Reaktortypen in Europa – Teil4, ABWR

Der ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) ist eine Entwicklung von Hitachi und Toshiba in Zusammenarbeit mit General Electric. Er ist der einzige Reaktor der Generation III, der bereits über mehr als zehn Jahre Betriebserfahrung verfügt.

Geschichte

Es befinden sich bereits vier Reaktoren in Japan in Betrieb (Kashiwazaki-Koriwa 5+6, Hamaoka 5 und Shika 2), und drei weitere in Bau (Shimane und Langmen 1+2 in Taiwan). Die beiden ersten Reaktoren Kashiwazaki gingen 1996 und 1997 nach nur 36 Monaten Bauzeit (vom ersten Beton bis zur Beladung) ans Netz. Es ist in Anbetracht der vertrackten Situation in Grossbritannien daher nicht verwunderlich, daß man sich für den Bau von je drei Reaktoren in Wylfa Newyd und Oldbury-on-Severn durch das Horizon-Konsortium stark macht. Allerdings ist das Genehmigungsverfahren noch nicht abgeschlossen, sodaß man erst von einer Inbetriebnahme in der ersten Hälfte des nächsten Jahrzehntes ausgehen kann. Gleichwohl ist der Zeitdruck für erforderliche Neubauten scheinbar so groß geworden, daß man noch dieses Jahr mit der Baustellenvorbereitung beginnen will, damit man nach Erhalt aller Genehmigungen (erwartet 2018/2019) unverzüglich mit dem nuklearen Teil beginnen kann. Grundsätzliche Schwierigkeiten werden nicht gesehen, da die Genehmigungen für die USA, Japan und Taiwan bereits vollständig vorliegen und auf praktische Betriebserfahrungen seit 1996 in Japan verwiesen werden kann. Es sind lediglich die besonderen Erfordernisse der EU (insbesondere Flugzeugabsturz) einzuarbeiten und die „Post-Fukushima-Erfordernisse“ nachzuweisen. Es könnte durchaus sein, daß dieser Reaktortyp (UK-ABWR) noch in ganz Europa auf die Überholspur geht.

Warum Siedewasserreaktoren?

Wenn man ein großes Kraftwerk bauen will, bleibt praktisch nur der Dampfkreislauf. Wasser wird unter hohem Druck verdampft und verrichtet in einer Turbine Arbeit, durch die ein Generator angetrieben wird. Wenn man ohnehin Wasser als Arbeitsmittel für die Turbine braucht, warum nicht auch gleich als Arbeitsmittel (Kühlung und Moderator) im Reaktor einsetzen? Wenn man nun noch den Dampf in einem „einfachen Kessel“ durch Kernspaltung erzeugt, hat man einen Siedewasserreaktor. Einfacher geht nicht. Allerdings ist eine solche Konstruktion wegen der großen freien Flächen als Schiffsantrieb gänzlich ungeeignet. Bei einem stampfenden und rollenden Schiff im Seegang, hätte man bereits Probleme überhaupt eine vernünftige Regelung zu konzipieren. Zuerst war aber der Drang nach einem U-Boot, für das man den Druckwasserreaktor erschaffen mußte. Einmal fertig entwickelt – staatliche Förderung oder der Krieg ist der Vater aller Dinge – konnte man ihn schnell zu einem konventionellen Kraftwerk umstricken.

Bei der Diskussion von Vor- und Nachteilen beider Konzepte, wird von Laien oft der „nicht radioaktive Sekundärkreislauf“ als zusätzlicher Sicherheitsvorteil des Druckwasserreaktors angeführt. Beide Kreisläufe sind durch die Rohre in den Dampferzeugern physikalisch voneinander getrennt. Wasser – als H2 O – wird durch die Neutronen im Reaktor angegriffen: Teilweise zerschlagen sie die Moleküle in Wasserstoff und Sauerstoff (Wasserchemie und Korrosion) und teilweise fangen die Atome mit den ihnen charakteristischen Wahrscheinlichkeiten auch Neutronen ein und wandeln sich dadurch um. Unter den Gesichtspunkten des Strahlenschutzes ist hierbei die Umwandlung von Sauerstoff in radioaktiven Stickstoff die übelste Variante. Die gebildeten N16 – Atome zerfallen mit einer Halbwertszeit von 7,13 s wieder in Sauerstoff und senden dabei eine γ.-Strahlung von 10,4 MeV aus. Für den Arbeitsschutz ist das jedoch kein besonderes Problem, wenn man die Dampfleitungen und die Turbine mit einer entsprechenden Abschirmung versieht. Selbst bei einem Schaden an den Brennelementen können nur gasförmige Spaltprodukte in den Dampf gelangen – ist doch gerade die Verdampfung ein probates Mittel zur Reinigung von Flüssigkeiten. Aus den Jahrzehnten Betriebserfahrung weltweit, hat man genug Erfahrungen gesammelt und Gegenmaßnahmen entwickelt. So ist beispielsweise das Spülen der Kondensatoren mit Frischluft vor Wartungsarbeiten ein Mittel, die Belastung der Arbeiter z. B. durch radioaktives Jod drastisch zu senken. Heute liegen Siedewasserreaktoren auf den untersten Plätzen bei der gemessenen Strahlenbelastung. Schließlich gilt auch hier wieder der Grundsatz: Je weniger vorhanden ist, desto weniger muß repariert und gewartet werden.

