EPR (kjernekraftverk)

Ikonøkkel Dette elementet har vært på kvalitetssikring side av portalen atom angitt. Hvis du er kjent med temaet eller er interessert i å jobbe med denne artikkelen, er du velkommen til å delta i diskusjonen og forbedre artikkelen.
Fotomontasje av EPR under bygging (til venstre på bildet) i Olkiluoto atomkraftverk

EPR er merkenavnet på en serie atomkraftverk. EPR er en tredje generasjons (III +) trykkvannsreaktor utviklet av de franske selskapene Framatome (en del av Areva- gruppen mellom 2001 og 2017 ) og Électricité de France (EDF), samt det tyske selskapet Siemens (kjernefysisk divisjon fusjonert med Framatome siden 2001) har vært. Tidligere kjent som den europeiske trykkreaktoren eller den europeiske trykkvannsreaktoren og markedsført utenfor Europa som den evolusjonære kraftreaktoren , er forkortelsen EPR nå et uavhengig merkenavn; den lange formen brukes knapt lenger.

I likhet med Framatome CP-serien har EPR mottatt eksportordrer etter at de forrige P4- og N4-modellene bare ble bygget i Frankrike. Den første EPR gikk online 29. juni 2018 i Kina i Taishan . I 2019 gikk den andre blokken i Taishan i kommersiell drift. Ytterligere tre anlegg var under bygging i 2019: siden 2005 i Olkiluoto i Finland , siden 2007 i Flamanville i Frankrike og siden 2018 den første av to blokker i Hinkley Point .

EPJs utviklingshistorie

Start for utvikling

Utviklingen av EPR begynte i 1989 da Framatome og Siemens signerte en samarbeidsavtale for å utvikle en avansert trykkvannsreaktor . I 1991 bestemte også Électricité de France og tyske verktøy å slå sammen utviklingsarbeidet. Tidlig i 1992 publiserte Tyskland og Frankrike et europeisk nyttekrav (EUR) for en europeisk trykkvannsreaktor (EPR) . I 1993 foreslo Reactor Safety Commission å utvikle felles sikkerhetsstandarder for fremtidige trykkvannsreaktorer. De to første målene ble publisert i februar 1994, og hoveddelen fulgte på slutten av samme år.

Et fokus for de nye sikkerhetsmålene var kontrollen av kjernesmeltingsulykker . Andre generasjons atomkraftverk hadde ennå ikke tilstrekkelig sikkerhetsutstyr til å kontrollere en fullstendig kjernesmelting. I Frankrike var siste gang en ulykke med delvis nedsmelting ved kjernekraftverket Saint-Laurent i 1980 . Ulykken ved Fukushima Daiichi atomkraftverk i 2011 var også en kjernesmelting. For å bedre forstå oppførselen til det smeltede kjernematerialet, det såkalte corium , er det startet en rekke forskningsprogrammer. De skapte det fysiske grunnlaget for utvikling av passende innsamlingsenheter for corium, såkalt core catcher ( core catcher ).

Forskningsprosjekt COMAS

Som en del av COMAS-prosjektet (Corium on Material Surfaces) ble forplantningsoppførselen til prototypiske kjernesmeltene undersøkt fra 1993 til 1999. I dette forskningsprosjektet finansiert av EU og det tyske forbundsdepartementet for utdanning, vitenskap, forskning og teknologi (BMBF) ble LAVA-koden utviklet for å simulere smeltespredningen. Funn om spredning av lava fra vulkanologi ble brukt, og disse ble supplert med mer detaljerte modeller for varmeoverføring og reologi av korium. Den validering ble utført i samarbeid mellom RWTH Aachen universitetet og Siempelkamp . Som forberedelse til de store testene ble små laboratorieeksperimenter utført av Siemens KWU. Den testserie ble innledet med den KATS-14 eksperiment: 176 kg oksyd masse (85% Al 2 O 3 , 10% SiO 2 , 5% FeO) og 154 kg jern masse føres gjennom to kanaler på kordieritt plater for å validere forplantningshastighet og temperaturprofil. Dette ble fulgt av selve eksperimentet med COMAS EU-2b: Testmassen på 630 kg, kjent som Corium R , ble helt i forskjellige kanaler av betong, keramikk og støpejern og målt i prosessen. For å simulere smeltespredningen tilsvarte testoppsettet på skalaen 1: 6 EPR-versjonen. Sammensetningen av smelten bestod av 31,1% UO 2 , 23,8% ZrO 2 , 18,8% FeO, 15,1% SiO 2 , 5,7% Cr 2 O 3 , 4,6% Al 2 O 3 og 0,9% CaO. I alle eksperimenter ble den nødvendige fusjonsvarmen tilført ved en termittreaksjon .

Forskningsprosjekt VULCANO

Ytterligere undersøkelser av CEA fant sted i Frankrike i 1997/1998 i Cadarache med VULCANO-eksperimentene. VULCANO sto for Versatile UO 2 Lab for Corium Analyses and Observations og var ment å uttrykke allsidigheten i testserien. Sammenlignet med COMAS-eksperimentene, som bare fant sted i kanaler, ble koriumstrømmen fra kanalen til spredningsområdet undersøkt her. Den trapesformede ekspansjonsflaten ble utstyrt med et rutemønster for å muliggjøre måling av utvidelsen med et kamera. Siden spredningen av korium i kjernefangeren kan sikres med høy strømningshastighet, konsentrerte testene seg om små strømningshastigheter på mindre enn en liter per sekund. I de første forsøkene i VE-serien ble hafnium brukt som en uranerstatning for å justere ovnen. Det viste seg også at smelten aldri ble stoppet av skorpedannelse på fronten.

test Masseprosent Dimensjoner Strømningshastighet Casting temp. Resultat
VE-01 50% hfo 2 , 10% ZrO 2 , 10% SiO 2 , 15% Al 2 O 3 , 15% CaO 12 kg 0,1 l / s 2370 K lav spredning
VE-02 70% hfo 2 , 13% ZrO 2 , 7% SiO 2 , 10% Al 2 O 3 21 kg 0,1 l / s 2470 K lav spredning
VE-03 35% hfo 2 , 5% ZrO 2 , 30% SiO 2 , 25% FeO, 5% Fe 22 kg 0,1 l / s 2420 K lav spredning
VE-04 70% hfo 2 , 13% ZrO 2 , 11% SiO 2 , 8% FeO 12 kg 0,7 l / s 2620 K akkumulering
VE-06 53% hfo 2 , 10% ZrO 2 , 14% SiO 2 , 13% FeO, 10% Fe 42 kg 0,8 l / s > 2300 K 45 cm spredning
VE-07 34% hfo 2 , 26% ZrO 2 , 25% SiO 2 , 15% FeO 25 kg 0,5 l / s 2270 K 55 cm spredning

Det første "skarpe" eksperimentet VE-U1 med urandioksid fant sted 2. desember 1997. Med en sammensetning av 45% UO 2 , 20% ZrO 2 , 20% SiO 2 , 13% Fe 3 O 4 og 2% Fe 2 O 3, den smelte tilsvarte den lærhuden av EPR etter å ha forlatt reaktoren gropen og smelter igjennom offerplaten. Temperaturområdet til korium tilsvarte omtrent 900 K mellom de faste og flytende komponentene, temperaturen ved ovnens utløp ble holdt mellom 2450 K og 2650 K. En testmengde på 47 kg ble helt i kloakken ved 2,5 kg / s og strømmet 1,2 meter nedover rampen, med en lagtykkelse på 2-3 cm. Formasjonshastigheten kan bestemmes til å være 10–20 cm / s. Ved nærmere undersøkelse kunne en meget porøs struktur av den størknede smelten bestemmes. Ytterligere undersøkelser fulgte. I VE-U7-eksperimentet ble for eksempel en aksialt symmetrisk partisjon plassert i kanalen og spredningsområdet. Dette gjorde det mulig å undersøke to forskjellige bærersubstrater samtidig. Mens den ene halvdelen var foret med høyfast betong , var den andre halvdelen laget av zirkoniumdioksid . Spredningen av smelten på keramikken ble undersøkt på forhånd ved hjelp av LAVA-koden, og god samsvar med eksperimentet ble også vist kort før korium størknet.

Forskningsprosjekt ECOSTAR

DISCO-eksperimentet undersøkte effekten av et høytrykksfeil i reaktortrykkbeholderen

Tolv europeiske forskningsinstitusjoner og selskapene Framatome ANP og Becker Technologies deltok i ECOSTAR-prosjektet ( Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research ). Programmet var opprinnelig ment å vare i tre år, men etter to år forlot en prosjektpartner, hvoretter Karlsruhe Research Center overtok koordineringen, og programmet ble utvidet med ett år til slutten av 2003. Det ble utført undersøkelser om følgende emner: Utslipp av smelten fra reaktortrykkbeholderen (RPV), spredning av den og erosjonen av betonggulvet samt avkjøling av smelten i kjernefangeren. Følgende eksperimenter ble utført i detalj:

  • Spredning av smelten: DISCO-eksperimentene ved Karlsruhe Research Center bestemte mengden korium som strømmer inn i inneslutningen i tilfelle reaktortrykkbeholderens høytrykksfeil og ikke forblir i reaktorgropen. For dette formålet ble en 1:18 modell av EPR-reaktorgrop undersøkt. Eksperimentene ble utført med vann (DISCO-C) og smeltede, tette metaller som væske (DISCO-H). Sidefrakturer, hull, horisontale spalter og opprivning av bunnkuppelen ble systematisk undersøkt. De varme eksperimentene ble utført med en aluminium-jernsmelting, damp og et sentralt hull i bunnkuppelen.
  • KAJET-eksperimentene ble utført på jeterosjon. I tilfelle lokal svikt i reaktortrykkbeholderen under trykk, kan koriumet presses ut av det som en kompakt stråle, som akselererer erosjonen av betongveggene. For dette formålet ble erosjon av betong med flytende metallstråler ved gasstrykk på 3–8 bar undersøkt ved Karlsruhe Research Center. Corium ble simulert ved hjelp av en aluminium-jernsmelting med en masse på opptil 160 kg, som ble oppvarmet til rundt 2000 ° C ved en termittreaksjon. Den høyeste erosjonshastigheten kan bestemmes til 10 mm / s; erosjonens dybde i ulykkesscenariet var rundt 130 mm.
  • Transporten av smelten ble også undersøkt ved Karlsruhe Research Center. Ved ECOKATS-1 ble 600 kg oksydsmelting hellet med 2 l / s på en 3 meter x 4 meter betongoverflate. Eksperimentet ble brukt som en målestokk for forplantningskodene LAVA, CORFLOW og THEMA. Disse kodene kan således brukes til design og godkjenning av atomkraftverk. Ved ECOKATS-2 ble en stor masse på 3200 kg oksid / metallsmelt helles med 20 l / s på en 2 m × 2 m betongoverflate. Dette tilsvarer strømningsforhold som forventet i et ulykkesscenario. Smelten spredte seg på under 60 sekunder 20 cm tykk på overflaten og gasset ut med sterke hydrogenflammer.
  • Den fasediagram av flerkomponent UO to -ZrO 2 -concrete blanding og forskjellige oksydblandinger ble undersøkt av CEA og det tsjekkiske Nuclear Research Institute. Framatome ANP undersøkte samspillet mellom smelte og betong ved forskjellige oppvarmingshastigheter i små eksperimenter. Det radioaktive forfallet ble simulert ved permanent oppvarming. Ingen skorpedannelse kunne observeres her heller.
  • Den beste måten å avkjøle korium i kjernefangeren ble også undersøkt. I VULCANO-testene, spesielt VE-U7 og VE-U8, resulterte dannelsen av gassbobler i en grov overflate som ville forbedre kjøling. Smelten i kjernefangeren er imidlertid fem til ti ganger tykkere. Hvis smelten også blir avkjølt nedenfra, kan effektiviteten av avkjølingen økes med 50 til 600%, som Royal Technical University of Stockholm fant ut i POMECO-eksperimentet. I ECOKATS-2-eksperimentet beskrevet ovenfor ble den 20 cm tykke smelten helt med vann ovenfra. Til tross for utblåsing av gasser og den bevegelige overflaten, var flomprosessen uspektakulær uten voldsomme reaksjoner. Smelten dannet en overflateskorpe som mini-vulkaner dannet seg på. Ingen partikler ble kastet ut. Avkjølingen av smelten gikk sakte, noe som bare indikerte en liten mengde vanninntrengning. Eksperimentet viste at smelten bare kan avkjøles i begrenset grad ved flom ovenfra. Hvis kjøling også påføres nedenfra, smuldrer det meste av smelten. Dette ble vist på Karlsruhe Research Center i tre CometPC-eksperimenter med simulering av forfallsvarmen : 800 kg smelten størknet på bare 30 til 60 minutter, som slukket prosessene i smelten . Videre undersøkelser ble utført med DECOBI-testene ved Royal Technical University of Stockholm, og en teoretisk modell for dette ble utviklet ved University of Stuttgart .

Avslutning av utbygging, start av anleggsanlegg

Den grunnleggende utformingen av systemet ble definert allerede i 1998. I 2001 fusjonerte selskapene Siemens og Framatome sine atomaktiviteter i selskapet Framatome ANP . Dette ble omdøpt til AREVA NP i 2006 . Arbeidet med EPR ble avsluttet under paraplyen til det nye selskapet. Teknologien er hovedsakelig basert på erfaringene fra konstruksjon og drift av trykkvannsreaktorene fra Konvoi (Siemens) og N4 (Framatome) -typene utviklet av morselskapene . Ytterligere undersøkelser av syklusprosessen , da de var nødvendige for utviklingen av generasjons 3 kokevannsreaktor KERENA i Karlstein am Main ved INKA-teststanden, ble derfor ikke utført. Fra 2003 ble bare enkelte aspekter av systemet utviklet, slik at utviklingen kunne fullføres de neste årene.

