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Advanced Boiling Water Reactor

aus Wikipedia, der freien Enzyklopädie
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Advanced Boiling Water Reactor
Schnittdarstellung durch einen ABWR{{#if: Schnittdarstellung durch einen ABWR|
Schnittdarstellung durch einen ABWR }}
Basisdaten

}}

Entwickler/Hersteller: General Electric, Hitachi, Toshiba

}}

Entwicklungsjahr: 1978

}}

Entwicklungsland: Japan[[Hilfe:Cache|Fehler beim Thumbnail-Erstellen]]: {{#ifeq:|#  [[:{{#if:|{{{Ziel}}}|{{#if:|{{{1}}}|Japan}}|{{#if:|{{{2}}}|Japan}}}}]]}}{{#ifeq: 0 | 0 | 
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}} }}

Reaktordaten
Reaktortyp: Siedewasserreaktor

}}

Bauart: Druckbehälter

}}

Moderator: Wasser

}}

Kühlung: Wasser

}}

Brennstoff: UO2, UO2-Gd2O3

}}

Anreicherungsgrad: 3,2 %

}}

Dampfblasenkoeffizient: Negativ

}}

Leistungsklassen in MW (Brutto): 1356

}}

Containment: Vorhanden

}}

Gebaute Exemplare:

}}

Der {{#invoke:Vorlage:lang|flat}} (Abkürzung {{#invoke:Vorlage:lang|flat}}, {{#invoke:Vorlage:lang|full|CODE=de|SCRIPTING=Latn|SERVICE=deutsch}}) ist ein Siedewasserreaktor der 3. Generation<ref name="ABWR_factsheet">GE Hitachi Nuclear Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (englisch)</ref>. Die Entwicklung des Reaktors begann im Jahr 1978.<ref><templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20140102202331 

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  }} (englisch)</ref> Entwickelt wurde er in Japan von General Electric, Hitachi und Toshiba.<ref><templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20111123164520
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Technische Eigenschaften

Der elektrische Generator, der durch diesen Kernreaktor betrieben wird, hat eine elektrische Netto-Leistung von 1350 bis 1460 MWe<ref name="ABWR_factsheet" />. Das Design vereinigt Entwicklungen aus Europa, Japan und den USA. Es bringt Verbesserungen auf vielen Gebieten hervor, unter anderem bei der Sicherheit und Zuverlässigkeit. Die Steuerstäbe werden durch Schraubmechanismen bewegt, anstatt durch eine schrittweise Bewegung.<ref>ABWR: Project Overview (englisch)</ref>

Verwendung

Der ABWR kommt bis heute viermal zum Einsatz. Er wird bisher nur in japanischen Kernkraftwerken verwendet, in den Anlagen Kashiwazaki-Kariwa (Block 6 und 7), Shika (Block 2) und Hamaoka (Block 5). Zwei weitere Reaktoren befinden sich im taiwanischen Kernkraftwerk Lungmen (Block 1 und 2) in Bau. Pläne für weitere ABWR bestanden für die Anlage Fukushima I (Block 7 und 8) und bestehen für die Anlagen Higashidori (Block 1), Kaminoseki (Block 1 und 2), Oma und Shimane (Block 3).<ref>IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008 (englisch; PDF; 1,7 MB)</ref>

Am 12. Mai 1997 wurde der ABWR von der Nuclear Regulatory Commission (NRC) in den USA zertifiziert.<ref>NRC - Issued Design Certification - Advanced Boiling-Water Reactor (ABWR) (englisch)</ref> In den USA sollte das Kernkraftwerk South Texas zwei ABWR bekommen.<ref>NRC - South Texas Project, Units 3 and 4 Application (englisch)</ref>

Verfügbarkeit

Die vier bisher in Betrieb genommenen ABWR-Kraftwerke weisen eine im internationalen Vergleich unterdurchschnittliche Verfügbarkeit auf, dies wird im „Operation Factor“ der Internationalen Atomenergie-Organisation dokumentiert (Anteil an der Betriebszeit mit Stromeinspeisung an der Gesamtdauer eines Jahres). Im Gegensatz zu modernen Druck- und Siedewasser-Reaktoren wie dem koreanischen OPR-1000, dem Konvoi oder der Baulinie 72 mit „Operation Factors“ von etwa 90 % weisen die bisher installierten ABWR-Kraftwerke ca. die drei- bis fünffache Nichtverfügbarkeit auf.<ref name="IAEA">Power Reactor Information System der IAEA: Japan: Nuclear Power Reactors – Alphabetic (englisch)</ref> Die Ursachen liegen, neben technischen Problemen der Kraftwerke selbst, auch in äußeren Faktoren wie Erdbeben und atomrechtlichen Verordnungen begründet. Die Blöcke 6 und 7 in Kashiwazaki-Kariwa wurden infolge eines Skandals bei der Betreiberfirma Tepco im Jahr 2003 zur Überprüfung heruntergefahren, ein schweres Erdbeben im Jahr 2007 führte zu einer lang andauernden Abschaltung, und infolge der Nuklearkatastrophe von Fukushima im Jahr 2011 wurden die Reaktoren nach dem Brennelementewechsel nicht wieder angefahren.