Der ABWR ist der Porsche unter den Kraftwerken

Die momentane Leistung eines Leichtwasserreaktors hängt im Betrieb von der Dichte des Wassers ab. Je höher die Dichte ist, um so mehr nimmt die Wahrscheinlichkeit für einen Zusammenstoß der Neutronen mit einem Wasserstoffatom zu. Die sich dadurch ergebende Abbremsung ist aber die entscheidende Voraussetzung für eine weitere Spaltung (sog. Moderation). Bei dem Sättigungszustand im ABWR (70,7 bar) beträgt der Dichteunterschied zwischen Wasser und Dampf rund 0,05. Mit anderen Worten: Sind ungefähr erst 5% der Wassermasse in einem Kanal verdampft, ist dieser praktisch schon vollständig mit Dampf gefüllt. Damit man überhaupt eine ausreichende Moderation erzielen kann – gemeint ist, genug flüssiges Wasser im Kanal vorhanden ist – sind nahezu 20 Umläufe erforderlich. Hier kommen die internen Umwälzpumpen ins Spiel: Der ABWR hat davon 10 Stück mit je 8300 m3/h Förderleistung. Sie können die Dampfblasen förmlich aus den Kanälen herausspülen und sind somit das „Gaspedal“ des Siedewasserreaktors. Im Bereich von ca. 65% bis 100% übernehmen nur sie die Leistungsregelung. Die Leistung des Reaktors hängt quasi an der Pumpendrehzahl. Der ABWR ist für Leistungsänderungen von 1% pro Sekunde zugelassen. Ein Gas und Dampf Kombikraftwerk wirkt dagegen wie ein alter Trabant. Es ist lustig zu beobachten, wie manche „Umweltschützer“ schon die Zukunft ihrer „CO2-freien Stromwirtschaft“ in der Kombination aus Kernkraftwerken und Windmühlen auf dem Meer sehen. Die Propaganda von den notwendigen „flexiblen Gaskraftwerken“ wird jedenfalls nur noch von bildungsfernen Kreisen nachgeplappert. In GB sieht umgekehrt die Wind-auf-dem-Meer-Lobby in neuen Kernkraftwerken bereits die einzige Überlebenschance. Deutschland demonstriert ja gerade eindrucksvoll, wie hoch die Folgekosten (Regelung, Netzausbau, Speicher usw.) sind, wenn man sich als „Windpark in der Nordsee“ nicht schmarotzend an ein Kernkraftwerk anhängen kann. Bleibt nur abzuwarten, bis die Kapitalgeber erkannt haben, wieviel Uranbrennstoff man für die Baukosten eines Windparks kaufen könnte…

Der Reaktordruckbehälter

Der ABWR ist das vorläufige Endstadium einer jahrzehntelangen Evolution der Siedewasserreaktoren: Es ist gelungen, alle zur Dampferzeugung notwendigen Baugruppen in einen Behälter mit einem Durchmesser von 7,4 m und einer Höhe von 21 m unter zu bringen. Dies erlaubt nicht nur die Fertigung in einer Fabrik, sondern ist auch ein wesentlicher Grund für den enormen Sicherheitsgewinn. Mußte man bei der „Fukushima-Generation“ noch von etwa einer Kernschmelze in 20.000 Betriebsjahren ausgehen, beträgt die Häufigkeit beim ABWR nur noch eine Kernschmelze in über sechs Millionen Betriebsjahren. Damit kein Mißverständnis entsteht: Wahrscheinlichkeit heißt nichts anderes als, es kann – wie beim Lotto – schon morgen oder auch nie passieren. Lediglich bei sehr großen Stückzahlen (Betriebsjahre, nicht Kalenderjahre) ergibt sich der Durchschnittswert. Gleichwohl bilden solche Berechnungen den Sicherheitsgewinn zwischen zwei Anlagen sehr genau ab. Außerdem ist eine Kernschmelze – wie Harrisburg und Fukushima gezeigt haben – zwar eine sehr teure, aber relativ harmlose (keine Todesopfer!) Angelegenheit.

Je weniger Bauteile (Pumpen, Rohrleitungen, Ventile, Dampferzeuger etc.) man hat, je weniger kann kaputt gehen. Je weniger dieser Bauteile räumlich verteilt sind, je geringer ist außerdem die Strahlenbelastung für das Personal.

Der Reaktordruckbehälter ist für alle Einbauten ein sehr sicherer Aufbewahrungsort. Um die Sicherheit zu steigern, ist das Mittelteil, in dem sich der Reaktorkern befindet, aus einem Stück geschmiedet (keine Schweißnähte). Alle Anschlüsse (Speisewasser, Dampf, Notkühlung) befinden sich oberhalb des Reaktorkerns, damit der Kern immer unter Wasser bleibt, auch wenn schwere Leckagen in anderen Baugruppen auftreten.

Der Reaktorkern

Der Reaktorkern bei einem ABWR mit einer Leistung von 1350 MWel besteht aus 872 Brennelementen in einer 10 x 10 Anordnung der Brennstäbe. Jedes Brennelement ist ein viereckiges Rohr von 4,2 m Länge. Das Wasser kann nur von unten nach oben strömen und jedes Brennelement ist für sich wärmetechnisch ein abgeschlossenes System. Der Kasten aus Zircaloy ist allerdings für Neutronen nahezu vollkommen durchlässig. Dadurch ergibt sich neutronenphysikalisch die Verknüpfung mit allen Nachbarelementen.

Jedes Brennelement in 10 x 10 = 100 Anordnung besitzt 78 Brennstäbe von ganzer Länge, 14 teilgefüllte Brennstäbe und 2 dicke Wasserstäbe. Berücksichtigt man noch eine unterschiedliche Anreicherung bzw. Vergiftung der einzelnen Brennstofftabletten aus denen die Brennstäbe zusammengefügt werden, sowie den unterschiedlichen Abbrand im Betrieb, ergibt sich eine schier unendliche Kombinationsmöglichkeit. Sinn und Zweck ist eine möglichst gleichmäßige radiale und axiale Belastung über die gesamte Betriebszeit. Durch geschickte Ausnutzung des Neutronenspektrums während des Betriebs, kann man heute in einem Siedewasserreaktor gegenüber einem Druckwasserreaktor mit rund 15% weniger Verbrauch an Natururan auskommen. Lastfolgebetrieb ist mit beliebigen Tagesprofilen möglich. Die Ladezyklen der Brennelemente können flexibel zwischen 18 und 24 Monaten auf die Bedürfnisse des jeweiligen Energieversorgers abgestimmt werden. Es kann sowohl Plutonium als Mischoxid eingesetzt werden, wie auch die Konversionsrate („brüten“ von Plutonium aus Uran) auf Werte von nahezu 1 (Druckwasserreaktor rund 0,6) getrieben werden.