I 2005 ble byggetillatelsen for den første EPR ved Olkiluoto atomkraftverk i Finland gitt. Med bestillingen kunne EPR registrere sin første eksportsuksess, som Frankrike nylig hadde oppnådd med kraftverkstypene i CP-serien fra 1970- og 1980-tallet. Det store tyske bidraget til utviklingen av EPR gjenspeiles også i byggeplassen til Olkiluoto 3: av de over 1600 selskapene på stedet (per 2011) hvert sekund var fra Tyskland. I 2007 startet byggingen av en EPR i Frankrike ved atomkraftverket Flamanville . Begge reaktorene er foreløpig (2021) ennå ikke i kommersiell drift og har langt overskredet den opprinnelige ferdigstillelsesdatoen.

I 2008 startet byggingen av to EPRer ved atomkraftverket Taishan i den kinesiske provinsen Guangdong . Enhet 1 ble den første EPR som gikk i kommersiell drift 13. desember 2018. Kommersiell drift av enhet 2 startet 7. september 2019.

I Storbritannia begynte byggingen av to EPRer på Hinkley Point i 2018 .

Generasjon III +

Det er utført omfattende undersøkelser i EPR for bedre å motvirke en kjernesmelting. Lignende utvikling skjedde også i andre land samtidig, slik at det som regel er lagt til rette for dette i alle moderne kraftreaktorer. Mottiltakene kan deles inn i to typer:

  • Avkjøling i reaktortrykkbeholderen ( kjøling i fartøyet ): Reaktortrykkbeholderen plasseres under vann fra utsiden for å spre koriums etter varsel via veggen til reaktortrykkbeholderen. Eksempler er KERENA fra Areva, WWER-1000 fra OKB Gidropress og AP1000 fra Westinghouse.
  • Kjøling utenfor reaktortrykkbeholderen ( kjøling fra tidligere fartøy ): En smelting av bunnkuppelen er planlagt for å avkjøle korium i en spesiell enhet. Fordelen i forhold til den første metoden er den billigere formen på smelten, noe som gjør det lettere å avkjøle. Ulempen er høyere innsats. Selv om denne enheten (Engl. Av hver produsent som kjernefanger ikke kjernefanger ) kalles, tjener de fortsatt det samme formålet. I ABWR, for eksempel, en armert betonggulv med basaltfibre anvendes, på hvilken det lærhuden er ment for å spre og passivt avkjøles. Eksempler er EPR fra Areva, AES-91 fra Atomstroiexport og ABWR fra Hitachi-GE .
ABWR under bygging ved Lungmen NPP , 2006

I motsetning til generasjon IV er systemer av generasjon III + som EPR designet for å kontrollere kjernesmeltingulykker, men er fortsatt avhengige av eksterne nødtiltak ( beredskap utenfor stedet ). Tidligere kjernekraftverk som N4 eller Konvoi-serien, for eksempel, krever en ekstern vannforsyning i tilfelle fullstendig tap av strømforsyning og tap av hovedvarmeavlederen for å spre forfallsvarmen. Med mobile pumper mates vann inn i sekundærsiden av dampgeneratoren og fordampes. For å unngå denne prosedyren, må det lagres nok vann i systemet til at det kan overføres til en kald, subkritisk tilstand og koriumet stivner i kjernefangeren. Forskjellen mellom EPR og Generation IV skyldes økt vannbeholdning sammenlignet med N4- eller Konvoi-serien, men bare semantisk i naturen, siden oppvarmingen av vannet i flombassenget til metningstemperatur tar noen timer; Som med AP1000 tar det noen dager for fullstendig fordampning. I EPR er det nesten 2000 tonn vann i flombassenget, i tillegg til de omtrent 1600 tonnene i EFWS nødmatingssystem. På grunn av designkriteriet i EPR, ifølge hvilket en kjernesmelting bare kan ha svært begrensede effekter på miljøet til anlegget, er forskjellen til generasjon IV også ubetydelig. Den Risiko og sikkerhet Working Group (RSWG) av Generation IV International Forum har kommet til den konklusjon at sikkerhetsstandarden av EPJ og AP1000 er "gode" og bør brukes som referanse for fremtidige reaktorer.

Lønnsomheten til plantene er også forbedret. Med EPR oppnås dette hovedsakelig gjennom høyere blokkapasitet samt økt utbrenthet og prosesseffektivitet. Andre systemer som AP1000 prøver å oppnå en kostnadsfordel gjennom forenklet sikkerhetsteknologi. Reaktorteknologien er også forbedret: For eksempel kan EPR fylles fullstendig med MOX-drivstoffelementer hvis kunden ber om det, og thorium kan teoretisk sett også tilsettes som drivstoff. Med ABWR fra GE Hitachi kan inkubasjonssyklusen optimaliseres under drift ved å regulere kjølevæskestrømmen: I begynnelsen av syklusen implementeres bare en lav massestrøm, som øker andelen dampbobler og genererer et hardere nøytronspektrum og dermed konverteringsfrekvensen . I den senere fasen av drivstoffsyklusen rulles en høyere massestrøm gjennom kjernen, noe som fører til et mykere nøytronspektrum og forbruket av produsert plutonium. Konverteringsfrekvensen er høyere enn med eldre atomkraftverk, men er fortsatt under 1. Slike reaktorer blir ikke referert til som termiske oppdrettere , men som oppkonverterere . EPRs blokkutgang er foreløpig begrenset av turbo-generatoren (se nedenfor); I fremtiden kan det forventes en prosesseffektivitet på rundt 39%. Denne effektiviteten skal representere maksimum for en konvensjonell syklus; høyere effektivitet er bare mulig med en superkritisk dampprosess . Konseptene med trykk- og kokevannsreaktorer blir derfor slått sammen som en del av Generation IV-initiativet for å skape den superkritiske lette vannreaktoren .

Areva

EPR er den første serien kraftreaktorer som markedsføres av Areva NP, dagens Framatome . I mellomtiden er produktserien utvidet til å omfatte flere systemer for bedre å dekke ulike kundekrav:

  • Den KERENA er en videreutvikling av kokvannsreaktorer 72 av enhetene B og C av den Gundremmingen kjernekraftverk . Nødkjølesystemene fungerer rent passivt via kommunikasjonsrør . I Karlstein am Main ble en komplett modell av systemet bygget ved hjelp av INKA teststand. Med en blokkeffekt på rundt 1250 MW e og gjennomsnittlig sikkerhetsteknologi dekker KERENA midtmarkedssegmentet .
  • Den ATMEA1 blir utviklet av det 50/50 samarbeid med det samme navn med Mitsubishi Heavy Industries (MHI) og er ment som en billig løsning for økonomisk svake kunder. Dette er en slags kraftig nedskalert versjon av EPR: redundansen og kretsene er redusert fra fire til tre, den dobbelte inneslutningen er erstattet av en enkel og nødkjølingssystemet er forenklet. Kjernefangeren ble beholdt, blokkeffekten er rundt 1100 MW e . Per juli 2015 er det verken en eksisterende Atmea-reaktor eller en under konstruksjon.

Frankrikes energipolitikk

Kjøletårn i kjernekraftverket Chooz

Frankrikes atomkraftverk er basert på fire forskjellige design. Det første er kraftverk av typen CP0, CP1 og CP2, som har en kapasitet på rundt 900 MW e og ble hovedsakelig bygget mellom 1970 og 1980. Sammenlignet med CP0- og CP1-serien er redundansen til CP2-serien økt; fra CP1 og utover kan vann også sprøytes inn i inneslutningen i nødsituasjoner. Disse reaktortypene er eksportert med stor suksess, for eksempel til atomkraftverkene Koeberg og Uljin eller den kinesiske CPR-1000-reaktorserien. Følgende serie P4 og P'4 leverer rundt 1300 MW e produksjon, Cattenom kjernekraftverk tilhører denne typen. N4-designet ble modifisert fra dette i Civaux og Chooz med 1450 MW e .

EPR er den nyeste serien med franske kjernekraftverk, og ifølge viljen fra Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternativer, skal den erstatte de tidligere systemene, hvorav noen forventes å forbli på nettet til 2050. EPR kan brukes med opptil 100% MOX drivstoffelementer og dermed som en "plutoniumbrenner". Fra 2020 - avhengig av uranprisen - vil det være mulighet for å bruke thorium-232 i rasen og fôrprosessen . Opptil 27% av drivstoffet forventes å bestå av blandede oksider fra Th / Pu eller Th / U i kjernen. EPR er å 2030+ fra kjernereaktorer generasjon iv suppleres, som hurtig formeringsreaktor , at fisjons til muligheten for hurtig ekspanderende fisjons (fr. Réacteurs à nøytroner rapides, RNR ). Den siste EPJ skulle da gå ut av drift før slutten av århundret, slik at elektrisitet bare blir produsert av raske oppdrettere.

EPR kan erstatte de eldre kraftreaktorene i CP-serien med blokkapasiteten i forholdet 2: 1. P4- og N4-serien måtte da erstattes av Generation IV-reaktorer, ettersom disse systemene ikke kom i drift før etter 1986. Det gjenstår å se om dette kan oppnås med tanke på den høye enhetsprisen for en EPJ. Også etter atomkatastrofen i Fukushima (mars 2011) er publikum og deler av politikken betydelig mer kritiske til kjernekraft, slik at det fortsatt er tvilsomt om EPJ vil erstatte eksisterende anlegg i stor skala.

teknologi

Sirkulær prosess

Forenklet oppsett av en trykkvannsreaktor
.
Varmeveksleren til matevannvarmeren, ikke vist her, følger høytrykksturbinen .

EPR er en trykkvannsreaktor (PWR) med fire primære kretser. Som vanlig med reaktorer med trykkvann, består systemet av en kjernefysisk og en konvensjonell, ikke-kjernekraftverkdel. Den kjernefysiske delen ( nukleær øy ) inkluderer den doble inneslutningen med reaktortrykkbeholderen og de fire primære kretsene, bygningene for nødkjølingssystemene og bygningen med forfallskummer for drivstoffelementene . Den konvensjonelle delen, turbineøya , inneholder dampturbinen med generatoren og kondensatoren.

De viktigste komponentene ble adoptert i modifisert form fra N4 og Konvoi-serien. Reaktortrykkbeholderen er basert på Konvoi-serien, dampgeneratoren og kjølevæskepumper på de franske kraftverkene i N4-serien

Kjølevæsken, demineralisert vann (avionisert vann), ledes i primærkretsene under et trykk på 155 bar via de fire hovedkjølemiddelledningene ( kaldt ben ) inn i reaktortrykkbeholderen, der den strømmer nedover innerveggen. Nederst reverseres strømningsretningen slik at kjernen med drivstoffelementene strømmer gjennom nedenfra og vannet varmes opp fra rundt 296 ° C til rundt 328 ° C. Derfra strømmer den over de fire varmekjøleledningene på varmesiden (Engl. Hot leg ) inn i de fire dampgeneratorene (Engl. Steam generator ), som er utformet som skall- og rørvarmeveksler. I strømningsretningen bak dampgeneratorene er det en sentrifugalpumpe (hovedkjølemiddelpumpe, engelsk reaktorkjølemiddelpumpe ), som pumper kjølevæsken tilbake i reaktortrykkbeholderen. For å kunne regulere trykket i primærkretsen, er en trykkholder koblet til en krets mellom den varme siden og dampgeneratoren. Massestrømmen gjennom kjernen er rundt 23.135 kg / s ved en nominell last på 4300 MW th , 28,330 m³ / h sirkuleres for hver krets.

Primærkretsen har bare til oppgave å overføre varmen fra atomreaktoren til en sekundær krets, som er utformet som en Clausius-Rankine-syklus . Som et resultat er det en faseovergang av arbeidsmediet. For enkelhets skyld velges også vann her. I de fire dampgeneratorene genereres mettet damp ved 78 bar trykk og rundt 293 ° C, som strømmer via fire ledninger ved 2433 kg / s hver via redundante sikkerhetsventiler fra den doble inneslutningen inn i maskinhuset og derfra inn i dampturbinen, hvor turbingeneratoren genererer elektrisk energi. Etter å ha strømmet gjennom høytrykksturbinen, ledes dampen inn i en varmeveksler for deretter å mates inn i de tre lavtrykksturbinene. Dampen kondenseres i tilførselsvannstanken i de seks kondensatorene; kjølevannet til dette hentes fra hovedvarmeavlederen ( ultimativ varmeavleder ), sjøen eller elven med kjøletårn, på rundt 57 m³ / s og oppvarmes med rundt 12 ° C. Fra fødevannslagringstanken , blir vann matet inn i fødevanns forvarmeren i to linjer med tre fødevannspumper - en annen er tilgjengelig som en reserve. Vannet varmes opp til rundt 230 ° C i syv trinn før det føres tilbake i de fire dampgeneratorene og syklusen starter på nytt.

EPR markedsføres med en enhetseffekt på ca. 1600 MW e og en termisk effektivitet på 37%. Disse verdiene varierer litt, avhengig av gjennomsnittstemperaturen på kjølevannet som er tilgjengelig på stedet (sjø, elv). Den termiske reaktorens utgang er derimot en fast parameter fordi den danner grunnlaget for alle sikkerhetsanalyser ( inkludert mulige ulykkesscenarier) og utforming av de sikkerhetsrelevante komponentene. I tillegg er ytelsen også begrenset av selve den termonukleære prosessen. Temperaturen og trykket i kjølevannet er nøyaktig tilpasset hverandre. Hvis kjølevannstemperaturen skulle økes ved samme trykk (ved å trekke ut kontrollstavene eller redusere borsyrekonsentrasjonen i vannet), ville det dannes dampbobler på drivstoffelementene, vannets modererende evne ville reduseres og termisk effekt ville reduseres ( negativ dampboblekoeffisient ). I tillegg svekker dampboblene varmetransporten inn i kjølevannet og fører til overoppheting av drivstoffaggregatene. I praksis finner derfor en økning i produksjonen vanligvis sted på den ikke-nukleære siden av kraftverket, f.eks. B. ved å øke effektiviteten til turbingeneratoren. Men teknisk fremgang kan også gi nytt spillerom. Så kunne z. B. på grunnlag av mer presise beregningsmetoder for bevis for at de meget konservativt bestemte konstruksjonsgrensene for sikkerhetskomponentene ikke overskrides selv ved høyere ytelse (temperatur og trykk).