Bei den zwei später fertiggestellten Anlagen, dem Block 2 des Kernkraftwerkes Shika sowie dem Block 5 des Kernkraftwerkes Hamaoka, wurde kurz nach der Inbetriebnahme ein Turbinendefekt infolge eines Konstruktionsfehlers festgestellt. Beide Kraftwerke wurden daraufhin gedrosselt, um einen gefahrlosen Betrieb sicherzustellen, und sollen nach der vollständigen Überarbeitung der Turbine wieder mit Nennleistung betrieben werden können.<ref name="Nuclear Power in Japan"><templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20120220004801 

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            }} 
       }}
  }} – Nuclear Power in Japan (englisch)</ref> Alle ABWR wurden nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima mindestens bis zur Fertigstellung von Arbeiten zur Erhöhung der Erdbebensicherheit abgeschaltet.<ref><templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20111011182102
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            }} 
       }}
  }} (PDF, englisch)</ref>

Sicherheit

Der wichtigste Aspekt, der den ABWR als erstes KKW überhaupt zu einem Konzept der 3. Generation (welcher beispielsweise auch der EPR angehört) macht, sind einige passive Sicherheitsmerkmale. So etwa ein großer Ausbreitungsraum für eine Kernschmelze, der sie besser kühlbar macht. Ferner existiert eine passive Containment-Kühlung, die den Nachteil des im Vergleich zum EPR wesentlich kleineren Containments (und damit dessen potenziell früheren Versagens oder früheren Ventings) wettmachen soll: Das Containment ist von vier Wasserleitungen durchzogen, worin die Wärme einer erhitzten Containment-Atmosphäre durch Austausch in ein Wasserbecken außerhalb des Containments abgeführt werden soll; das Ganze ist als Kreislauf konzipiert, Pumpen braucht es nicht.

Reaktorblock<ref name="IAEA" /> Nettoleistung
(ursprünglich) 		Kommerzieller Betrieb Operation Factor<ref name="IAEA – PRIS – Definitionen"><templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20111004073020 * Vorlage:Webarchiv/Wartung/Stern{{#if: NEPIS Manual | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|NEPIS Manual}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://entrac.iaea.org/nepis/contents/pris_definitions.xml}} }} (Archivversionen) 20111004073020}} {{#if: }}Vorlage:Webarchiv/Wartung/DatumDer Wert des Parameters {{#if: wayback | wayback | Datum }} muss ein gültiger Zeitstempel der Form YYYYMMDDHHMMSS sein! {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|NEPIS Manual}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://entrac.iaea.org/nepis/contents/pris_definitions.xml}} }}] {{#ifeq: | [] | [ | ( }}Memento{{#if: {{#if: 2023-02-26 17:04:33 InternetArchiveBot | 2023-02-26 17:04:33 InternetArchiveBot | }} | des Vorlage:Referrer }} vom {{#time: j. F Y|20111004073020}} im Internet Archive{{#if: | ; }}{{#ifeq: | [] | ] | ) }} 
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{{{webciteID}}}}} {{#if: NEPIS Manual | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|NEPIS Manual}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://entrac.iaea.org/nepis/contents/pris_definitions.xml}} }}] (Memento{{#if: {{#if: 2023-02-26 17:04:33 InternetArchiveBot | 2023-02-26 17:04:33 InternetArchiveBot | }} | des Vorlage:Referrer}} vom {{#time: j. F Y|{{{webciteID}}}}} auf WebCite{{#if: | ; }}{{#ifeq: | [] | ] | ) }} 
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Vorlage:Webarchiv/archiv-bot 
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            }} 
       }}
  }}</ref>
(Stand: 2018)
Hamaoka-5 1212 MW (1325 MW) 18. Januar 2005 23,3 %
Kashiwazaki-Kariwa-6 1315 MW( 0000 MW) 7. November 1996 52,8 %
Kashiwazaki-Kariwa-7 1315 MW( 0000 MW) 2. Juli 1996 48,4 %
Shika-2 1108 MW (1304 MW) 15. März 2006 22,2 %

