | 6 × WWER-1000/320 | Größtes Kernkraftwerk in Europa. |
Physikalisch-technische Daten
Die physikalisch-technischen Daten der Reaktoren vom Typ WWER (ausgenommen WWER-1200) sind dem Standardwerk Atomenergie in Wissenschaft und Industrie von Andranik Petrosʹjanc (1906–2005), der von 1978 bis 1986 Vorsitzender des Staatlichen Komitees der UdSSR für die Nutzung der Atomenergie war, entnommen. ⓘ
| Parameter | WWER-210 | WWER-365 | WWER-440 | WWER-1000 | WWER-1200 ⓘ |
|---|---|---|---|---|---|
| Elektrische Leistung (MW) | 210 | 365 | 440 | 1.000 | 1.200 |
| Thermische Leistung (MW) | 760 | 1.320 | 1.375 | 3.000 | 3.200 |
| Bruttowirkungsgrad (%) | 27,6 | 27,6 | 31 | 33 | 37 |
| Dampfdruck vor der Turbine (MPa) | 2,9 | 2,9 | 4,4 | 6 | 7 |
| Dampfdruck im Primärkreislauf (MPa) | 10 | 10,5 | 12,5 | 16 | 16,2 |
| Anzahl der Kühlmittelkreisläufe | 6 | 8 | 6 | 4 | 4 |
| Kühlmitteldurchsatz (m³/h) | 36.500 | 49.500 | 39.000 | 76.000 | 85.600 |
| Eintrittstemperatur Primärkreislauf (°C) | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,6 |
| Mittlere Temperaturerhöhung (°C) | 19 | 25 | 31 | 35 | 31,1 |
| Durchmesser der aktiven Zone (m) | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3,12 | k. A. |
| Höhe der aktiven Zone (m) | 2,50 | 2,50 | 2,50 | 3,50 | k. A. |
| Anzahl der Brennstoffkassetten | 343 | 349 | 349 | 151 / 163 | 163 |
| Durchmesser eines Brennstabs (mm) | 10,2 | 9,1 | 9,1 | 9,1 | 9,1 |
| Anzahl der Brennstäbe pro Kassette | 90 | 126 | 126 | 312 / 331 | 312 |
| Gitterschrittweite (mm) | 14,3 | 12,2 | 12,2 | 12,6 | k. A. |
| Anzahl der Regelkassetten | 37 | 73 | 37 | 109 | 121 |
| Uranbeladung (t) | 38 | 40 | 42 | 66 | 76–85,5 |
| Mittlere Uran-Anreicherung (%) | 2,0 | 3,0 | 3,5 | 4,26 | 4,69 |
| Abbrand (MWd/kg) | 13 | 27 | 28,6 | 26–60 | bis 70 |
| Voraussichtliche Betriebsdauer (Jahre) | 20 | 20 | 40 | 40–50 | 60 |
Manche Daten der neueren Reaktortypen können sich je nach Quelle geringfügig unterscheiden. ⓘ
In der nächsten Stufe wurde der Reaktortyp WWER-365 mit einer thermischen Leistung von 1.320 MW entwickelt. Die Arbeiten dazu wurden nach einem Regierungsdekret vom 30. August 1962 begonnen. ⓘ
Zu den wichtigsten Neuerungen des WWER-365 gehörten:
- Die mittlere Temperaturerhöhung des Moderators, Wärmeträgers und Kühlmittels Wasser in der aktiven Zone wurde von 19 °C auf 25 °C vergrößert,
- zwei weitere Kreisläufe wurden hinzugefügt, um die Dimensionen der Hauptumwälzpumpen bei zunehmendem Durchfluss und Druck des Kühlmittels konstant halten zu können,
- das Prinzip der „trockenen“ Umladung von Kassetten wurde übernommen,
- erstmals wurden abbrennbare Absorber verwendet,
- ein universeller Typ von Regelkassetten wurde entwickelt und
- die Ungleichmäßigkeit des Neutronenflusses im Reaktorkern wurde verringert. ⓘ
Zusätzlich wurde die Summe aller Oberflächen der Brennstäbe vergrößert, indem ihr Durchmesser von 10,2 auf 9,1 mm verringert wurde. Gleichzeitig wurde der Kassettentyp geändert. Die Anzahl der Brennstäbe pro Kassette wurde von 90 auf 126 Brennstäbe erhöht. Dies hatte wiederum eine Reihe weiterer konstruktiver Änderungen zur Folge, sowohl bezüglich der Geometrie und der Herstellung von Kassetten und Brennstäben als auch des Reaktorcores selbst. ⓘ