Reaktortrykkbeholder

Skjematisk struktur av reaktortrykkbeholderen med instrumenter

Reaktortrykkbeholderen er hjertet av kraftverket, siden masse omdannes direkte til energi gjennom nøytronindusert kjernefisjon . Under kjernefisjon splittes tunge atomkjerner i lettere fisjonsprodukter som har en større massefeil enn det tunge startnuklidet. Som en lettvannsreaktor bruker EPR termiske nøytroner ; vannet i primærkretsen fungerer både som moderator og kjølevæske. Moderasjonen (bremsing) av nøytronene øker tverrsnittet for kjernefysisk fisjon av drivstoffet. Når temperaturen i reaktoren stiger, dannes det flere dampbobler, den modererende effekten av vannet avtar, tverrsnittet avtar og følgelig antall kjernefysisk fisjon (negativ dampboblekoeffisient ). Fra et sikkerhetsmessig synspunkt hindrer denne egenskapen imidlertid enhver økning i enhetens ytelse, slik at denne bare kan økes i løpet av systemets levetid med bedre dampturbiner og mer effektive varmevekslere. En variabel mengde borsyre tilsettes vannet under drift. Siden bor er en effektiv absorberer for termiske nøytroner, kan oppbrenning av drivstoffelementene kompenseres ved å endre borsyrekonsentrasjonen, og reaktorutgangen kan holdes konstant. En annen automatisk effektregulering skyldes den fysiske avhengigheten av reaktiviteten på drivstoff og kjølevæsketemperatur. En økning i temperaturen i reaktoren betyr også en økt drivstofftemperatur: Dette øker tendensen til uran-238, som er vanskelig å dele av termiske nøytroner, for å absorbere nøytroner.

Reaktortrykkbeholderen har en innvendig diameter på 4,885 m og en veggtykkelse på 250 mm. Bunnkuppelen til trykkbeholderen er bare 145 mm tykk, for å tjene som et slags forhåndsbestemt brytepunkt i tilfelle en kjernesmelting . Med reaktorlokket på er den totale høyden over 12,7 meter, med en masse på 526 tonn. Beholderen er laget av ferrittstål som smides til ringformede strukturer og deretter sveises sammen. Området som har plass til de åtte flensene til primærkretsene er smidd fra ett stykke for å holde antall sveiser på reaktortrykkbeholderen så lavt som mulig. Av hensyn til korrosjonsbeskyttelse er innsiden foret med rustfritt stål . Vannet som strømmer gjennom de fire kalde sidene av reaktortrykkbeholderen inn i dette strømmer ned langs innsiden av veggen for å avkjøle kjernen fra utsiden. En strømningsfordelingsplate er plassert på gulvet under styregitteret for å lede vannet jevnt gjennom reaktorkjernen. Denne har en aktiv høyde på 4,2 meter og består av 241 drivstoff og 89 kontrollstangbunter. Etter å ha strømmet gjennom det øvre føringsgitteret, forlater vannet trykkbeholderen gjennom de fire varme sidene inn i primærkretsene. Kjernen er omgitt av en 90-tonns nøytronreflektor laget av austenittisk rustfritt stål, som skal øke forbrennings- og avlsfaktoren.

Ball målesystem
Reaktorlokk og instrumentering

Lokket til reaktortrykkbeholderen er, i likhet med de indre konstruksjonene, laget av rustfritt stål og er 230 mm tykt. Den har 89 åpninger for styrestengene, 16 åpninger for andre instrumenter, fire åpninger for kjølevæskestrømningsmålinger og en åpning for temperaturmåling på dekselet.

Siden utformingen av kjerneinstrumentasjonen ble vedtatt fra Konvoi-serien, var det mulig å dispensere for åpninger i bunnen av beholderen i motsetning til N4-reaktorene. Av de 16 åpningene for andre instrumenter, brukes 12 til lanseåker . Hver av dem har tre termoelementer (engl. Termoelement ) for å måle kjernens utgangstemperatur, seks sensorer i kjernen for kontinuerlig måling av nøytronstrømmen , samt tre til fire kulemålesonder , som måler nøytronstrømmen mens den bare er batchvis, men mer nøyaktig og høyere oppløsning. De inneholder kuler laget av en vanadiumlegering, som blåses pneumatisk til leseren etter tre minutters stråling i reaktoren. Der bestemmes aktiviteten til kulene typisk i tre minutter ved 36 målepunkter i en sonde for å kalibrere instrumentene for kontinuerlig måling av nøytronstrømmen i kjernen og for å vise den tredimensjonale fordelingen av reaktorkraften. Det er totalt 40 kulemålesonder i reaktortrykkbeholderen. Utenfor beholderen er det ytterligere instrumenter for å måle nøytronstrømmen for å måle kjerneeffekten og for å overvåke underkritikaliteten under kjerneutlasting og lasting .

Reaktorkjerne

Drivstoffelementene i reaktorkjernen frigjør varme som følge av kjernefisjonen og kombineres i rektangulære bunter. Totalt er det 241 drivstoffbunter i reaktortrykkbeholderen, som hver består av 265 drivstoffstenger og 24 styrestangsrør i et 17 × 17-arrangement. Bundtene har en lengde på 4,8 meter, en kantlengde på 213,5 mm og en masse på 735 kg. Bundtene holdes i form av ti avstandsnett ; nettene optimaliserer også strømmen av kjølevann rundt drivstoffaggregatene. De åtte midtnettene er laget av en zirkoniumlegering , av styrkehensyn er topp- og bunnristene laget av en nikkellegering . Bunnristen inneholder et filter for å beskytte drivstoffelementene mot forurensning av primærkretsen med partikler (på grunn av slitasje). Toppristen inneholder bladfjærer på hver side for å holde drivstoffaggregatene i form mot strømmen. Mens de midterste nettene er koblet direkte til drivstoffaggregatene, er topp- og bunnristene festet til drivstoffpakken med 24 avstandsstykker.

Typisk kjernebelastning av en EPR

Totalt 63865 drivstoffstenger laget av en M5 zirkoniumlegering inneholder keramiske drivstoffpellets laget av sintret uran eller blandet oksid av plutonium-uran. Uranet må berikes til 1,9–3,3% for startladningen, og 1,9–4,9% under drift. Når det er lastet med blandede oksider ( MOX ), tilsvarer forholdet 239 Pu til 238 U den samme energiekvivalenten som når det er lastet med lett anriket uran ( LEU ). EPR kan lastes med et hvilket som helst blandingsforhold mellom drivstoffene, fra 100% LEU til 100% MOX, alt er mulig. Areva uttalte at oppbrenningen var rundt 70 gigawatt dager per tonn tungmetall (GWd / t); den eksakte avlsfaktoren ( konverteringsfrekvens ) ble ikke publisert. Sammenlignet med et konvoiesystem, som når rundt 0,6, kan denne verdien økes med sikkerhet, på den ene siden av stålreflektoren rundt kjernen, som reflekterer nøytroner tilbake i den aktive sonen og dermed reduserer lekkasje; derimot kan kjernen bygges mer kompakt enn Konvoi-serien, noe som gjenspeiles i en høyere effekttetthet. Dimensjonene til reaktortrykkbeholderen er praktisk talt identiske med dimensjonene i Konvoi-serien, med EPR med høyere termisk effekt. Mens det i Konvoi-serien frigjøres rundt 65% av den termiske energien ved splitting av avlplutonium, kan denne verdien økes til anslagsvis 80% i EPR på grunn av høyere oppbrennings- og avlsfaktor. Dataene fra CEA og CNRS gir bare en upresis konverteringsfrekvens på 0,6 for trykkvannsreaktorer uten optimalisering og 0,9 for EPR for konsepter med thorium. Siden denne verdien er under 1, er EPR ikke en termisk oppdretter , men, som Hitachi ABWR, en upconverter . På grunn av den høye avlsfaktoren kan EPR også utvikle thorium som drivstoff i avls- og fôrprosessen . Drivstoffelementet U-238 vil bli erstattet (delvis) av 232 Th. 3. august 2009 signerte Areva en femårig rammeavtale med Lightbridge Corporation for å undersøke bruken av thorium i EPR, som kan utvides etter gjensidig avtale. Test med Th / Pu drivstoffelementer fant sted fra den 32. syklusen (fra 2002) i Obrigheim kjernekraftverk til den ble avviklet. Prosjektet ble ledet av Areva og Institute for Transuranium Elements , og medfinansiert av Det europeiske fellesskap .

For å redusere overskuddet av reaktiviteten i kjernen, 2 til 8 vektprosent Gd 2 O 3 tilsettes til de nye brenselelementer som nøytronabsorberer. Sykluslengden kan være mellom 12 og 24 måneder, hvoretter rundt en tredjedel av drivstoffelementene byttes ut med nye. En typisk lasteplan er vist på bildet til høyre. Reaktiviteten må også reduseres for kontroll . Finkontrollen gjøres ved å tilsette borsyre (H 3 BO 3 ) til de primære kretsene. Bor har et høyt absorpsjonstverrsnitt og reagerer i prosessen

10 B + n → 7 Li + 4 He + γ + 2,31 MeV

Andelen borsyre i kjølevannet reduseres i løpet av driftssyklusen for å kompensere for den reduserende reaktiviteten til drivstoffelementene sammen med den avtagende mengden gadolinium. Siden ett boratom forbrukes per kjernefysisk reaksjon, må det tilsettes kontinuerlig ny syre i kretsene, noe som vil gjøre denne metoden for fullstendig kontroll uøkonomisk. Det meste av reaktivitetsreduksjonen er derfor sikret av 89 kontrollstangbunter, som hver består av 24 kontrollstenger med en diameter på 9,68 mm. De øvre 1,34 meter av kontrollstavene blir sjelden flyttet inn i den aktive sonen til kjernen og inneholder borkarbid (B 4 C) som absorberende materiale. Den nøytronabsorberende AIC-metallblandingen er plassert i de nedre 2,9 meter av kontrollstavene. Denne består av 80 vekt% sølv ( A g), 15% indium ( I n) og 5% kadmium ( C d). Fordelen med denne sammensetningen er sølvets evne til å fange nøytroner per atom i flere kjernereaksjoner, for eksempel via følgende reaksjonsvei:

107 Ag + n → 108 Ag → 108 Cd + β - + 1.649 MeV
108 Cd + n → 109 Cd → 109 Ag + ε + 0,214 MeV
109 Ag + n → 110 Ag → 110 Cd + β - + 2.892 MeV

Følgende kadmiumisotoper er stabile opp til et massetall på 114 (reaktorteknologi) og spaltes til indium , som i seg selv reagerer på tinn . Siden tinn har et lite absorpsjonstverrsnitt, kan det ikke brukes effektivt som en nøytronabsorber, og sølvatomet er "brukt opp". Hylstrene på kontrollstengene er laget av rustfritt stål, inni er det helium som beskyttelsesgass. Den største andelen av vekten av kontrollbunten er derved av drivtilstanden, det betydelig tyngre utfeller 403 kg per bunt enn 61,7 av selve bunten kg. Motorens kjørehastighet er 375 eller 750 millimeter per sekund, en reaktor turen vil være innen 3, 5 sekunder betydelig raskere.

Pressurizer

Trykkorganet regulerer trykket i primærkretsen. Den består av smidd ferrittstål og er dobbeltforet for å beskytte mot korrosjon. Veggtykkelsen til den 14,4 m høye komponenten er 140 mm, det indre volumet er 75 m³. Under drift fylles 150-tonns trykkapparat med 75 tonn vann, noe som resulterer i en total masse på 225 tonn. Som alle komponenter i den primære kretsen, er trykkapparatet designet for et trykk på 176 bar og en temperatur på 362 ° C.

Trykket i primærkretsen må alltid holdes høyt nok til at kjølemediet (vann eller avionisert vann ) ikke koker i det til tross for høye temperaturer. Trykkfylleren er bare fylt med vann i den nedre delen. Trykket reguleres ved hjelp av dampboblen i øvre del. For å kunne øke trykket er det 108 varmeelementer i gulvet, hvor trykkapparatet er koblet til primærkretsen via et rør. Disse kan delvis fordampe kjølemediet i trykkapparatet, noe som øker trykket i dampboblen ved spissen og dermed også trykket til de primære kretsene. Hvis det derimot sprøytes vann inn i det øvre området av trykkmidlet, kondenserer dampen fra dampboblen og trykket reduseres. Sammenlignet med forgjengere (N4, Konvoi), har trykkbeholderen et større volum og kan derfor bedre kompensere for operasjonelle trykksvingninger.

For å beskytte primærkretsen mot overtrykk, er trykkutstyret utstyrt med tre sikkerhetsventiler, som hver kan tømme opptil 300 tonn vann i timen i en avlastningstank. I tillegg til sikkerhetsventilene er det to manuelt kontrollerbare trykkavlastningsventiler med en kapasitet på 900 t / t hver. Avlastningstanken har en bruddskive gjennom som vannet eller dampen når inneslutningen og til slutt flombeholderen i bunnen av inneslutningen og kan mates tilbake til systemet for kjøling.

Damp-generator

De fire dampgeneratorene overfører termisk energi fra primærkretsene til sekundærkretsen, hvor vannet er fordampet her. Hver av 520 t dampgeneratorer har en total høyde på 23 m og er laget av ferrittstål bortsett fra rørene til varmeveksleren. Vannet i den primære kretsen strømmer gjennom basestykket inn i 5980 U-rør laget av Inconel 690 . Disse har en utvendig diameter på 19,05 mm og en veggtykkelse på bare 1,09 mm. Vannet strømmer oppover i U-rørene i tilførselsvannet til sekundærkretsen, og deretter tilbake til bunnstykket, og derfra inn i den kalde siden av primærkretsen ( kaldt ben ). Matvannet til den sekundære kretsen mates inn i det øvre området av dampgeneratoren og renner deretter nedover de indre veggene. I bunnen strømmer vannet inn i varmeveksleren, der det varmes opp av Inconel-rørene. En skilleplate er plassert mellom stigende og nedadgående side av U-rørene for å forhindre kryssstrømning og for å øke effektiviteten til varmeveksleren. Bare 10% av matevannet strømmer inn i den "kalde" siden av varmeveksleren, der vannet strømmer ned igjen inne i rørene. Som et resultat er det en større temperaturgradient mellom matevannet og rørbuntene, noe som øker effektiviteten. Den resulterende mettede dampen trekkes oppover og føres gjennom damputskilleren og damptørkeren i den øvre delen av dampgeneratoren . Restvanninnholdet er da 0,25%. Den nødstilfelle fødevannsystem for Emergency Matevanns System (EFWS) er også plassert mellom dampseparatoren, og fødevannet dysen .