ABWR-II

Bisherige Störfälle zeigen den Bedarf einer besseren Auslegung der Sicherheitssysteme für den Fall einer Notabschaltung und zum Vermeiden eines GAU. Die Systeme für den regulären Betrieb sind davon weniger betroffen. Die nächste Generation nach dem ABWR sollte der ABWR-II sein, der in Japan entwickelt wurde.<ref name="ABWR-II" /> Die Entwicklung begann im Jahr 1991.<ref> <templatestyles src="Webarchiv/styles.css" />{{#if:20090225204214 

      | {{#ifeq: 20090225204214 | *
    | Vorlage:Webarchiv/Wartung/Stern{{#if: IAEA - Nuclear Power Technology Development Section | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|IAEA - Nuclear Power Technology Development Section}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://www.iaea.org/NuclearPower/WCR/LWR/}} }} (Archivversionen)
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  }}
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       | 9 = {{#if: IAEA - Nuclear Power Technology Development Section | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|IAEA - Nuclear Power Technology Development Section}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://www.iaea.org/NuclearPower/WCR/LWR/}} }} {{#ifeq:  | [] | [ | ( }}Memento{{#if: {{#if:  | {{{archiv-bot}}} |  }} |  des Vorlage:Referrer}} vom {{#time: j. F Y| 19700101000000 + {{#expr: floor {{#expr: {{#invoke:Str|sub|{{#invoke:Expr|base62|{{{webciteID}}}}}|1|10}}/86400}} }} days}} auf WebCite{{#if:  | ;  }}{{#ifeq:  | [] | ] | ) }}
       | #default= Der Wert des Parameters {{#if: webciteID | webciteID | ID }} muss entweder ein Zeitstempel der Form YYYYMMDDHHMMSS oder ein Schüsselwert mit 9 Zeichen oder eine 16-stellige Zahl sein!Vorlage:Webarchiv/Wartung/webcitation{{#if:  || }}
      }}
    | c|{{{webciteID}}}}} {{#if: IAEA - Nuclear Power Technology Development Section | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|IAEA - Nuclear Power Technology Development Section}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://www.iaea.org/NuclearPower/WCR/LWR/}} }} (Memento{{#if: {{#if:  | {{{archiv-bot}}} |  }} |  des Vorlage:Referrer}} vom {{#time: j. F Y|{{{webciteID}}}}} auf WebCite{{#if:  | ;  }}{{#ifeq:  | [] | ] | ) }}
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          | {{#if: 
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                 }}}}}}}}{{#if:
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            }} 
       }}
  }} (englisch)</ref> Der ABWR-II sollte größere Brennstoffbündel, bessere Sicherheitsmerkmale für den Störfall, kürzere Wartungszeiten und einen flexibleren Brennstoffkreislauf haben. Die Anzahl der Brennstoffstäbe im Reaktorkern wäre im Vergleich zum ABWR um die Hälfte verringert. Die Kontrollstäbe sollten größer ausgelegt werden, sodass ein Brennstoffbündel im Reaktorkern zwei Kontrollstäbe zugewiesen bekommt. Der ABWR-II sollte einen besseren Abschaltmodus als sein Vorgängermodell haben. Die Leistung wäre 1700 MW gewesen.<ref name="ABWR-II">Status report 98 - Advanced Boiling Water Reactor II (ABWR-II) (englisch)</ref>

Eine Bestätigung dieser Modellansätze wurde bisher nicht publiziert. Das Projekt wurde vielmehr faktisch fallen gelassen und durch den Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) mit fast durchgehend passiven Sicherheitssystemen ersetzt. Projektiert, aber aus Wirtschaftlichkeitserwägungen bisher nicht in Angriff genommen ist der bisher einzige ESBWR als dritter Block für den Standort des Kernkraftwerks North Anna.

Siehe auch

Weblinks

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       | 9 = {{#if: ABWR Overview (U.S. Department of Energy) | {{#invoke:WLink|getEscapedTitle|ABWR Overview (U.S. Department of Energy)}} | {{#invoke:Webarchiv|getdomain|http://www.ne.doe.gov/np2010/pdfs/ABWROverview.pdf}} }} {{#ifeq:  | [] | [ | ( }}Memento{{#if: {{#if:  | {{{archiv-bot}}} |  }} |  des Vorlage:Referrer}} vom {{#time: j. F Y| 19700101000000 + {{#expr: floor {{#expr: {{#invoke:Str|sub|{{#invoke:Expr|base62|{{{webciteID}}}}}|1|10}}/86400}} }} days}} auf WebCite{{#if:  | ;  }}{{#ifeq:  | [] | ] | ) }}
       | #default= Der Wert des Parameters {{#if: webciteID | webciteID | ID }} muss entweder ein Zeitstempel der Form YYYYMMDDHHMMSS oder ein Schüsselwert mit 9 Zeichen oder eine 16-stellige Zahl sein!Vorlage:Webarchiv/Wartung/webcitation{{#if:  || }}
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       }}
  }} (PDF, englisch)

Einzelnachweise

<references />

Abgerufen von „https://wiki-de.moshellshocker.dns64.de/index.php?title=Advanced_Boiling_Water_Reactor&oldid=1474445“