Die Steuerstäbe

Die Brennelemente sind nicht dicht nebeneinander gestapelt, sondern zwischen ihnen befindet sich ein genau definierter Wasserspalt. In diesen Spalten fahren die Steuerstäbe nach oben. Die 205 Steuerstäbe sind kreuzförmig, sodaß jeweils vier Brennelemente mit ihnen eine Einheit bilden. Sie bestehen aus Edelstahl. In ihnen sind mit Borkarbid oder Hafnium (Neutronengifte) gefüllte und gasdicht verschweißte Röhren eingelassen.

Die Steuerstäbe können vollständig ausgefahren werden. Sie ziehen sich dann in den Raum unterhalb des Kerns, aber innerhalb des Reaktordruckgefässes zurück. Jeder Steuerstab wird durch einen elektrischen Schrittmotor unterhalb des Reaktordruckbehälters angetrieben. Jeder Steuerstab kann damit einzeln und zentimetergenau verfahren werden. Steuerungstechnisch sind die einzelnen Stäbe zusätzlich in Gruppen zusammengefaßt. Ihre Stellung kann damit allen Betriebszuständen und den momentanen Neutronenflüssen angepaßt werden. Hierfür sind 52 feste Messeinrichtungen im Reaktorkern vorhanden. Zusätzlich wird der Abbrand noch auf einem Computer mitgerechnet.

Wird eine Schnellabschaltung ausgelöst, werden alle Steuerstäbe in höchstens 1,7 Sekunden vollständig von unten in den Kern eingeschossen. Zu diesem Zweck werden die elektrischen Antriebe durch hydraulische überbrückt. Die Energie wird aus ständig geladenen Wasser/Stickstoff-Druckspeichern bezogen.

Die Dampftrocknung

Aus den Brennelementen tritt oben ein Gemisch aus Wasser und Dampf im Sättigungszustand aus. Bei diesem Druck ist zwar weniger als 15% der Masse des unten in die Brennelemente eingetretenen Wassers verdampft, dies führt aber zu einem Volumenanteil des Dampfes von über 40%. Dieser Dampf muß abgeschieden werden und das Wasser über den Ringraum des Kerns wieder zum Eintritt zurückgeleitet werden. Zusätzlich wird der entzogene Dampf noch durch „kaltes“ Speisewasser ersetzt.

Die Wasserabscheider bestehen aus dreifach hintereinander geschalteten Elementen. In ihnen wird das Wasser rausgeschleudert und fällt durch sein Gewicht nach unten zurück. Der Dampf strömt weiter nach oben.

Ganz oben im Druckbehälter, befinden sich die Dampftrockner. In ihnen wird der Sattdampf durch Blechpakete umgeleitet. Hier werden nicht nur feinste Tröpfchen aufgehalten, sondern durch die Reibung entsteht zusätzliche Wärme, die den Dampf geringfügig überhitzt. Als Nebeneffekt verlängert sich die Verweilzeit des Dampfes im Reaktordruckgefäß durch die langen Wege. Ein beträchtlicher Teil des gebildeten radioaktiven Stickstoffs (N16. mit t ½ = 7,13 s) kann bereits dort zerfallen.

Die Notkühlung

Der ABWR verfügt über drei redundante und räumlich voneinander getrennte Notkühlsysteme. Dadurch steigt nicht nur die Sicherheit, sondern auch die Verfügbarkeit: Wenn während des Betriebs ein Notkühlsystem gewartet wird, stehen immer noch zwei zur Verfügung.

Ein Siedewasserreaktor ist eine robuste Konstruktion:

  • Der Wasserinhalt im Reaktordruckgefäß ist größer als bei einem Druckwasserreaktor. Dies verschafft Reaktionszeit.
  • Die Brennelemente sind für einen dauerhaften Siedezustand geschaffen. Die Gefahr in den Zustand des Filmsiedens – dabei entsteht eine isolierende Dampfchicht auf dem Brennstab – zu gelangen, ist wesentlich geringer und damit eine Überhitzung (z. B. Teilschmelze von Brennstäben) unwahrscheinlicher.
  • Da die Dampferzeugung bereits im Reaktor stattfindet, entfallen eine Menge potentieller Leckstellen. Die Gefahr eines größeren Kühlmittelverlustes reduziert sich auf die Frischdampf- und Speisewasserleitungen.

Die Notkühlung vollzieht sich in der Nachspeisung von ausreichend Kühlwasser. Der Wasserstand muß stets oberhalb des Reaktorkerns liegen. Ist ein auftretendes Leck nur klein, bleibt der Druck im Reaktordruckgefäß noch relativ hoch. Jede Notkühlung verfügt deshalb über eine Hochdruck-Einspeisung. Sollte diese Versagen, kann eine Druckabsenkung auch bewußt über die Abblaseventile herbeigeführt werden. Ist der Druck – aus welchen Gründen auch immer – weit genug abgefallen, erfolgt die Nachspeisung aus dem Niederdrucksystem. Damit der Druck im Containment nicht unnötig ansteigt, wird der Dampf in Kondensationskammern niedergeschlagen. Das sind große, mit kaltem Wasser gefüllte Kammern. Die Wasserfüllung wird durch eine Wasseraufbereitung stets auf Speisewasserqualität gehalten, sodaß das Kühlwasser gleichzeitig zur Nachspeisung dienen kann. Da sich diese Kammern innerhalb des Containment befinden, ist diese Wasserreserve sehr gut geschützt. Das Wasser wird beständig über die Kühlkreisläufe des Kraftwerks auf einer niedrigen Temperatur gehalten.