Turbo sett

Dampturbinen trekker ut entalpi fra den mettede dampen og omdanner den til rotasjonsenergi , som omdannes til elektrisk energi av en generator . Hele komplekset kalles et turbo-sett . I tillegg til reaktortrykkbeholderen er dampturbinen den andre komponenten i EPR, som ble hentet fra Konvoi-serien og ikke fra N4-kraftverkene. EPRs turbinegenerator er den kraftigste i verden, med en turbineffekt på minst 1720 MW e .

Dampen mates inn i maskinbygningen gjennom de fire sekundære kretsene. Før dette blir introdusert i høytrykksturbinen, passerer den de fire avlastningslinjene med sikkerhetsventiler, gjennom hvilke dampen kan blåses ut i miljøet i en nødsituasjon. Den tolv-trinns høytrykksturbinen håndterer massestrømmen av alle fire kretsene alene og frigjør rundt 40% av kraften, hvoretter dampen ledes gjennom to varmevekslere ( fuktavskilteroppvarmere, MSR ). Disse tørker dampen og varmer den opp igjen. Dette gjøres ved hjelp av overopphetet damp, som er forgrenet på den ene siden foran høytrykksturbinen og på den andre siden fra det syvende turbinstadiet. Varmevekslerne varmer også matevannet før det strømmer inn i dampgeneratoren. For dette formålet blir overopphetet damp avledet fra sjette og syvende trinn i høytrykksturbinen. Den oppvarmede dampen strømmer deretter inn i de tre lavtrykksturbinene, som frigjør de resterende 60% av kraften, og derfra inn i kondensatorene. Av kontrollhensyn kan turbinen også forbikjøres ved hjelp av en bypass.

Oppsett av Siemens-turbinen (ovenfor) sammenlignet med Arabelle-turbinsettet

Skaftet på turbo-settet er 68 m langt og er smidd av rustfritt stål . Hver av de fire rotorene støttes av to lagre, slik at det er to lagre mellom rotorene. Bladene til høytrykksturbinen er positivt festet til akselen, og koblingsstykket til akselen smides på den. Lavtrykksturbinene bruker hver ni trinn, hvor forbindelsesstykket krympes på akselen . Utgangstrinnene bruker vridne kniver som avhengig av bladlengde og rotasjonshastighet bøyes strømlinjeformet. De er de eneste bladene i turbinen som ikke er kappet. De blader fra sluttrinnet oppnår en bladlengde på 1830 mm, er turbinen utgangsoverflaten 30 kvm. Siden hvert turbintrinn er utformet symmetrisk, og dampen dermed utvides i begge retninger langs akselen, oppnås et totalt utløpsareal på 180 m². Turbinhuset er dobbeltvegget og de enkelte komponentene sveises sammen.

Den børsteløse generatoren konverterer akselens rotasjonsenergi, vanligvis 1500 omdreininger per minutt, til elektrisk energi. Komponenten er rundt 17 meter lang, veier 250 tonn og avkjøles med hydrogen . Sammenlignet med luft har hydrogengass lavere gassfriksjonstap og dobbelt så mye varmespredningskapasitet. En flertrinns vifte er montert på akselen til generatoren, som transporterer hydrogengassen aksialt gjennom viklingene på rotoren ved 5 bar. Den varme gassen blir deretter avkjølt i en vann-gass-varmeveksler og ført gjennom generatoren igjen. Gjennomsnittstemperaturen er rundt 40 ° C. De resterende komponentene er vannkjølte, gjennomsnittstemperaturen her er rundt 45 ° C. Den firepolet generator oppnår en effektfaktor på 0,9 og en virkningsgrad på omkring 99%.

Hele komplekset veier over 1100 tonn. Mens den første EPR i Olkiluoto var utstyrt med et Siemens-turbinsett, vil de påfølgende kraftverkene bli utstyrt med Arabelle-turbinkomplekset fra General Electric (tidligere Alstom ). Akselen er sveiset her, antall ventiler i varmeveksleren reduseres og tilgjengeligheten til komponentene forbedres. Hovedforskjellen er imidlertid installasjonen av en middels trykk turbin gjennom hvilken dampen ledes til varmevekslerne før den treffer de tre lavtrykk turbinene.

Som beskrevet ovenfor avhenger nettoeffektiviteten til systemet av parametrene til syklusen. Mens Siemens snakker om 37% prosesseffektivitet, uttalte Alstom en effektivitet på over 38% for sin Arabelle turbinegenerator før den overtok av General Electric. Turbo-settet representerer for tiden begrensningen av enhetsutgangen til en EPR, slik at ytterligere forbedringer kan forventes her de neste årene. Dette fremgår også av designlevetiden på bare 30 år for utskiftbare komponenter.

Kondensatorer

Etter de tre lavtrykksturbinene føres dampen inn i kondensatorene, der den kondenseres med vann fra hovedvarmen. For å muliggjøre effektiv kondensering drives kondensatorene med undertrykk. Kondensatorene består av seks enheter, hver turbin er koblet til to enheter. Systemet kan også betjenes hvis bare en kondensatorenhet er tilgjengelig for hver turbin, og den andre er under inspeksjon. Den totale varmeveksleroverflaten er 110.000 m², en enhet veier 250 tonn. For korrosjonsbeskyttelse er det en titanlegering som brukes. Rensing av dette kostbare komponenten finner sted i TAPROGGE prosess av svampgummiballer .

Vannet fra hovedvarmen blir ført gjennom en sugetunnel med en innløpsåpning på 60 m² til pumpestasjonen. Før den kommer dit, føres den gjennom grove rister, delt inn i fire bekker og suges gjennom fine siler og kjedekurver. I pumpestasjonen pumpes de fire strømningene til kondensatorene av fire vertikale pumper, hver med en leveringshastighet på rundt 13 m³ / s. For å avkjøle alle andre systemer i kjernekraftverket kreves 4 m³ / s, noe som fører til et totalt kjølevannskrav på ca. 57 m³ / s. Kjølevannet oppvarmes med ca 12 ° C og returneres til hovedvarmen ved utløpstunnelen .

Sikkerhetsteknologi

oversikt

På grunn av kjernekraftens høye energitetthet kreves spesielle sikkerhetstiltak for å tillate frigjøring av energi på en kontrollert måte. Siden ulykker aldri kan utelukkes fullstendig, er det nødvendig med ytterligere tiltak for å begrense effekten. Gjeldende sikkerhetsstandard er spesifisert av ansvarlige tilsynsmyndigheter. Kravene varierer fra land til land: Atomkraftverket i Mochovce har ikke inneslutning , noe som ikke er en hindring for drift i Slovakia . EPR-designkriteriet er basert på kravene fra de franske og tyske tilsynsmyndighetene fra 1993, ifølge hvilke en kjernesmelting bare kan ha en svært begrenset innvirkning på anlegget. En evakuering av befolkningen burde bare være nødvendig i umiddelbar nærhet av kraftverket, og det skulle ikke være nødvendig med langsiktige begrensninger på forbruket av lokalt dyrket mat. Ytterligere krav som sikkerhet for jordskjelv er hentet fra European Utility Requirements (EUR) .

Som i alle atomkraftverk er sikkerhetsteknologien i EPR overflødig og flerlags ( forsvarsdyp ). Her er alle komponenter som iboende radioaktive materialer kommer i kontakt (Engl. På den såkalte "atomøya" kjernefysiske Island ) oppsummert. Denne består av en frakoplet tykk grunnplate laget av armert betong ( grunnplate ) for å tåle en maksimal bakkeakselerasjon på 0,25 g. Den indre inneslutningen med de fire primære kretsene, tanken for påfylling av drivstoff (IRWST ) og kjernefangeren er bygget på denne grunnplaten i midten . Primærkretsene er selektivt koblet til bygningen via støtdempere og adskilt fra hverandre med betongvegger. Som med Konvoi-serien er den indre inneslutningen foret med en ca. 6 mm tykk stålforing for å sikre ekstra gasstetthet. I den øvre delen er det katalytiske rekombinanter, som skal begrense hydrogeninnholdet i atmosfæren til maksimalt 10% for å forhindre hydrogeneksplosjoner (som i 2011 i Fukushima Daiichi atomkraftverk ). Veggtykkelsen på inneslutningen av forspent betong er 1,3 meter. Designtrykket til den indre inneslutningen er gitt som 5,5 bar ved 170 ° C, inneslutningslekkasjeraten (engelsk maksimal lekkasjerate ) som 0,3 vol% per dag ved designtrykket og temperaturen. Over det, etter et gap, er det ytterligere 1,3 m tykt inneslutning laget av armert betong . Det er undertrykk i det 1,8 meter brede gapet, eventuelle gasser som kan slippe ut blir ekstrahert og filtrert. Graden av separasjon av filteret er gitt til ca. 99,9%.

Det er fem romlig adskilte bygninger rundt den indre inneslutningen. De fire linjene i nødkjølesystemet er plassert i de to enhetene som vender mot maskinhallen og enhetene på venstre og høyre side av reaktoren. I disse enhetene, kjent som beskyttelsesbygninger , er alle komponentene i nødkjølingssystemet plassert i firedobbelt redundans. I motsetning til N4-serien eller Konvoi-serien, der nødkjølesystemene er 2 × 100% eller 4 × 50% overflødige, har EPR en fullstendig redundans med 4 × 100%. Driften av en enkelt nødkjøleledning er tilstrekkelig til å bringe systemet i en kald, subkritisk tilstand. Bygningen overfor maskinhallen huser kjølebassenget og drivstoffbutikken. Anleggets kontrollrom ligger i etasjen over sikkerhetsbygningen som vender mot maskinhallen. Med unntak av de to sikkerhetsbygningene til venstre og høyre for den indre inneslutningen, er alle atomanlegg beskyttet mot ytre vold med en 1,3 m tykk inneslutning laget av armert betong . I tillegg til den beskyttede bygningen for kjølebassenget og drivstofflageret, er det også tilleggsbygninger der for eksempel lastebiler lastes og losses med drivstoffelementer eller annet radioaktivt avfall.

Nødstrømforsyningen er plassert utenfor inneslutningen. To nødstrømsgeneratorer med hver 7,7 MW er plassert i to romlig separate bygninger i en viss avstand fra reaktorbygningen, mens nødstrømsgeneratorene i N4 / Konvoi-serien ligger i en bygning. Hvis alle fire nødstrømsgeneratorer svikter, er det to til, hver med rundt 1 MW, fordelt på begge bygningene. Disse stasjonære blackout-dieselgeneratorene (SBO-DG) kan forsyne EFWS og LHSI i sikkerhetsbygninger 1 og 4 med strøm. Nødkraftgeneratorene inni er atskilt fra hverandre med vegger. Disse bygningene er jordskjelv- og detonasjonsbølgesikre (opptil 10 kPa), men i motsetning til N4- og Konvoi-serien er de ikke herdet mot flypåvirkninger. Beskyttelse mot flypåvirkninger gis kun av romlig separasjon. Hver nødgenerator har nok drivstoff til å kjøre i opptil 72 timer uten å fylle drivstoff.

Den såkalte restrisikoen, dvs. flere feil i forskjellige sikkerhetssystemer på grunn av tekniske feil uten ekstern forstyrrelse, bestemmes ved hjelp av en sannsynlig sikkerhetsanalyse, som i luftfart. Den høyeste tillatte sannsynligheten for en kjerneskadefrekvens (CDF ) og sannsynligheten for frigjøring av en stor mengde radioaktivt materiale ( stor frigjøringsfrekvens, LRF ) er spesifisert av tilsynsmyndighetene. For eksempel gir Areva og EdF en sannsynlighet på 6,1 × 10 −7 / år for en kjernesmeltingsulykke for EPR , som er under verdien spesifisert av European Utility Requirements (EUR) . Maksimumsverdien her er 10 −5 / år og 10 −6 / år for en kjernesmelting med begrensede helseeffekter på miljøet. Sammenlignet med beskyttelsen av anlegget mot flom er denne verdien veldig lav: I Storbritannia kan for eksempel et atomkraftverk bli oversvømmet en gang hvert 10.000 år (1 × 10 −4 / år). En noe lavere verdi på 1: 14 000 år vurderes for tiden (7,1 × 10 −5 / år). Sannsynligheten for en hendelse er sterkt avhengig av eksterne faktorer og menneskelige feil.