Der WWER-365 wurde als zweiter Block des Kernkraftwerks Nowoworonesch gebaut und 1969 in Betrieb genommen. Seine Auslegungsleistung erreichte der Reaktor im April 1970. 1990 wurde der WWER-365 planmäßig außer Betrieb genommen. ⓘ
Klassifizierung
| Generation | Bezeichnung | Modell | Land | Kraftwerke |
|---|---|---|---|---|
| I | WWER | V-210 (V-1) | Russland | Nowoworonesch 1 (außer Dienst gestellt) |
| V-70 (V-2) | Ostdeutschland | Rheinsberg (KKR) (außer Dienst gestellt) | ||
| V-365 (V-3M) | Russland | Nowoworonesch 2 (außer Dienst gestellt) | ||
| II | WWER-440 | V-179 | Russland | Nowoworonesch 3 (außer Dienst gestellt) - 4 |
| V-230 | Russland | Kola 1-2 | ||
| Ostdeutschland | Greifswald 1-4 (außer Dienst gestellt) | |||
| Bulgarien | Kozloduy 1-4 (außer Dienst gestellt) | |||
| Slowakei | Bohunice I 1-2 (außer Dienst gestellt) | |||
| V-213 | Russland | Kola 3-4 | ||
| Ostdeutschland | Greifswald 5 (außer Dienst gestellt) | |||
| Ukraine | Rovno 1-2 | |||
| Ungarn | Paks 1-4 | |||
| Tschechische Republik | Dukovany 1-4 | |||
| Finnland | Loviisa 1-2 | |||
| Slowakei | Bohunice II 1-2 Mochovce 1-2 | |||
| V-213+ | Slowakei | Mochovce 3-4 (im Bau) | ||
| V-270 | Armenien | Armenian-1 (ausgemustert) Armenier-2 | ||
| III | WWER-1000 | V-187 | Russland | Novovoronezh 5 |
| V-302 | Ukraine | Südukraine 1 | ||
| V-338 | Ukraine | Südukraine 2 | ||
| Russland | Kalinin 1-2 | |||
| V-320 | Russland | Balakowo 1-4 Kalinin 3-4 Rostow 1-4 | ||
| Ukraine | Rowno 3-4 Saporoshje 1-6 Chmelnizki 1-2 Süd-Ukraine 3 | |||
| Bulgarien | Kosloduj 5-6 | |||
| Tschechische Republik | Temelin 1-2 | |||
| V-428 | China | Tianwan 1-2 | ||
| V-428M | China | Tianwan 3-4 | ||
| V-412 | Indien | Kudankulam 1-2 Kudankulam 3-4 (im Bau) | ||
| V-446 | Iran | Bushehr 1 | ||
| III+ | WWER-1000 | V-528 | Iran | Bushehr 2 (im Bau) |
| WWER-1200 | V-392M | Russland | Novovoronezh II 1-2 | |
| V-491 | Russland | Baltic 1-2 (Bau eingefroren) Leningrad II 1 Leningrad II 2 | ||
| Weißrussland | Belarus 1-2 (im Bau) | |||
| V-509 | Türkei | Akkuyu 1-2 (im Bau) | ||
| V-523 | Bangladesch | Ruppur 1-2 (im Bau) | ||
| WWER-1300 | V-510K | Russland | Kursk II 1-2 (im Bau) |
WWER-210
Der Prototyp aller sowjetischen/russischen Druckwasserreaktoren war der Typ WWER-210. Er wurde unter dem Projektnamen W-1 am Kurtschatow-Institut entwickelt und als erster Block des Kernkraftwerks Nowoworonesch gebaut. Der physische Start „mit offener Abdeckung“ wurde im Dezember 1963 durchgeführt, am 8. September 1964 wurde der Reaktor kritisch. Am 30. September wurde er ans Stromnetz angeschlossen und am 27. Dezember 1964 erreichte er seine Auslegungsleistung. Er gehörte zu diesem Zeitpunkt zu den leistungsstärksten Kernreaktoren der Welt. ⓘ
An diesem Reaktorprojekt wurden insbesondere folgende technische Lösungen erprobt:
- Die sechseckige Kassettenform,
- Materialien für die Brennelementhülle,
- Materialien, Form, Korpus und Halterung des Reaktors,
- Regelungssysteme und Reaktorsicherheit und
- Temperatursteuerung und Energiefreisetzung. ⓘ