Die Eigenversorgung

Solange alles normal läuft, wird die gesamte vom Kraftwerk benötigte elektrische Energie von der eigenen Produktion abgezweigt. Wenn das Netz kurzfristig zusammenbricht – Blitzschlag, Sturmschaden, Schaltfehler etc. – kann die Regelung dies ohne Schnellabschaltung beherrschen: Der Dampf wird an der Turbine vorbei, direkt in die Kondensatoren geleitet. Gleichzeitig nimmt die Regelung die Leistung des Reaktors über die Umwälzpumpen und die Steuerstäbe sanft zurück. Das Kraftwerk läuft nun im Leerlauf und erzeugt nur noch Strom für den Eigenbedarf. Kann das Netz schnell wieder hergestellt werden, kann der Betrieb ohne große Verzögerung wieder aufgenommen werden.

Liegt der Schaden beispielsweise im Generator, kann die Stromversorgung aus dem Netz aufrecht erhalten werden. Ist das Netz ebenfalls zusammengebrochen (Fukushima) müssen die Notstromdiesel übernehmen. Hierfür gibt es drei Notstromdiesel in drei voneinander hermetisch getrennten (Feuerschutz und wasserdicht gegen Wasser von außen und innen) Bereichen innerhalb des Reaktorgebäudes (Schutz gegen z. B. Flugzeugabsturz, Erdbeben etc.). Versagen auch diese, gibt es noch eine Gasturbine im separaten „Notstandsgebäude“ (Post-Fukushima). Für alle Gleichstromverbraucher (z. B. Regelung, Computer etc.) gibt es eine überdimensionierte (Post-Fukushima) Batterieanlage zur unterbrechungsfreien Stromversorgung.

Sollten alle Sicherheitssysteme versagen, gibt es noch eine weitere Ebene für alle nicht vorhersehbaren Ereignisse. Unterhalb des Reaktordruckbehälters gibt es einen sog. „Core-Catcher“ auf dem sich ein eventuell austretendes Corium ausbreiten könnte (UK-ABWR). Der gesamte Raum unterhalb des Reaktors könnte durch das Wasser aus den Kondensationskammern zusätzlich geflutet werden. Sollte der Druck im Sicherheitsbehälter unzulässige Werte erreichen, kann das Gas kontrolliert und gefiltert über den Schornstein abgelassen werden. Dies ist für alle Menschen, die von einem nicht kalkulierbaren „Restrisiko“ ausgehen. Allerdings darf nicht erwartet werden, daß dadurch rechtgläubige „Atomkraftgegner“ von ihrem Kampf abgehalten werden. Schließlich hat in Fukushima eine der schwersten Naturkatastrophen in der Menschheitsgeschichte nur zum Totalschaden von vier Reaktoren aus den Anfängen der Kerntechnik geführt – ohne ein einziges zusätzliches Todesopfer zu verursachen. Genau die ABWR hingegen, haben durch dieses außergewöhnlich schwere Erdbeben keinen Schaden genommen. Ein schlimmer, aber bestens bestandener Praxistest. Wer also immer noch glaubt, in Deutschland ginge es bei Fragen der Kerntechnik nicht um vorgeschobene politische Interessen, dem ist nicht zu helfen.

Ausblick

Im nächsten Teil wird der ESBWR als bisher sicherheitstechnisches „High Light“ der Leichtwasserreaktoren behandelt. Er ist in Europa noch nicht in der Diskussion, weil er gerade erst den „Goldstandard der Genehmigungsverfahren“ – eine Zulassung durch die US-Behörden – erlangt. Dies kann sich aber sehr schnell ändern, wie die neusten Entwicklungen z. B. in Indien zeigen.

Reaktortypen in Europa – Teil3, AP1000

AP1000 ist die Warenmarke eines Druckwasserreaktors der Generation III+ des Herstellers Westinghouse. Westinghouse ist die Mutter aller Druckwasserreaktoren. Sie erschuf 1954 unter Hyman G. Rickover und Alvin M. Weinberg diesen Reaktortyp für den Antrieb des ersten Atom-U-Boots USS Nautilus (SSN-571).

Geschichte

Der AP1000 entwickelt sich zum „Golf“ der Kernkraftwerke. Inzwischen sind acht Reaktoren in Bau: Je zwei in Sanmen und Haiyang in China und in Vogtle (Georgia) und Summer (South Carolina) in USA. Zahlreiche andere befinden sich weltweit im Vergabeverfahren. So sind drei Reaktoren in Moorside (West Cumbria, nordwestlich von Sellafield, UK) in Vorbereitung. Sie sollen durch NuGen, ein Joint Venture aus Toshiba (Westinghouse gehört zu Toshiba) und GDF SUEZ errichtet und betrieben werden.

Ständig steigende Investitionskosten und steigende Sicherheitsanforderungen zwangen Westinghouse das Konzept grundlegend zu überarbeiten. Über 50 Jahre Betriebserfahrung gipfelten in einer völlig neuen Konstruktion mit vier zentralen Anforderungen:

  • Vereinfachte Konstruktion: Was man nicht hat, kostet auch nichts und kann nicht versagen,
  • Übergang von aktiven auf passive Sicherheitssysteme,
  • modularer Aufbau und
  • parallele Errichtung von Bau und Anlagentechnik.