Delsystemer

EPRs sikkerhetskonsept inneholder forskjellige delsystemer på forskjellige posisjoner i kraftverket, som er oppført her. Disse systemene er lokalisert i den indre inneslutningen:

Skjema for sikkerhetsbygningen med delsystemene
  • Oppbevaringstank for innfylling av vann (IRWST) : Flombeholderen er plassert i EPR i inneslutningene og inneholder 2000 t borsyre blandet vann. I motsetning til N4 / Konvoi-serien er det ikke behov for å bytte fra tilførsel av trykkakkumulator til oversvømmelses- og resirkulasjonsmodus.
  • Core-Catcher (CC) : Kjernefanger i EPJ har et spredningsareal på 170 m². Strengt tatt består kjernefangeren av en aluminiumsplugg med et betongdeksel under reaktorgropen, strømningskanalen inn i spredningsområdet og selve spredningsområdet . Veggene i reaktorgropen og strømningskanalen er laget av zirkoniumdioksid og har et betongdekke opptil 50 cm tykt som et offerlag (engl. offerbetong gitt). Gulvet og sideveggene i spredningsområdet er laget av støpejern og er forsynt med et 10 cm tykt offerlag av betong. Når korium ankommer kjernefangeren, blir to forspente kontrolltråder ødelagt av varmen (av redundanshensyn) og IRWST-vannet ledes under spredningsflaten via kommuniserende rør . Der strømmer kjernefangeren gjennom kjølekanaler nedenfra, og vannet strømmer deretter inn i disse via sideveggene. Fordampningsvannet mates inn i det øvre området av inneslutningen via en skorstein.
  • Filtrert trykkavlastning ( ventilasjon ) : I tilfelle visse funksjonsfeil (se nedenfor) fører fordampning av vann til en trykkøkning i inneslutningen. Vanligvis vil sprøyting av kaldt vann i inneslutningen avlaste trykket. Hvis sprøytesystemet ikke er tilgjengelig på grunn av en feil eller feil hos alle dieselgeneratorer, er trykkavlastning til atmosfæren mulig. Ved hjelp av forskjellige filtersystemer beholdes de fleste av de radioaktive stoffene (unntak: edelgasser). Dette systemet er imidlertid ikke en standard på EPR, men er bare installert på kundens forespørsel. Det er foreløpig kun planlagt et ventilasjonsanlegg for EPR i Finland.

Følgende systemkomponenter er plassert i de fire sikkerhetsbygningene:

  • Sikkerhetsinjeksjonssystem / Restvarmesystem (SIS / RHRS) : Systemet for sikkerhetsinnføring i primærkretsene er også ansvarlig for fjerning av forfallsvarme etter at systemet er slått av. Fordelt på alle fire sikkerhetsbygninger, tildeles en SIS / RHRS til hver primærkrets. Systemet består av to komponenter, hver for høyt og lavt trykk. Dette betyr at det er 4 × 100% redundans ved hvert matetrykk.
    • Medium Head Safety Injection System (MHSI) : Mediumtrykksinjeksjonssystemet kan føre vann inn i den kalde grenen av reaktortrykkbeholderen fra et trykk på 85 til 97 bar. For å kunne reagere raskere i tilfelle tap av kjølevæskeulykke, er det en 47 m³ oppsamlingstank med 45–50 bar trykk foran matepunktet. Som et resultat må pumpen bare bygge opp en del av det nødvendige trykket før tilføringen kan begynne. MHSI suger alltid vann fra flombassenget (IRWST) og pumper det inn i reaktortrykkbeholderen.
    • Injiseringssystem for lavt hode (LHSI) : Hvis trykket i primærkretsene synker til 20 bar eller lavere, bytter nødkjølingssystemet til lavtrykksmatingssystemet. Dette systemet suger også inn vann fra flombassenget (IRWST) og transporterer det via en varmeveksler til den kalde delen av reaktortrykkbeholderen. Etter tap av kjølevæskeulykke, kan det også mates vann inn i det varme røret. Varmeveksleren til hver LHSI er koblet til Component Cooling Water System (CCWS) , som overfører varmen til hovedvarmen. Ved lengre tomgangstider eller endring av drivstoffelementet fjernes forråtnelsesvarmen ved hjelp av LHSI-CCWS-ESWS-kretsene, og det er derfor disse kretsene også blir referert til som restvarmesystemer (RHRS) .
  • Emergency Feedwater System (EFWS) : Atomkraftverkene i N4- eller Konvoi-serien krever en ekstern vannforsyning i visse nødsituasjoner for å spre forfallsvarmen. Med mobile pumper mates vann inn i sekundærsiden av dampgeneratoren og fordampes. EFWS integrerer denne funksjonen i sikkerhetsbygningen, med totalt litt over 1600 tonn kjølevann tilgjengelig. For å spre forfallsvarmen etter at reaktoren er slått av, må minst to av systemene være i drift, siden redundansen er 4 × 50%. Systemet består av nødmatertanker ( EFWT ) og pumper for å mate vannet inn i sekundærsiden av dampgeneratoren. Vannet fordamper der og blåses ut i miljøet via avlastningslinjer med sikkerhetsventiler. Sikkerhetsbygninger 1 og 4 inneholder hver 431 m³ vann, mens sikkerhetsbygninger 2 og 3 har rundt 386 m³ tilgjengelig. Alle EFWT-er er koblet til hverandre slik at hele vannbeholdningen kan brukes selv om en EFWS mislykkes. Alle EFWS har en utløpsventil ( passiv sideutløpsside ) og en sugeventil ( passiv toppsugeside ). Hvis det er fullstendig tap av strømforsyning ( blackout station, SBO ), kan vannbeholdningen til EFWT-ene i sikkerhetsbygninger 1 og 4 mates inn i den tildelte dampgeneratoren etter at nøddieselen er startet manuelt. Hvis vannet i EFWT-ene blir brukt opp, kan 800 m³ demineralisert vann fra brannslukningssystemet tas fra 2600 m³ for å betjene EFWS i opptil 100 timer.
  • System for fjerning av inneslutningsvarme (CHRS) : De to ytre sikkerhetsbygningene som ikke er beskyttet av den andre inneslutningen inneholder fremdeles CHRS. Systemet blir noen ganger referert til som SAHRS (Severe Accident Heat Removal System) . Den kan pumpe vann fra flombassenget gjennom en varmeveksler og deretter enten sprøyte det i det øvre området av inneslutningen eller føre det tilbake til IRWST via en annen kanal eller inn i kjernefangeren. Sprøytingen brukes til å avkjøle beholderen, ettersom vanndamp kondenserer og trykket i inneslutningen synker.
  • Kjemisk og volumkontrollsystem (CVCS) : CVCS-systemet er "vaktmestersystemet" i EPR og er plassert for hver av de primære kretsene i den tilhørende sikkerhetsbygningen. Den vidt forgrenede CVCS er ansvarlig for en rekke oppgaver:
    • Kontroll av vannbeholdningen i primærkretsen ved å injisere og tømme vann.
    • Kontroll av borsyreinnholdet i vannet, og dermed reaktorutgangen. For dette formål mates enten borsyre eller demineralisert vann inn i kretsen. Når sykluslengden øker, reduseres borsyrekonsentrasjonen i vannet til nesten null.
    • Kontroll av nitrogengassene oppløst i vannet, samt avblåsning eller innblåsing av disse gassene. Som regel brukes dette til å behandle vannet i flombassenget (IRWST).
    • Kjemiske stoffer kan tilsettes vannet i inneslutningen for vannbehandling.
    • Behandling av vannet i primærkretsen, for eksempel rengjøring, utgassing, lagring osv.
    • Forsyning av tetningen til kjølevæskepumpen i primærkretsen med kjølevann, oppsamling av lekkasjevannet .
    • Forsyning av primærkretsen med den nødvendige borløsningen for å bringe systemet i en kald, subkritisk tilstand.
    • Hjelpesprøyting av vann i trykkbeholderen for å kondensere ut dampen og senke trykket i kretsene ( hjelpespray ). Denne oppgaven blir normalt overtatt av systemer som tilhører primærkretsen; dette utføres bare av CVCS for å skape startforhold for SIS / RHRS, eller hvis det dedikerte systemet mislykkes.
    • Hvis det er en liten lekkasje i primærkretsen, kan lekkasjevannet byttes ut med CVCS.
    • Avkjøl mating og utlufting gjennom vanninjeksjon.
  • Component Cooling Water System (CCWS) : Også kjent som Closed Cooling Water System . Som en "filleoppsamler" transporterer CCWS varme mellom de enkelte varmevekslerne i kretsen. Disse forbinder det lukkede kjølevannssystemet med ESWS, SIS / RHRS, CVCS, FPCS, tetningen til kjølevæskepumpen i primærkretsen, og i tilfelle de to ytre bygningene, også med CHRS. Som regel overføres hele spillvarmen fra kjernekraftverket til ESWS og dermed til hovedvarmen.

Følgende systemer er beskyttet av den ytre inneslutningen og ligger overfor kontrollrommet:

  • Emergency boron system (EBS) : Emergency boron system brukes hvis reaktorens nødstopp skulle mislykkes. For dette formål presses borsyre inn i reaktortrykkbeholderen ved et trykk på opptil 260 bar via to ledninger med tre pumper for å gjøre reaktoren subkritisk . På grunn av de to strengene har systemet 2 × 100% redundans.
  • Drivstoffbassengkjølings- og renseanlegg (FPCPS) : Kjøle- og rengjøringssystemet til kjølebassenget består av to systemer:
    • Fuel Pool Cooling System (FPCS) :
    Tømmer forfallsvarmen fra kjølebassenget til CCWS og er designet med dobbelt redundans; to pumper er tilgjengelige for hver av de to kjølledningene. For nødsituasjoner er det en tredje kjølelinje som bare har en pumpe og som også kan overføre varmen til CCWS.
  • Fuel Pool Purification System (FPPS) : Består av flere kretser som renser bassengvannet over reaktoren, vannet i kjølebassenget og vannet i flombassenget. Systemet kan også pumpe vann inn i eller ut av bassenget over reaktoren eller kjølebassenget.

Følgende systemer er plassert utenfor inneslutningen:

  • Essential Service Water System (ESWS) : Systemet ligger på stedet for kraftverket og har fire ganger redundans, med en linje tildelt hver sikkerhetsbygning. Systemet overtar varmen fra CCWS gjennom varmevekslere og overfører den til hovedvarmen. To linjer har også varmevekslere inne i flombassenget (IRWST) slik at det også kan kjøles ned.

Nådeperiode

Som nevnt ovenfor, krever kjernekraftverk i visse ulykkesscenarier en ekstern vannforsyning for å spre forfallsvarmen. Tiden mellom ulykkes forekomst og behovet for en ekstern vannforsyning blir referert til som ventetiden. Hvor mye tid som er tilgjengelig for personalet og selskapets brannvesen til dette, avhenger av systemtypen: I tilfelle kokevannreaktorene til byggelinje 72 blir for eksempel vannbeholdningen i matevannstanken passivt matet inn i reaktortrykkbeholderen, slik at reaktoren avkjøles i minst 2 timer. I løpet av denne tiden må det bygges opp en ekstern vannforsyning, ellers vil kjernen ligge tørr og smelte etter at denne tiden har gått . I moderne kjernekraftverk er denne perioden økt betydelig for å sikre at innmating blir utført i god tid, selv under ugunstige forhold.

Med unntak av kjernefanger for en kjernesmeltingsulykke, bruker EPR hovedsakelig aktive sikkerhetssystemer. For eksempel med AP1000 ble passivsystemer mer oppmerksomhet. Passive systemer krever ingen ekstern energiforsyning. Utløsningen av en passiv sikkerhetskomponent er ofte irreversibel og må ikke finne sted på feil tidspunkt eller i feil situasjon. Aktive systemer, derimot, muliggjør målrettet tilpasning til den aktuelle situasjonen, men krever elektrisk energi for å fungere. En fullstendig svikt i den elektriske energiforsyningen har sterkere innflytelse på ventetidene.

Ventetiden til de forskjellige ulykkesscenariene kan estimeres ved tilnærmelsesformelen for forfallsvarmen over tid integrert er og settes lik vannkapasiteten til vannbeholdningen. Som en konservativ antagelse er det kun fordampningsvarmen til vannet på 2,26 MJ / kg som tas i betraktning, trykk og varmekapasitet ikke blir tatt i betraktning. Det forventes en kjerneeffekt på 4500 MW th og en 11 måneders drivstoffelement. Vannbeholdningen i nødtilførselsvannsystemet antas å være 1600 t (reell verdi 1634 t), en mulig vannforsyning fra brannslukningssystemet blir ignorert. I kjernesmeltingsscenarier blir bare forsinkelsen forårsaket av offerplaten tatt i betraktning. Tiden det tar for kjernen å smelte sammen og den nederste kuppelen å smelte gjennom, blir også ignorert.