1984 wurde diese erste Einheit außer Betrieb genommen. ⓘ
WWER-70
Unter dem Projektnamen W-2 wurde ab Januar 1957 für das geplante Kernkraftwerk Rheinsberg eine Variante des Druckwasserreaktors WWER-210 mit einer elektrischen Bruttoleistung von 70 MW von OKB Gidropress entwickelt. Dieser Reaktortyp erhielt den Namen WWER-70. Ende 1958 wurde der technische Entwurf des W-2-Reaktors abgeschlossen. Es ist anzumerken, dass die Projekte W-1 und W-2 in nur kurzem zeitlichen Abstand entwickelt wurden, so dass viele technische Lösungen ähnlich waren. ⓘ
Die Bauarbeiten des Kernkraftwerks Rheinsberg begannen am 1. Januar 1960. Der Reaktor wurde am 11. März 1966 zum ersten Mal kritisch. Die feierliche Inbetriebnahme erfolgte am 9. Mai 1966. Seine Auslegungsleistung erreichte der Reaktor am 11. Oktober 1966, damit begann auch der kommerzielle Dauerbetrieb. ⓘ
Dieser Reaktortyp war für eine Betriebszeit von 20 Jahren ausgelegt. 1986 wurde sie nach Renovierungsarbeiten um fünf Jahre verlängert, die reguläre Abschaltung war somit für 1992 vorgesehen. Wegen erheblicher Sicherheitsbedenken gegenüber sowjetischen Reaktoren nach der Wende wurde das Kernkraftwerk aber schon am 1. Juni 1990 außer Betrieb genommen. ⓘ
WWER-440
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WWER-440: Schnittgrafik einer Brennstoffzelle, die aus Wasser (blau) mit einem Zusatz von Borsäure, einer Hülle aus Zirkalloy (grün), dem Brennstab aus gesintertem Urandioxid (orange) und einem zentralen Hohlraum besteht. Zwischen Brennstab und Zirkalloy-Rohr wird Helium verpresst (gelb). Der äußere Durchmesser eines Brennstabs beträgt 7,6 mm, der des Zirkalloy-Rohrs 9,1 mm
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Zelle für Detektoren aus Wasser (blau) mit einem Zusatz von Borsäure und einem Führungsrohr aus Zirkalloy (grün)
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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. ⓘ
Nach Herstellerangaben steigt die radioaktive Dosisleistung in der Umgebung eines Kernkraftwerks des Typs WWER-440 um weniger als 0,5 mSv pro Jahr. ⓘ
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. Seine Masse beträgt 116 Tonnen. ⓘ
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 diesem schmalen Spalt weniger stark abgebremst, so dass die Strahlenbelastung des Stahls höher ist und dieser deshalb schneller altert bzw. versprödet. ⓘ
Ein von der EU-gefördertes Forschungsprojekt namens „Long Life“ erforschte von 2010 bis 2014 Versprödungsprozesse verschiedener Stahllegierungen unter dem Einfluss von Neutronen. Es wurde unter der Leitung von Eberhard Altstadt von Wissenschaftlern des Helmholtz-Zentrums Dresden-Rossendorf koordiniert. Das Helmholtz-Zentrum untersuchte 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. ⓘ
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. ⓘ
Neben WWER-440/230 war auch ein Reaktor vom Typ WWER-440/213 in Greifswald in Betrieb – auch dieser wurde nach 1989 stillgelegt. Drei weitere befanden sich im Aufbau, sind aber nie ans Netz gegangen. Reaktoren der Baureihe WWER-440/213 befinden sich in der EU in Dukovany, Bohunice, Mochovce und Paks. ⓘ