Der AP1000 ist ein schönes Beispiel dafür, was man erreichen kann, wenn man den Mut hat, eine Konstruktion noch einmal mit einem weißen Blatt Papier von Anfang an zu beginnen. Vorgabe war ein Druckwasserreaktor mit einer mittleren Leistung von rund 1000 MWel. Schon damit setzte man sich ab. Man versuchte gar nicht erst eine Kostensenkung über eine Leistungssteigerung zu erzielen, sondern setze lieber auf die Nachfrage des Weltmarktes. Die Größe entsprach nur etwa 2/3 der letzten Typen der zweiten Generation. Dieser Rückschritt sollte dafür die Märkte der Schwellenländer mit noch kleinen Netzen einschließen.

Durch die „geringe“ Leistung kommt man mit nur zwei modernen Dampferzeugern gegenüber üblicherweise vier aus. Dies spart schon mal beträchtlich umbauten Raum, der bei Kernkraftwerken besonders teuer ist (Sicherheitsbehälter, Betonbunker etc.). Durch weiteres, konsequentes „weglassen“ ergibt sich der Druckwasserreaktor mit dem geringsten Beton- und Stahleinsatz pro MWel.

Ein weiterer Ansatz zur Senkung der Stromerzeugungskosten ist die Verlängerung der Nutzungsdauer: Die Ausdehnung auf genehmigte 60 Jahre verteilt die Kapitalkosten auf wesentlich mehr produzierte KWh. Weniger sicherheitsrelevante Teile (z. B. Noteinspeisepumpen mit zugehörigen Ventilen und Rohrleitungen) oder robustere Konstruktionen (z. B. dichtungslose Hauptkühlmittelpumpen) verringern die Wartungskosten und die notwendigen Wiederholungsprüfungen. Eine nicht zu vernachlässigende Einsparung über die Lebensdauer eines Kraftwerks.

Pumpen

Üblicherweise stehen die Hauptkühlmittelpumpen zwischen den Dampferzeugern. Sie sind mit diesen und dem Reaktordruckgefäß über Rohrleitungen verbunden. Die Pumpen saugen das abgekühlte Wasser aus den Dampferzeugern an und drücken es zurück durch den Kern. Beim AP1000 haben sie die gleiche Aufgabe. Sie sind aber paarweise direkt an den Dampferzeugern angeflanscht. Dies erspart nicht nur Rohrleitungen, sondern vereinfacht diese erheblich. Es sind weniger Formstücke und Schweißnähte erforderlich und der Schutz gegen Erdbeben gestaltet sich wesentlich einfacher.

Die Pumpen selbst, sind für zivile Druckwasserreaktoren ungewöhnlich. Sie verfügen über mit Wasser geschmierte Gleitlager und sind voll gekapselt. Der Läufer und der Stator sind in wasserdichte Hüllen eingeschweißt. Das Pumpenrad sitzt direkt auf der Welle des Antriebsmotors. Sie benötigen damit keine Wellendichtungen und sind somit extrem wartungsarm. Sie sind für eine Betriebsdauer von 60 Jahren ausgelegt und zugelassen. Dieser Pumpentyp ist sehr anspruchsvoll in der Fertigung. Die USA verfügen jedoch über eine jahrzehntelange Erfahrung mit diesem Pumpentyp in ihrer Marine.

Passive Sicherheit

Unter „Passiver Sicherheit“ versteht man, daß bei keinem Störfall Pumpen, Diesel etc. benötigt werden um den Reaktor in einen sicheren Zustand zu überführen und zu halten. Alle Armaturen müssen nur einmal ausgelöst werden (voll offen oder voll geschlossen) und nach Auslösung ohne Hilfsenergie auskommen. Es sollten keine Eingriffe durch das Personal nötig sein.

Hinter dieser Definition verbirgt sich noch ein weiterer Ansatz zur Kostensenkung: Man kann „Sicherheit“ oder „Verteidigung“ in mehreren Stufen definieren. Bevor ein Ereignis zu einem Störfall wird, kann man durch automatische Stellglieder die Folgen abwenden. So kann man z. B. bei einem Generatorschaden den Dampf direkt in den Kondensator leiten und dadurch eine Notkühlung verhindern. Alle für diese Umleitung notwendigen Komponenten bräuchten nur den bei konventionellen Kraftwerken üblichen Qualitätsstandard besitzen, da sie das eigentliche Sicherheitssystem (gemeint ist damit das passive Notkühlsystem) nicht berühren. Nur die Komponenten des passiven Sicherheitssystems müssten den Stempel „nuclear grade“ tragen. Oft sind solche Teile völlig identisch mit dem „Industriestandard“ – unterscheiden sich lediglich im bürokratischen Aufwand und im Preis.

Man kann die Sicherheit – bezogen auf eine eventuelle Freisetzung von radioaktiven Stoffen in die Umwelt – noch steigern, indem man eine konsequente Diversifizierung betreibt. Ferner sieht man für wahrscheinlichere Ereignisse eine höhere Anzahl von Verteidigungsstufen vor.

Der Station Blackout

Vor Fukushima war der größte anzunehmende Unfall (GAU) der entscheidende Sicherheitsmaßstab. Man ging von einem plötzlichen Verlust der Reaktorkühlung infolge einer abgerissenen Hauptkühlmittelleitung aus. Um ein solches Ereignis zu beherrschen – ohne Freisetzung nennenswerter Radioaktivität in die Umwelt – muß bei Reaktoren mit aktivem Sicherheitskonzept auf jeden Fall ausreichend elektrische Energie vorhanden sein. Mindestens ein Notstromdiesel muß starten und die entsprechenden Schaltanlagen müssen funktionstüchtig sein. In Fukushima hat beides ein Tsunami außer Gefecht gesetzt.