Bygging av kjernefanger og flombasseng
Passiv flom av kjernefangeren
Oppbygging av CHRS
Aktiv oversvømmelse av kjernefanger og reaktorgrop av CHRS
  • Normal stenging av anlegget : I dette tilfellet blir reaktoren subkritisk på grunn av tilbaketrekking av kontrollstengene. Forråtnelsesvarmen frigjøres nå via dampgeneratoren til sekundærkretsen, hvor turbinen stenges, og deretter frigjøres av kondensatorene til hovedvarmen. Fra en dampgenerator temperatur på under 120 ° C er denne banen ikke lenger tilgjengelig, og trykket i primærkretsene reduseres via trykkbeholderen til Safety Injection System / Restwarm Removal System (SIS / RHRS) kan starte. Ved et trykk på 85 til 97 bar brukes mediumtrykkssystemet til å mate, under 20 bar lavtrykkssystemet. Begge trekker kjølevannet fra flombassenget (IRWST) og fører det inn i reaktortrykkbeholderen. Vannet forlater de primære kretsene via ledningene til Chemical and Volume Control System (CVCS) tilbake i flombassenget . Først når lavtrykkssystemet (LHSI) starter, overføres forfallsvarmen til hovedvarmen ved hjelp av LHSI-CCWS-ESWS-kretsene. Energien til dette hentes fra det offentlige nettet.
  • Brekkasje av en hovedkjølemiddellinje : Dette er den konstruksjon ulykke for N4 og konvoi-systemer og er referert til i engelske som et tap av kjølemiddel ulykke (LOCA) . I EPR fører et brudd i en hovedkjølemedieledning til reaktoravstengning og starten på pumpene til Medium Head Safety Injection System (MHSI) . Matingen kan startes fra et leveringstrykk på ca. 40 bar, siden trykkdifferansen til matetrykket på ca. 90 bar kan kompenseres av de 4 oppsamlingstankene. Med økende tømming av oppsamlingstankene oppnås full matetrykk av pumpene, mens trykket i kretsen fortsetter å synke på grunn av lekkasjen. Fra 20 bar, som i ovennevnte tilfelle, overtar LHSI tilførsel og varmespredning. På grunn av flombassenget i inneslutningen er det ikke behov for å bytte fra tilførsel av trykkakkumulator til kjerneflom- og resirkulasjonsmodus. Det spiller ingen rolle om vannet forlater primærkretsen via CVCS, trykkvern eller bruddpunkt. Energien til dette hentes fra det offentlige nettet.
  • Tap av kjølevæskeulykke og tap av ekstern strømforsyning, bare en nødgenerator starter : Denne saken er utenfor konstruksjonsområdet for konvoiesystemer. Det må imidlertid tas i betraktning at N4-serien har 2 × 100% redundans, dvs. svikt i 3 nødkraftgeneratorer er bare mulig med konvoiesystemer. Når det gjelder N4-kjernekraftverk, vil bare en nødgenerator være tilgjengelig (kontrollerbar) eller ingen (utenfor designens omfang). EPR endrer ikke noe i forhold til ovenstående scenario, bare energien tilføres fra den gjenværende enheten, og bare en sikkerhetsbygning fungerer med 100% kjølekapasitet.
  • Svikt i hovedvarmeavlederen : I dette scenariet kan ikke forråtnelsesvarmen spres lenger etter at reaktoren er slått av . I dette tilfellet pumpes matevann inn i dampgeneratoren, fordampes og slippes ut i det fri. Fra et konservativt synspunkt er bare vannet som allerede er i dampgeneratoren tilgjengelig her. Hvis matevannspumpene svikter, vil det ifølge Areva ta minst 30 minutter før dampgeneratoren går tørr. Den Emergency Matevanns System (EFWS) blir deretter anvendt: en total på 1600 tonn vann blir matet inn i alle fire dampgeneratorer for å fordampe det, og for å bli ført ut foran turbinen. I løpet av denne tiden kan anlegget brannvesenet koble seg til sugeventilene til EFWS vanntank og mobile pumper for å starte nødtilførselen etter at EFWT er blitt tømt. Hvis en nødtilførsel ikke er mulig innen den tid, blir de primære kretsene trykkavlastede og vannet fra flombassenget rulles gjennom kjernen. Lufting gjennom et radionuklidfilter er nødvendig omtrent 12 timer etter fordampningen av IRWST-vannet , og derfor må den umiddelbare nærheten til kraftverket evakueres. Hvis det fremdeles ikke kan pumpes vann inn i flombassenget via eksterne kilder etter 141 timer for å avkjøle systemet ved hjelp av feed-and-bloed- metoden, oppstår en hendelse utenfor design-design fordi kjernesmeltingen da oppstår og kjernefangere er ikke lenger avkjølte bokser.
  • Feil i strømforsyningen og hovedvarmen : Dette er en designulykke i Finland . Den finske tilsynsmyndigheten STUK krever at drivstoffelementene ikke blir påført noen betydelig skade. Hvis det er nødvendig med personelltiltak for å stabilisere en slik situasjon, må det være tilstrekkelig tid og metodens egnethet må bevises. I dette tilfellet, etter at reaktoren er slått av, vil vannet som allerede er i dampgeneratoren bare fordampe i 30 minutter. Siden ingen elektrisitet er tilgjengelig for EFWS etter denne tid, noen av de ansatte må forlate kontrollrommet og begynner de to akutt diesel enheter manuelt for å mate vann inventar i sikkerhets bygninger 1 og 4 i den tildelte dampgeneratoren. Siden ventilene mellom EFWT-ene åpnes, er hele vannbeholdningen også tilgjengelig her. Vanntanker og mobile pumper kan kobles til sugeventilene til EFWS for å starte nødtilførselen etter at EFWT er tømt. Åpenbart var denne tiden tilstrekkelig for STUK, slik at EPR i Finland mottok designlisensen. Til sammenligning: Klargjøring og implementeringstid som kreves i tyske systemer er rundt 2 timer. Hvis en nødtilførsel ikke er mulig innen den tid, er de primære kretsene trykkløse og det oppstår en kjernesmelting. Etter at reaktortrykkbeholderen har smeltet gjennom, forblir korium i reaktorgropen i omtrent en time til "proppen" smelter og smelten helles i kjernefangeren. Varmen ødelegger forspente kontrolltråder, og IRWST-vannet ledes under spredningsflaten via kommuniserende rør for å avkjøle kjernefanger og korium. Cirka 12 timer etter fordampningen av IRWST-vannet er det nødvendig å lufte gjennom et radionuklidfilter, og derfor må den umiddelbare nærheten til kraftverket evakueres. Hvis det etter en viss tid etter ulykkens start ikke kan pumpes vann inn i flombassenget via eksterne kilder, oppstår en hendelse som ikke er designet, fordi kjernefangeren ikke lenger kan kjøles ned.
  • Brudd på en hovedkjølemiddelledning og svikt i strømforsyningen : I dette scenariet er vannbeholdningen til dampgeneratoren og EFWS ikke tilgjengelig fordi den primære kretsen er trykkløs på grunn av lekkasjen. Valgfritt kan heller ikke den viktigste kjøleribben være tilgjengelig, noe som ikke vil endre effekten. I dette tilfellet er en kjernesmelting uunngåelig og ventetiden er den laveste, ettersom bare 2000 t vann i flombassenget kan spre forfallsvarmen. Også her, etter at reaktortrykkbeholderen har smeltet , forblir korium i reaktorgropen i omtrent en time til offerplaten ( smeltepluggen ) smelter og smelten helles i kjernefangeren. Etter ca 13 timer er det nødvendig å lufte gjennom radionuklidfilteret over den 100 meter høye avtrekkspipaen , og derfor må nærområdet til kraftverket evakueres. Hvis det ikke er mulig å pumpe vann inn i flombassenget etter at denne tiden har gått, oppstår en hendelse utenom design, fordi kjernefangeren ikke lenger kan kjøles ned. I alle kjernesmeltescenarier kan situasjonen stabiliseres hvis minst en av de ytre sikkerhetsbygningene kan gjenoppta driften for å avkjøle flombassenget. Varmen overføres til hovedvarmen ved hjelp av CHRS-CCWS-ESWS-kretsene eller direkte via Essential Service Water System (ESWS) . Den Containment varmefjerningssystem (CHRS) vil spraye vann i det øvre område av inneslutnings for delvis å kondensere den damp, som senker trykket i inneslutnings. Radioaktive partikler vaskes også ut, noe som reduserer strålingseksponeringen av miljøet under lufting. Hvis koriumet i kjernefangeren faller under fordampningstemperaturen, sprøytes ikke vannet lenger inn i inneslutningen, men pumpes direkte inn i kjernefangeren for å fullstendig oversvømme reaktorgropen og kjernefangeren.
Ventetid på kjølebassenget
Vær forandring Start av syklus Slutten av syklusen
Normalt kjølebasseng (1486 m³)
Oppvarmes til 97 ° C 4 timer 13,6 timer 35,3 timer
Øvre kant BE 33 timer 107 timer 272 timer
Kjølebasseng med rørlekkasje (1195 m³)
Oppvarmes til 97 ° C 3,3 timer 11,1 t 28,9 timer
Øvre kant BE 32 timer 105,9 timer 266 t

Det brukte brenselet Bassenget er plassert mellom den indre og ytre begrensning og må også avkjøles. Siden ventetiden i tilfelle strømbrudd er svært avhengig av lasting av bassenget, informasjon gitt av Areva og EDF til kjernefysisk teknologi , som gjennomfører den fagfellevurdering i Storbritannia som en del av den uavhengige Nuclear Safety Assessment ( INSA), siteres her . Her antas reaktoreffekten å være veldig konservativ med 4900 MW th og spillvarme fra kjølebassenget på 22,3 MW under belastning, 6,8 MW ved begynnelsen av syklusen og 2,7 MW ved slutten. Informasjonen har en sikkerhetsmargin på 15%. Syklusen antas å være 18 måneder, med 100% belastning med MOX drivstoffelementer. Ventetiden når du skifter drivstoffelementer er rent teoretisk, siden vedlikeholds- og reparasjonsarbeider også utføres i kraftverket i løpet av denne tiden. Den små bokstaven er basert på en rørlekkasje i Fuel Pool Cooling System (FPCS) , som reduserer vannstanden i kjølebassenget .

Ventetiden til forråtningsbassenget er sammenlignbar med atomreaktorens. Nødtilførselen i tilfelle strømbrudd foregår her via brannslukningsanlegget. Hvis elektrisk energi er tilgjengelig, kan vannet også sirkuleres mellom flom- og kjølebassengene via Fuel Pool Purification System (FPPS) . Siden forråtningsbassenget er plassert mellom den indre og ytre inneslutningen, blir radioaktive gasser som slipper ut i luftspalten sugd av og filtrert.

Ventetiden til EPR for ulike ulykkesscenarier er gjennomsnittlig avhengig av situasjonen: En AP1000 fra Westinghouse har en IRWST med 2236 m³ vann, med en nominell termisk effekt på 3400 MW. Westinghouse selv angir en ventetid på 72 timer. Begrensningen her ligger i inneslutningskjølesystemet, ettersom vannet på taket av systemet har fordampet etter 72 timer (3 dager) og må fylles opp med pumper. Dette betyr at kraftverket skal klare seg i minst 30 dager uten hovedvarmeavleder. Uten avkjøling av containere vil det ta omtrent 24 timer å oppnå designtrykk, og lufting er viktig. Drivstoffelementene i brukt drivstoff forblir dekket av vann i opptil 72 timer uten avkjøling. GE Hitachis ESBWR kan også avkjøles passivt i opptil 40 timer før vannet har fordampet i Passive Containment Cooling System (PCCS) .

Kontrollteknologi

Rundt 150 til 300 mennesker jobber i kraftverket under kraftdrift. Systemet styres fra kontrollrommet , som ligger over de to sikkerhetsbygningene som vender mot turbinbygningen. Kontrollsenteret er dermed beskyttet mot den kjernefysiske syklusen av den dobbelte inneslutningen og fra ytre vold av den eksterne inneslutningen. Kontrollteknologien er digital og kommer fra N4-serien. Den er delt inn i tre såkalte "nivåer": Nivå 0 består av alle brytere og sensorer, Nivå 1 reaktorkontroll og sikkerhetssystemer, Nivå 2 brukergrensesnittet . Brukergrensesnittet er koblet til delsystemene via et bussystem , hvor alle tilkoblinger er overflødige og diversifiserte . For eksempel har nødkjølesystemene og EFWS fire uavhengige kontrollsystemer. Teleperm XS fra Areva NP brukes som styringsteknologi. For å vise systemstatus og hendelsesadministrasjon har Teleperm XS et spesielt Qualified Display System (QDS), som gjør at reaktoroperatøren kan gripe inn og kontrollere i kontrollrommet innen visse grenser. Systemet bruker Intel Pentium M-prosessorerhovedkort i AT-format . Om PS / 2-grensesnitt , for eksempel en tastatur oppføringer er gjort. De widgets av det grafiske brukergrensesnittet er laget på en datamaskin med opensuse som inneholder QDS utviklingsmiljø. Nedlastingen skjer via Ethernet når datamaskinen starter. En annen Linux-PC med QDS Service Unit må være tilgjengelig for installasjon , der en bruker kan velge ønsket program. Datamaskinen er også ansvarlig for håndtrykk , overvåking av nedlastingen og selvtestene samt for opptak av alle skjermaktiviteter. Det kreves ikke for pågående operasjoner.

I en felles uttalelse kritiserte tilsynsmyndighetene i Finland, Frankrike og Storbritannia utformingen av kontrollteknologien, ettersom sikkerhetssystemene for kontroll i tilfelle ekstraordinære hendelser var veldig nært forbundet med kontrollsystemet for normal drift. Ønskene ble deretter oppfylt av produsentens konsortium, slik at Health and Safety Executive (HMS), som overordnet myndighet for Nuclear Installations Inspectorate (NII), godkjente kontrollteknologien i slutten av 2010. Sensorene og bryterne i beredskapsrommet suppleres nå av et analogt hardwired backup-system (HBS). I følge tidligere planer skal den amerikanske EPR fortsette å bli kontrollert rent digitalt, Nuclear Regulatory Commission har ikke rapportert noen bekymringer i denne forbindelse.

Den EPR sin last følgende evne, noe som er viktig for kraftverk administrasjon , kan spesifiseres som følger:

  • I topplastområdet mellom 60% og 100% av den nominelle belastningen med 5% / min i løpet av 80% av drivstoffsyklusen
  • I det lave lastområdet med 25% til 60% av den nominelle belastningen med 2,5% / min i løpet av 80% av drivstoffsyklusen
  • Du kan kjøre i opptil to dager med middels kraft uten å miste fleksibilitet; bare da reduseres belastningsevnen
  • Ved middels kraft kan turbosettets momentumreserve bidra til lastens følgende evne:
    • Ett trinn på 10% av den nominelle effekten med en rampe på 5% / min
    • En rampe med 10% / min for en kort kraftsyklus

Siden bare så mye elektrisk energi kan mates til et elektrisk distribusjonsnettverk som forbrukerne trenger, brukes turbosettets momentumreserve til å kontrollere små svingninger. Siden kjernekraftverk i Frankrike også dekker middels belastningsområde, har Frankrike et av de største rørledningsnettene i Europa, slik at flere kraftverk i fellesskap kan kompensere for svingninger i etterspørselen.

Versjoner

Standard EPJ

Standard EPR er den versjonen som opprinnelig ble utviklet for Tyskland og Frankrike. Frankrike vil bruke den til å erstatte de eldre kjernekraftverkene i CP-serien. Det italienske verktøyet Enel signerte en avtale med EdF 30. november 2007 om å delta i byggingen av seks EPRer i Frankrike, med Enel som eier 12,5%. I tillegg planla den italienske regjeringen under statsminister Berlusconi å bygge fire til fem av sine egne EPRer. Dette ble imidlertid forhindret av en folkeavstemning. Den første EPR i Frankrike bygges på Flamanville-området. De tekniske detaljene og problemene når du bygger versjonen er beskrevet ovenfor.