Seit Fukushima ist der „station blackout“ ins öffentliche Interesse geraten. Gemeint ist damit der völlige Verlust von Wechselstrom (Kraftstrom) im Kraftwerk. Es ist nur noch Gleichstrom aus Batterien für Steuerung und Notbeleuchtung vorhanden. Es ist daher interessant, wie der AP1000 auf solch eine Situation reagieren würde:

Durch den Stromausfall fallen die Regelstäbe durch ihr Eigengewicht in den Reaktorkern ein und unterbrechen jede Kettenreaktion. Allerdings beträgt in diesem Moment die Nachzerfallswärme noch rund 6% der thermischen Leistung (ungefähr 200 MW), die sicher abgeführt werden müssen. Durch den Stromausfall, fallen alle Pumpen aus. Durch die in den Schwungrädern der Hauptkühlmittelpumpen gespeicherte Energie, laufen diese noch geraume Zeit nach und halten den Primärkreislauf aufrecht. Allerdings ist nach etwa zwei Minuten der Wasserstand auf der Sekundärseite der Dampferzeuger auf sein zulässiges Minimum gefallen, da die Speisepumpen auch nicht mehr laufen können. Dieser Zustand öffnet automatisch die beiden Ventile zur Notkühlung (die Ventile sind im Betrieb elektromagnetisch geschlossen, d. h. Strom weg = Ventil offen). Nur ein Ventil müßte öffnen (Redundanz), um die volle Wärmeleistung abzuführen. Das Wasser strömt nun vom Reaktorkern zu einem Wärmeübertrager (PRHR HX) in dem Wassertank innerhalb der Sicherheitshülle (PRHR). Dieser Tank liegt deutlich oberhalb des Reaktordruckgefässes, wodurch sich ein Naturumlauf ergibt. Nach rund zwei Stunden ist die Nachzerfallswärme auf rund ein Prozent (immerhin noch rund 34 MW) abgefallen. Nach ungefähr fünf Stunden wäre der Tank soweit aufgeheizt, daß das Wasser zu sieden beginnt. Der Sicherheitsbehälter ist ein Zylinder aus 45 mm dickem Stahlblech (bessere Wärmeleitung als Beton). Der Dampf würde an den Wänden kondensieren und über ein Auffangsystem zurück in den Tank laufen. Der Sicherheitsbehälter wiederum, würde seine Wärme an die Umgebungsluft abgeben. Die Umgebungsluft steigt wie in einem Kamin im Zwischenraum zwischen Sicherheitshülle und Betonwand der Schutzhülle (gegen Flugzeugabsturz usw.) auf. Steigt der Druck im Sicherheitsbehälter über einen Grenzwert an, werden zur Steigerung der Kühlung die pneumatisch betätigten Ventile der Beregnungsanlage geöffnet. Ganz oben, auf dem Dach des Reaktors befindet sich ein charakteristischer, ringförmiger Wassertank. Aus ihm würde nun Wasser durch Schwerkraft auf die äußere Seite des Sicherheitsbehälters „regnen“ und diesen stärker kühlen. Der Inhalt des Tanks reicht für 72 Stunden Beregnung.

Durch die (gewollte) Abkühlung des Reaktors zieht sich das gesamte Wasser des Primärkreislaufes wieder zusammen. Der Wasserstand im Druckhalter sinkt. Genauso würde er sinken, wenn der klassische GAU – irgendein Leck im Primärkreis – eingetreten wäre. Damit ein zeitweiliges „trocken fallen“ der Brennelemente (Harrisburg und Fukushima) sicher verhindert werden kann, wird rechtzeitig Wasser nachgespeist. Hierfür gibt es sog. Akkumulatoren. Das sind Behälter, die teilweise mit Wasser gefüllt sind und durch ein Stickstoffpolster unter Druck gehalten werden. Aus diesen strömt automatisch (Rückschlagventile, die durch den Druck im Primärkreis geschlossen gehalten werden, Druck zu klein = Ventil offen) Wasser in den Reaktordruckbehälter nach.

Ist der Druck – egal ob durch ein Leck oder Abkühlung – bis auf Umgebungsdruck abgebaut, kann die Kühlung direkt über die Verdampfung des Wassers im Druckbehälter endlos weiter erfolgen. Dieser Zustand kann auch gewollt oder automatisch angestrebt werden. Würde die Kühlung – aus welchen Gründen auch immer – versagen, würde der Druck im Reaktorbehälter immer weiter ansteigen. Um dies zu verhindern, kann man den Druck über ein Abblasen des Druckhalters abbauen. Dies ist ein Beispiel, wie man durch den geschickten Aufbau einer Sicherheitskette das eventuelle Versagen einzelner Glieder überbrücken kann: Würden tatsächlich beide Ventile (2 x 100%) des Notkühlkreislaufes versagen (siehe weiter oben) müßte trotzdem nicht die Kühlung ausfallen, sondern es würde lediglich ein anderer Weg beschritten.

Die 72 h Regel

Beim AP1000 bezieht sich die passive Sicherheit nicht nur auf die Anlagentechnik, sondern auch auf das Personal. Seit den Störfällen von Harrisburg und Tschernobyl weiß man um die Bedeutung von Bedienungsfehlern. Gerade in der Zeit unmittelbar nach der Störung ist die Wahrscheinlichkeit dafür besonders hoch: Das Schichtpersonal muß erst seinen Schock überwinden, eine wahre Informationsflut muß erst einmal verarbeitet werden damit man sich überhaupt einen Überblick verschaffen kann und dann müssen die richtigen Maßnahmen auch noch erkannt und eingeleitet werden. Andererseits sind drei volle Tage eine recht lange Zeit, um etwas zu reparieren, Fachleute außerhalb des Kraftwerks hinzu zu ziehen oder sogar Ersatzgerät herbeizuschaffen. Dies gilt selbst bei schwersten Naturkatastrophen wie in Fukushima.