FrankrikeFrankrike Frankrike :

Folkerepublikken KinaFolkerepublikken Kina Folkerepublikken Kina :

  • Taishan kjernekraftverk
    • Blokk 1 (byggingen startet i 2009, kommersiell drift siden 13. desember 2018)
    • Blokk 2 (byggingen startet i 2010, kommersiell drift siden 7. september 2019)

IndiaIndia India :

  • Jaitapur kjernekraftverk
    • Blokk 1 (planlagt byggestart 2013, byggeprosjekt 2015 forlatt)
    • Blokk 2 (planlagt byggestart i 2013, byggeprosjekt forlatt i 2015)

I mars 2015 kunngjorde Areva at de ville følge en ny forretningsstrategi. Dette innebærer ikke å bygge nye reaktorer. Dette gjelder også reaktorene i Jaitapur.

FIN-EPJ

Basert på studier fra Det tekniske universitetet i Lappeenranta (LUT), der strøm fra kjernekraft er den billigste løsningen, søkte energileverandøren Teollisuuden Voima Oy (TVO) om en ny bygning i november 2000, som ble godkjent av det finske parlamentet. i mai 2002. TVO valgte deretter Areva EPR. Siden mars 2007 har ytterligere to atomkraftverk vært i anbudet, som ble godkjent av det finske parlamentet i juli 2010. Hovedforskjellen mellom FIN-EPR og standardversjonen er redusert forbrenning på 45 GWd / t.

FinlandFinland Finland :

  • Olkiluoto kjernekraftverk
    • Enhet 3 (byggestart 2005, igangsetting 27. mars 2021, slutt på lasting med reaktorstenger 1. april 2021, nettverkssynkronisering planlagt oktober 2021, kommersiell drift planlagt februar 2022)

UK EPR

Den britiske får rundt 18% av sine kraftbehov fra atomkraftverk og har planlagt en betydelig utvidelse siden 2006. Bedriftene Électricité de France (EdF), Horizon Nuclear Power og NuGeneration kunne by på byggeplasser på åtte forskjellige steder. Totalt er det planlagt rundt 19 GW generasjonskapasitet, noe som tilsvarer en dobling av andelen atomkraft. 18. juli 2011 godkjente det britiske parlamentet det største nye byggeprogrammet for kjernekraftverk i Europa. Bare ti dager senere søkte EdF om byggetillatelse for atomkraftverket Hinkley Point C etter at kommunen godkjente byggeprosjektet. Byggetillatelsen ble gitt i mars 2013.

På grunn av økonomiske hensyn er konstruksjonen imidlertid usikker. Anleggskostnader på rundt 16 milliarder pund (ca. 19 milliarder euro) er planlagt for de to reaktorene med en total effekt på 3650 MW, noe som betyr at bygging uten statlige tilskudd til EdF ikke vil fremstå som økonomisk gjennomførbart. Derfor forhandlet EdF med regjeringen om en garantert kjøpesum for strøm . En avtale ble kunngjort i oktober 2013, men EUs godkjenning kreves på grunn av subsidiering av prosjektet. For å gjøre prosjektet lønnsomt garanterte den britiske regjeringen en innmatingstariff på 92,5 pund / MWh pluss årlig inflasjonskompensasjon (for tiden 108 euro / MWh) i 35 år. Dette er nesten det dobbelte av den gjennomsnittlige britiske strømprisen. Dette tilsvarer omtrent et tilskudd på £ 4 millioner per dag, eller £ 50 milliarder over 35 år.

Atomreaktorene bør gå online i 2023 og forventes å bli operert i 60 år.

StorbritanniaStorbritannia Storbritannia :

US EPR

Fordi elselskaper i USA planla å bygge nye kjernekraftverk, søkte Areva om sertifisering av EPR fra Nuclear Regulatory Commission 11. desember 2007 . Mulige byggeplasser er Nine Mile Point , Bell Bend , Calvert Cliffs og Callaway . På Nine Mile Point, Callaway og Calvert Cliffs ble imidlertid søknaden om en kombinert lisens (COL ) suspendert på operatørens forespørsel. Prosjektet for det nye Bell Bend-kjernekraftverket ble kansellert i september 2016 etter at Areva suspenderte US EPR-sertifisering. Hovedforskjellen mellom US EPR og standardversjonen er, i tillegg til generatoren, den høyere stabiliteten opp til en bakkeakselerasjon på 0,3 g.

konstruksjon

Godkjenningsprosess

Byggingen av et atomkraftverk er tidkrevende og kostbart. I tillegg til en investor, vanligvis et energiforsyningsselskap, krever konstruksjonen en designlisens for reaktormodellen utstedt av den nasjonale myndigheten for reaktorsikkerhet samt politisk godkjenning for bygging av anlegget. Designlisensen kan enten gis generelt til alle systemer av en type, som det er tilfelle i Storbritannia, eller avhengig av byggeplass. American Nuclear Regulatory Commission (NRC), for eksempel, begynner med Acceptance Review , der grunnleggende ting som tidsplaner etc. er avtalt. Dette følges av sikkerhetsgjennomgangen , der det blir sjekket om designet oppfyller lovverkets sikkerhetskrav. Den påfølgende miljøgjennomgangen er plasseringsavhengig og tar hensyn til vanntemperaturer og definerer andre grenser som er nødvendige for drift. Dette etterfølges av en offentlig obligatorisk høring av beboerne, som vanligvis følges av tildeling av bygnings- og driftstillatelse. Hele prosessen tar omtrent seks år. I Storbritannia er prosessen delt: Her blir reaktordesignet først undersøkt generelt for å avgjøre om det oppfyller lovverkets sikkerhetskrav, og deretter tildeles designlisensen. For å få byggetillatelsen må det imidlertid sendes en egen søknad der byggeplassen blir sjekket for egnethet, som tar rundt 18 måneder. Den politiske godkjenningen er også forskjellig fra stat til stat: Mens det i Frankrike og USA er den generelle tillatelsen til å bygge et atomkraftverk tilstrekkelig, må hver nye bygning i Finland godkjennes av det finske parlamentet . I Storbritannia må både Storbritannias parlament og lokalsamfunnet godkjenne byggingen.

Byggeprosess

Byggeplass for Olkiluoto 3, i 2009

Når de administrative hindringene er overvunnet, som kan ta over seks år, kan byggingen av EPJ begynne. Jordarbeidet for å forberede byggeplassen tar omtrent et år. I løpet av denne tiden graves tunnelene for kjølevannstilførsel og drenering (sjø eller elvevann). Offisielt under bygging, i henhold til retningslinjene fra International Atomic Energy Agency (IAEA), er kraftverket bare (Engl. Med introduksjonen av den første betong første betongen ) i støping av fundamentene og etableringen av atomkraftverket enhet.

Etter at bunnplaten til kjernekraftverkdelen (engelsk atomøy ) er ferdig , begynner konstruksjonen av den indre stålforingen. Ringsegmenter er sveiset på byggeplassen, som er stablet oppå hverandre på bunnplaten med kraner og sveiset sammen. En ring har en diameter på 42 meter, en høyde på rundt fem meter og en totalvekt på 218 tonn. Siden stålforingen ble overtatt fra Konvoi-serien og ikke er tilgjengelig i franske kraftverk, var det flere forsinkelser i produksjonen. Samtidig bygges den indre og ytre inneslutningen, med stålforingen som alltid trekkes opp på forhånd. Før inneslutningskuppelen settes på plass, må den indre brokranen ( polarkran ) brukes. Kuppelen sveises også sammen på stedet på byggeplassen, plasseres på plass med en kran og sveises der for hånd. Kuppelen har en omkrets på 147 meter, en vekt på 270 tonn og er den største hittil for et atomkraftverk. Deretter fullføres den indre inneslutningen av forspent betong først, og betongkonstruksjonen av inneslutningen med den ytre inneslutningen laget av armert betong er fullført. På dette tidspunktet var det allerede lagt over 100 km kabler. Installasjonen av komponentene begynner mens inneslutningen er ferdig. Rørledningen for sikkerhetssystemene som Essential Water Service System blir lagt og installasjonen av nødbatteriene startet. For dette formålet er det en sirkulær åpning mellom inneslutningen og miljøet som komponentene kan nås gjennom. Reaktortrykkbeholderen samt dampgeneratoren og trykkgiveren føres også gjennom disse. Komponentene løftes av en byggeplanekran og plasseres på et skinnekjøretøy. Dette går på spor som strekker seg fra et stillas festet til bygningen gjennom den sirkulære åpningen til innsiden av inneslutningen. Innvendig løftes komponentene opp igjen av den overliggende kranen, plasseres på plass og monteres der. Etter at stålkuppelen er installert, vil installasjonen av nødprodusentene i de tilsvarende bygningene også begynne. Nacellen med turbosettet bygges parallelt med kjernekraftverkdelen og er nesten ferdig på dette tidspunktet. Deretter fylles flombassenget (IRWST) med vann på testbasis, og dette tappes av igjen. Nå begynner arbeidskrevende avfetting av foringen: Støv og fett vaskes bort med en vandig løsning og deretter passiveres overflaten . Etter skylling med demineralisert vann undersøkes foringen for gjenværende korrosjonsflekker, som deretter fjernes mekanisk. I mellomtiden blir den overliggende kranen til drivstofflagringsanlegget satt i drift slik at alle installasjoner også kan utføres her. Når kuplene til de to inneslutningene også er klare, plasseres skorsteinen i ett stykke på bygningen og festes der. Etter at byggearbeidene er fullført, installeres innredningen, kablene legges og andre beslag installeres. For eksempel er funksjonen til smeltepluggtransportsystemet sjekket. Dette kan løfte og fjerne "pluggen" i reaktorgropen for å gjøre reaktorgropen tilgjengelig gjennom kjernefangeren. Dette gjør at reaktortrykkbeholderen kan inspiseres vedlikeholdsintervaller. På dette tidspunktet var det allerede lagt over 1000 km kabler, noe som tilsvarer 70% av den totale kabellengden. Når anlegget er ferdig, blir det lastet med kjernefysisk drivstoff for første gang og grundig testet. Når alle konstruksjonsfeil som ble oppdaget av kunden og ansvarlig tilsynsmyndighet under sluttkontrollen er eliminert, aksepteres atomkraftverket av tilsynsmyndigheten og EPJ synkroniseres med nettverket.

Det kan ta mer enn 10 år fra beslutningen fra et energiforsyningsselskap om å sette opp en EPR til første kilowattime som mates inn i nettet. Utstedelsen av byggetillatelser i Storbritannia alene tar minst 18 måneder, følgende jordarbeid nesten et år, pluss minst 5 år for bygging av kraftverket. Nesten nok et år går før nettverket synkroniseres. Byggetidene som er oppført i tabellen til høyre er knyttet til definisjonen av IAEA, så konstruksjonen begynner når fundamentet helles.

Over 4000 mennesker fra forskjellige land jobber på EPR-byggeplassen, ettersom leverandørene er spredt over hele verden. For eksempel blir segmentene av reaktortrykkbeholderen fra Flamanville 3 smidd av Japan Steel Works i Muroran og kombinert i den ferdige trykkbeholderen av Mitsubishi Heavy Industries i Kobe . Taishans dampgeneratorer og reaktortrykkbeholdere produseres på stedet av henholdsvis Shanghai Electric Heavy Industries Group Corporation (SEC) og Dongfang Electric Corporation (DEC). Areva selv produserer vanligvis bare en ubetydelig andel av komponentene, vanligvis dampgeneratorene og trykkgiverne. Hovedbidraget er av personlig karakter, så 500 ansatte fra Frankrike, 300 fra Tyskland og 300 fra Kina jobber på byggeplassen i Taishan alene. Tyske selskaper er også involvert som leverandører, for eksempel produserte Babcock Noell stålforingen til Olkiluoto 3 og Siempelkamp Nukleartechnik produserte kjernefangeren.

Kostnads- og fristoverskridelser under bygging

I 2005 ble byggetillatelsen for den første EPR ved Olkiluoto atomkraftverk i Finland gitt, og ferdigstillelse var planlagt til 2009. Imidlertid blir ferdigstillelsen stadig forsinket. I september 2014 ble prognosen for operasjonsstart utsatt igjen og er nå gitt ved utgangen av 2018. Kostnadene ble opprinnelig oppgitt til 3 milliarder euro for totalentreprisen. Disse byggekostnadene vil sannsynligvis mer enn tredobles på tidspunktet for ferdigstillelse - selv uten renter og tap av inntekt på grunn av den 9-års forsinkelsen. Senest ble de forventede kostnadene gitt til 8,5 milliarder euro ved igangkjøring i 2015.

I 2007 startet byggingen av en EPR i Frankrike ved atomkraftverket Flamanville . De opprinnelig planlagte kostnadene på 3,3 milliarder euro har steget til 9 milliarder euro; strømproduksjonen ble kunngjort for 2017 på slutten av 2014; den var opprinnelig planlagt til midten av 2012. Ifølge ASN-styreleder Pierre-Franck Chevet er avvikene som er funnet "veldig alvorlige" og kan føre til sprekker. Skulle prognosene bekreftes ved nærmere undersøkelse, ville det bare være mulighet for å erstatte hele trykkbeholderen, noe som vil bety en forsinkelse på flere år og betydelig økende kostnader, eller oppgivelse av kraftprosjektet. I tillegg til Flamanville, kan fem andre planlagte EPRer under oppføring også bli påvirket av problemene, inkludert: i USA, Kina (Taishan) og Storbritannia (Hinkley Point).

I 2008 startet byggingen av atomkraftverket Taishan i den kinesiske provinsen Guangdong med to EPR-blokker. Ifølge Areva vil disse bli reist raskere fordi de regner med erfaring fra Olkiluoto og Flamanville. Fullføringsdatoen er også utsatt flere ganger i Kina.