Dabei sind die 72 Stunden als Mindestwert bei ungünstigsten Bedingungen zu verstehen. Nach Ablauf dieser Zeitspanne sind weitere Auffanglinien vorgesehen. So können z. B. die Kühlwasserbehälter auch von außen über die Feuerlöschtanks auf dem Gelände nachgefüllt werden. Hierfür ist allerdings wenigstens ein kleiner Hilfsdiesel, der zusätzlich zu den eigentlichen Notstromdieseln vorhanden ist, nötig. Der Treibstoffvorrat beträgt vier Tage. Inzwischen dürften längst Hilfskräfte und Material aus den Notfallcentern eingetroffen sein.

Die Strategie zur Kostensenkung

So makaber es klingen mag, aber die Unglücke von Tschernobyl (vollkommen explodierter Reaktor) und Fukushima (in drei Reaktoren gleichzeitige Kernschmelze) haben den „Atomkraftgegnern“ ihr stärkstes Argument von dem „unkalkulierbaren Restrisiko“ bei Kernkraftwerken entzogen. Nur noch sehr schlichte Gemüter glauben das Märchen „Millionen-Tote-für-10000-Jahre-unbewohnbar“. Es ist also kein Zufall, daß sich die „Bewegung“ nun auf angeblich „zu teuer“, konzentriert. Für die Investitionskosten sind folgende Faktoren ausschlaggebend:

  • Unnötig kompliziert: Doppelte Betonbunker, Core catcher, weitere Notstromdiesel, Pumpen etc.
  • Bürokratismus: „Nuclear grade“ erfordert einen – teilweise absurden – bürokratischen Aufwand. Oft kostet das gleiche Bauteil als „nuclear grade“ geadelt, den vier bis fünffachen Preis. Um eine Diskussion über Sinn und Zweck zu vermeiden, sollte dieser Standard nur noch für echte Sicherheitstechnik verlangt sein. So könnte man beispielsweise bei einem Reaktor mit passiver Sicherheit, die Notstromdiesel aus diesem Verfahren entlassen – als wenn es in anderen Bereichen (IT, Luftfahrt, Seefahrt etc.) keine Sicherheitsnormen gäbe.
  • Bauzeit: Je länger die Bauzeit dauert, desto höher sind automatisch die Baukosten (Verzinsung), das Risiko (z. B. Inflation) und der ausgefallene Gewinn (z. B. Zukauf von Strom). Eine Verkürzung läßt sich grundsätzlich nur durch parallele Abläufe erzielen.
  • Baustelle: Arbeiten auf Baustellen sind grundsätzlich teurer, als eine Fertigung in einer Fabrik. Hinzu kommt meist noch ein schwer zu kalkulierendes Witterungsrisiko.
  • Serien: Jeder „first of a kind“ ist teurer als die Nachfolgemodelle. Hat man erst einmal die „Konstruktionsfehler“ behoben und das Personal seine Erfahrungen gesammelt, geht die Arbeit wesentlich flotter. Dies hat sich auch jetzt beim Bau der ersten AP1000 in China und USA wieder gezeigt.

Westinghouse hat konsequent auf eine Modularisierung bei paralleler Fertigung gesetzt. Im Schiffbau nennt man das „Sektionsbauweise“. Ziel ist die Errichtung eines Kernkraftwerks in 36 Monaten. Diesen sind noch der Vorlauf für die Baustelleneinrichtung und die Inbetriebnahme hinzu zu rechnen, sodaß ein Zeitraum von rund fünf Jahren zwischen Auftragserteilung und Übergabe an den Kunden liegt.

Der Rohbau

Üblich ist es schon immer, alle großen Bauteile: Reaktordruckgefäß, Dampferzeuger, Druckhalter, Turbine und Generator, Kühlmittelpumpen etc. möglichst schnell zu vergeben. Diese Aggregate werden von Spezialfirmen gefertigt und getestet und kommen möglichst komplett auf die Baustelle.

Gänzlich anders verhielt es sich bisher mit dem baulichen Teil: Der Hochbau wurde ganz konventionell in Ortbeton hergestellt. Dabei arbeitete man sich, wie bei jedem anderen Gebäude auch, vom Keller bis zum Dach stückweise voran. Wie auf jeder anderen Baustelle auch, konnte man mit dem Innenausbau erst beginnen, wenn der Rohbau fertig war.

Beim AP1000 hat man konsequent mit dieser Tradition gebrochen. Hier gilt: Möglichst wenig Arbeiten auf der unmittelbaren Baustelle und weitgehendste Fertigung in den Fabriken der Zulieferer. Um möglichst parallel arbeiten zu können, werden die Sektionen auf dem Baustellengelände aus den gelieferten Modulen zusammengebaut und die Sektionen termingerecht mit einem Schwerlastkran (3200 to) zu dem eigentlichen Reaktor zusammengefügt.

Konventionell (Schalung aus Holz, Eisengeflecht vor Ort und mit Beton ausgegossen) gebaut, wird nur noch die Grundplatte, auf der die gesamte „nukleare Insel“ steht. Schon die sich anschließende „Reaktorgrube“ ist eine komplette Sektion in Sandwich-Bauweise. So geht es Sektion für Sektion nach oben. Der Schwerlastkran stapelt alle wie auf einer Werft über- und nebeneinander. Dazu gehören auch ganze Baugruppen aus Rohrleitung, Pumpen, Ventilen usw., fertig lackiert, in Stahlgestellen. Die eigentliche Montage vollzieht sich in der erdbebenfesten Verbindung der Gestelle mit dem Baukörper und dem Anschluß an die Versorgungsleitungen etc. Da diese Module schon bei ihren Herstellern vollständig getestet und abgenommen worden sind, verkürzt sich auch die spätere Inbetriebnahme erheblich.

Das Sandwich

Für eine konventionelle Betonwand muß der Zimmermann eine Schalung aus Holz bauen und die Eisenflechter die Moniereisen einbringen. Nach dem Aushärten des Beton muß alles noch mühselig ausgeschalt und meist auch noch nachgearbeitet werden. Eine kosten- und vor allem zeitaufwendige Arbeit. Außerdem sind Zimmerleute keine Feinmechaniker.

Ein Sandwich besteht aus zwei Stahlplatten, die später mit Beton ausgegossen werden. Die Stahlplatten-Konstruktion übernimmt die Funktion einer verlorenen Schalung und enthält auch noch das „notwendige Eisen“, was die Festigkeit eines Stahlbeton ausmacht. Auf den ersten Blick keine revolutionäre Erfindung. Nur sind die Wände und Decken in einem Kraftwerk meist nicht massiv, sondern haben unzählige Durchbrüche und Einbauten. Wenn man die Anlagentechnik auch in Modulen vorfertigen will, müssen diese in der Toleranz von Maschinenbauern und nicht von Zimmerleuten ausgeführt werden. Wenige Millimeter Versatz, enden in einer teuren Katastrophe. Die einzelnen Platten werden nun – wie auf einer Werft – vollautomatisch aus- und zugeschnitten. Die Verstärkungen (die das Eisengeflecht bei konventionellem Beton ersetzen) werden auf Schweißmaschinen angebracht und die Platten zu Modulen zusammengeschweißt. Die Größe der Module ist dabei maßgeblich durch den Transportweg begrenzt. Die größte Sektion besteht z. B. in Vogtle aus 72 Modulen, die auf der Baustelle zusammengeschweißt werden und mittels eines Schwerlasttransporters und des Schwerlastkranes in den Sicherheitsbehälter eingesetzt wurde. Diese Sektion wiegt ohne Betonfüllung rund 1000 to.

Neue Herausforderungen

Die Aufteilung in drei Bauphasen: Fertigung von Modulen bei den Herstellern, zusammenfügen der Module zu Sektionen auf separaten Vormontageplätzen und der Zusammenbau der Sektionen zum eigentlichen Reaktor, erfordert eine besonders ausgefeilte Planung und Logistik.

Ein solches Vorhaben kann nur gelingen, wenn man von Anfang an, wirklich alle Elemente auf einem entsprechenden Rechner in vierdimensionaler (drei Orts- und eine Zeitachse) Abbildung zur Verfügung hat. Solche Werkzeuge gibt es noch nicht sehr lange. Zum Werkzeug gehören aber noch die entsprechend qualifizierten Konstrukteure mit praktischer Erfahrung und eine Lernkurve. So waren z. B. bei den ersten Reaktoren in China einige Abstände zwischen den Kabelbahnen und den Decken des nächsten Moduls zu knapp bemessen. Es ergaben sich tote Ecken bezüglich der Lackierung, usw. Alles Dinge, die zu Zeitverzug und ungeplanter Nacharbeit geführt haben.

Es ist eine ungeheure Disziplin und straffe Organisation über die gesamte Laufzeit eines Projekts erforderlich: Jede Änderung bei einem Zulieferer – irgendwo auf der Welt – kann dutzende Änderungen, zusätzliche Prüfungen usw. bei anderen Zulieferern auslösen. Gerade Dokumentation und Prüfungen sind in der kerntechnischen Industrie eine besondere Herausforderung. In den USA hat letzteres zu erheblichen Verzögerungen beim Bau des Kraftwerks Vogtle geführt. Ein Hersteller aus Louisiana – der seit Jahrzehnten erfolgreich im Bau von Ölförderanlagen etc. tätig war – war mit diesen „Gepflogenheiten der Kerntechnik“ nicht hinreichend vertraut. Im Endergebnis mußten etliche Module aus China nachbestellt werden.

Die Sektionsbauweise ist auch nicht ohne Tücken und erfordert entsprechendes Fachpersonal auf der Baustelle. Es müssen komplizierte und stabile Leergerüste gebaut werden, um die Sektionen aus Modulen passgerecht zusammen zu bauen. Der Verzug beim Schweißen und die Temperaturschwankungen sind bei so großen Bauteilen eine weitere Herausforderung. Der Schwerpunkt ist ebenfalls nicht immer genau festgelegt, was das Anheben ohne zusätzliche Belastungen nicht einfacher macht. Für Sektionen bis zu 1000 to müssen entsprechende Kräne und Transporter bereitgehalten werden. Für diese selbst, muß die Infrastruktur (Schwerlaststraßen, Bewegungsräume, Energieversorgung etc.) geschaffen werden.

Ausblick

Der AP1000 setzt die Maßstäbe für den Bau moderner Druckwasserreaktoren. Seine Weichen werden z. Zt. in China gestellt. Er kann seine wirtschaftlichen Vorteile erst in einer größeren Serie voll ausspielen. Die Lernkurve zeichnet sich bereits in USA und China deutlich ab. Es ist nur eine Frage der Stückzahl, wann die Investitionskosten für ein solches Kernkraftwerk unter das Niveau eines Kohlekraftwerks nach deutschen Standards (Wirkungsgrad 46%, mit Entstickung und Rauchgasentschwefelung, zugehörige Entsorgungsanlagen etc.) gesunken sind. Genau diese Frage, stellt sich aber bereits heute – wie schon in den 1970er Jahren in Deutschland –, wenn man die Luftverschmutzung in Peking betrachtet. Anschließend steht für China ein gigantischer Weltmarkt offen. Wir sprechen bereits in Europa nicht nur über Moorside, sondern auch über Polen, Tschechien und Bulgarien.

Im nächsten Teil4 geht es um die Siedewasserreaktoren, wie sie z. B. für den Standort Wylfa Newydd (Insel Anglesey in Nord Wales, GB) vorgesehen sind.