Tekniske problemer i konstruksjon

Av de fire EPJ-systemene som er under konstruksjon, har to tekniske tekniske problemer. Den franske atomsikkerhetsmyndigheten (ASN) rapporterer om en trykkbeholder som allerede er installert i ståltaket på Flamanville-anlegget. Karboninnholdet i dette ståltaket er for høyt. I tester for motstand var verdien rundt 40 prosent under normen. Det kan derfor dannes fine sprekker senere. ASN-sjef Pierre-Franck Chevet sa: “Det er en produksjonsfeil som jeg vil beskrive som alvorlig eller veldig alvorlig fordi den påvirker en avgjørende komponent, kjelen. Oppmerksomheten vi tar til den er tilsvarende stor. "

økonomi

Lønnsomheten til et kraftverk skyldes strømproduksjonskostnadene samt inntektene som genereres på markedet eller strømbørsen. Strømproduksjonskostnadene skyldes i sin tur investeringskostnader og demonteringskostnader for et kraftverk samt faste og variable driftskostnader. Den praktiske håndboken for energiindustrien uttalt for et kjernekraftverk som drives i baselast med en effekt på 1600 MW og en kjøpesum på 4,2 milliarder euro når den ble satt i drift i 2004, koster produksjon av strøm på 50,2 euro / MWh. Siden spesielt investeringskostnadene har omtrent fordoblet seg siden den gang (se nedenfor), har nå produksjonskostnadene steget betydelig. Ifølge dagens informasjon er de mellom 70 og 110 euro / MWh og dermed godt over markedsprisen på elektrisk energi.

Investeringskostnader

Som alltid med kraftproduksjon med kjernekraftverk, har EPJ også relativt høye investeringskostnader; disse skal motregnes av lave driftskostnader over driftsperioden. EPJs investeringskostnader er ganske høye: det var opprinnelig forventet å være litt over 3 milliarder euro per blokk, men H. Böck fra Atomic Institute ved Vienna University of Technology antok i 2009 at den reelle prisen ville være over 5 milliarder euro. Nåværende prosjekter i Europa ligger på rundt 8,5 til 10,5 milliarder euro per 2015 (se tabell). I følge Areva kan anlegg i Kina være 40% billigere enn reaktorer i Frankrike. Det kan være flere grunner til dette: På den ene siden er renminbi betydelig undervurdert mot euro, med 48% ifølge Big Mac-indeksen . Komponenter som produseres i Kina drar nytte av dette og koster mindre. På den annen side har Kina betydelig mer konstruksjonserfaring med bygging av NPP: Stålforingen til Taishan 1 ble fullført i tide og budsjett, noe som ikke var mulig i Olkiluoto 3 og Flamanville 3.

Tabellen nedenfor gir en oversikt over EPJ-prosjektene og kostnadene.

Nei. Type plassering byggestart planlagt byggeslutt planlagt ferdigstillelse
stilling
estimerte
kostnader
reelle
byggekostnader
Stei-
forsinkelse
Blokker
kraft (netto)
spesifikke
investeringskostnader
Milliarder euro Milliarder euro % MW el € / kW
1 FIN-EPJ Olkiluoto 3 08/12/2005 6/2009 2020 3.2 1 8.5 +165,6 1600 5312
2 Standard EPJ Flamanville 3 12/03/2007 5/2012 2020 4 2 10.5 +162,5 1630 5214
3 Standard EPJ Taishan 1 28. oktober 2009 12/2013 2018 3,8 3 ? ? 1660 2289
4. plass Standard EPJ Taishan 2 04/15/2010 11/2014 2018 3,8 3 ? ? 1660 2289
5 UK EPR Hinkley Point C1 2019 2023 2025 £ 8 milliarder (ca € 9,5 milliarder) - - 1630 ca. 5800
Sjette UK EPR Hinkley Point C2 2017 2023 2025 £ 8 milliarder (ca € 9,5 milliarder) - - 1630 ca. 5800
7. UK EPR Sizewell C1 ennå ikke bestemt ? ? ? 1630 ?
8. plass UK EPR Sizewell C2 ennå ikke bestemt ? ? ? 1630 ?
1Verktøyet Teollisuuden Voima Oyj (TVO) signerte en fastpriskontrakt for 3,2 milliarder euro; forskjellen betales av Areva. For TVO er de spesifikke investeringskostnadene altså 2000 € / kW.
2I 2005, i god tid før byggingen startet, ble det antatt 3,3 milliarder euro, noe som tilsvarte 3,55 milliarder euro i 2008. Ved utgangen av 2008 ble kostnadene korrigert til 4 milliarder euro. Ifølge TPF GROUP involvert i konstruksjonen var prisen 3,4 milliarder euro eksklusive skatt. Med en merverdiavgift på 19,6% resulterer dette i byggekostnader på rundt 4 milliarder euro.
3 I henhold til kjøpsavtalen 26. november 2007, begge blokker for 8 milliarder euro, inkludert drivstoff til 2026. Per blokk antas å være 3,5 milliarder euro, pluss turbo satt til 300 millioner euro.

Generasjonskostnader

I utgangspunktet beregnes produksjonskostnadene til et kraftverk alltid etter samme ordning: Basert på de spesifikke investeringskostnadene, utnyttelsen og designlevetiden til kraftverket, legges kostnadene som påløper under driften av anlegget.

Produksjonskostnadene til et atomkraftverk består av driftskostnader, vedlikeholdskostnader, drivstoff og avhendingskostnader. I noen studier, for eksempel i "Sammenligning av strømproduksjonskostnader" av Technical University of Lappeenranta (LUT) av Risto Tarjanne og Aija Kivistö fra 2008, er avhendingskostnadene også inkludert i drifts- og vedlikeholdskostnadene. Disse er oppført separat nedenfor:

  • Kapitalkostnader : En betydelig kostnadspost ved drift av et atomkraftverk er kapitalkostnadene for bygging av kraftverket, som vanligvis dekkes av både egenkapital og gjeld. Når du tar opp utenfor kapital, er tre faktorer avgjørende: lånebeløpet, renten og varigheten. Alle studier er basert på livrentelån , noe som øker produksjonskostnadene med et konstant beløp i løpet av avskrivningsperioden (i dette tilfellet med 2,0 euro cent / kWh). For eksempel antar LUT-studien som er sitert ovenfor en 40-årig avskrivningsperiode, 5% realrente og 100% gjeldsfinansiering. Studien bemerker også at full finansiering av et kraftverk med lånt kapital er en konservativ antagelse , og det samme er renten på 5%, som var rundt 2% høyere enn markedsstandarden på den tiden (2011). Siden EVUer vanligvis har A-rating, er rentene relativt lave. Rentene har fortsatt å synke det siste tiåret på grunn av ECBs løse pengepolitikk. I januar 2020 gir EDF-obligasjoner med en gjenværende løpetid på 29 år bare 1,272%. Hvis den kapitalverdimetoden som skal brukes, benyttes, vil diskontering av fremtidige inntekter fra salg av elektrisitet på byggetidspunktet gi betydelig høyere nåverdier. Lønnsomheten til investeringen øker massivt på tidspunktet for investeringsbeslutningen. I studien ble investeringskostnadene satt til 2750 € / kW, med en effekt på 1500 MW, noe som resulterte i investeringskostnader for en kraftenhet på 4.125 milliarder euro. Imidlertid er disse tallene nå utdaterte. Fra og med 2013 er investeringskostnadene for reaktorene under bygging i Europa i Olkiluoto og Flamanville rundt 5200-5300 € / kW og dermed rundt dobbelt så høye som antatt i 2008-studien. De planlagte kraftverkene på Hinkley Point-stedet er rundt 5800 € / kW (se tabellen ovenfor). Kapitalkostnadene øker tilsvarende i samme forhold til 3,8–4,0 eurosent / kWh (Olkiluoto og Flamanville) og 4,3 eurosent / kWh (Hinkley Point).
  • Driftskostnader : Disse kostnadene påløper blant annet systemet. for personale, inspeksjoner og strømbehov i tomgangstider. På grunn av sin høyere enhetskapasitet sammenlignet med tidligere kraftverk, kan EPJ oppnå besparelseseffekter på grunn av nedbrytingseffekten - mer strømproduksjon med færre personell og færre komponenter per kilowattime. United States Department of Energy (DoE) rapporterer produksjonskostnader på 1 ct / kWh for eksisterende (dvs. avskrives) amerikanske kjernekraftverk. Imidlertid inkluderer dette tallet også de amerikanske avhendingskostnadene.
  • Vedlikeholdskostnader : Vedlikeholdskostnader påløper når komponenter må byttes ut eller systemet oppgraderes med en ny dampgenerator eller en ny turbogenerator. Sammenlignet med tidligere modeller har EPR 16% færre pumpe- og turbindeler, 23% færre komponenter i varmevekslerne, 30% færre tanker og 26% færre ventiler. Areva oppgir derfor en besparelse på 35% i vedlikeholdskostnader. LUT-studien gir drifts- og vedlikeholdskostnader på 1 ct / kWh, som også inkluderer avhendingskostnader. The Nuclear Energy Institute (NEI) gir 1,49 cent / kWh (1,1 € cent / kWh) for drifts- og vedlikeholdskostnader for de eksisterende kraftreaktorer i USA.
  • Drivstoffkostnader : 235 U-andelen i kjernedrivstoffet i EPR må være mellom 1,9 og 4,9%. Prisen for uran (V, VI) oksid og uranseparasjonsarbeid kan sees på børsen daglig. Bruken av MOX-drivstoffelementer forårsaker betydelig høyere drivstoffkostnader, som avhenger av opprinnelsen til plutonium.

I studien fra Technical University of Lappeenranta beregnes for eksempel produksjonskostnader i avskrivningsperioden på 3,5 ct / kWh, siden avskrivningen strekkes over 25 år og investeringskostnadene er lavere.

Areva selv indikerer at produksjonskostnadene er minst 10% lavere enn i eksisterende atomkraftverk, med 1500 MW e ytelse. Disse beregningene inkluderer ikke kostnadene for deponering, ombehandling og sluttlagring av radioaktive fisjonsprodukter.

Datatabeller

Merk: Informasjonen vedrører den første EPJ i Olkiluoto NPP
Tekniske spesifikasjoner:
Termisk ytelse 4300 MW th
Generatorkraft 1720 MW
Elektrisk kraft (netto) 1600 MW
Effektivitet (netto) 37%
Personlig elektrisk forbruk 120 MW
Prosjektert driftstid 60 år
Totalt volum av kraftverket 1.000.000 m³
Kjernereaktor:
Atomdrivstoff UO 2
Antall drivstoffelementer 241
Drivstoffstenger per drivstoffmontering 265
Lengde på drivstoffenheter 4,8 m
Aktiv høyde på kjernen 4,2 m
Diameter av kjernen 3,77 m
Drivstoffmasse omtrent 128 tonn uran
berikelse 1,9-4,9% spaltbart materiale
Brenne av 45 GWd / t
Gap fraksjon i plutonium blandet oksid drivstoff 50% 239 Pu; 27% 235 U; 14% 241 Pu; 9% 238 U
Absorberpakke 89
Begrens nøytronfluens (> 1 MeV ) for trykkbeholder ca. 10 19 n / cm²
Gjennomsnittlig oppvarmingshastighet per drivstoffstang 156,1 W / cm
Kjernens energitetthet ca 91,7 MW / m³
Reaktorinnløpstemperatur 296 ° C
Reaktorutløpstemperatur 328 ° C
Sentrifugalpumper:
Nummer 4. plass
Massestrømningshastighet per pumpe 23.135 kg / s
Trykk i kretsen 155 bar
Maksimalt hode 102 m, ±% 5
Rotasjonsfart 1465 o / min
Effektbehov per pumpe 9 MW
Pressurizer:
Nummer 1
Designtrykk 176 bar
Designtemperatur 362 ° C
Tom masse 150 t
Avlastningsventiler 3 × 300 t / t
Sikkerhetsventil (bruddskive) 1 × 900 t / t
Damp-generator:
Nummer 4. plass
Varmevekslerareal per dampgenerator 7960 m²
Antall rør per dampgenerator 5980
Total masse 520 t
Fôr vanntemperaturen 230 ° C
Overopphetet damptemperatur 293 ° C
Damptrykk 78 bar
Dampmassestrøm 2443 kg / s
Turbin:
Nummer 1
Damptrykk høytrykksturbin 75,5 bar
Antall høytrykksturbiner 1
Antall lavtrykksturbiner 3
rotasjonsfart 1500 o / min
Total diameter 6,72 moh
Lengde på turbosettet 68 moh
Turbineutgangsflate 180 m²
Generator:
Nummer 1
Nominell kraft 1992 MVA
Effektiv ytelse 1793 MW el
Magnetiserende strøm 9471 A.
Maktfaktor 0,9
Kjølegass hydrogen
Kondensatorer:
Nummer Sjette
Kjøleflate 110 000 m²
Kjølevannstrøm 57 m³ / s
Kondensatortrykk 24,7 mbar
Matevann:
Mat vannpumper 4. plass
Fôr vannvarmeren 7 nivåer
Sikkerhetsteknologi:
Inneslutningsvolum 80 000 m³
Designtrykk 5,3-5,5 bar
Antall sikkerhetscontainere 2
Nødkjølesystemer 4 × 100%
Nødmating i dampgenerator 4 × 50%
Maksimal bakkeakselerasjon 0,25 g

weblenker

Individuelle bevis

  1. a b c Andrew Teller, Areva: EPR ™ Reactor: Evolution to Gen III + basert på velprøvd teknologi ( Memento fra 31. januar 2012 i Internet Archive ) (PDF; 746 kB)
  2. IAEA Studsvik-rapport: AVANSERTE KJERNREAKTORTYPER OG TEKNOLOGIER (PDF; 7,5 MB)
  3. LRST Aachen: EU-Comas ( Memento av den opprinnelige datert 04.12.2017 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og ennå ikke kontrollert. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.lrst.rwth-aachen.de
  4. et b Siempelkamp Nukleartechnik: Kjerne-catcher komponenter for EPR ( minnesmerke av den opprinnelige fra 21 mars 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.siempelkamp.com
  5. a b Society for Plant and Reactor Safety (GRS) - Simulation of Melt Spreading in Betraktning av faseoverganger ( Memento of the original from 19. januar 2012 i Internet Archive ) Info: Arkivkoblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF, 1,2 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.eurosafe-forum.org
  6. a b CEA: VULCANO Spreading Program (PDF; 341 kB)
  7. Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research (ECOSTAR)  ( side ikke lenger tilgjengelig , søk i nettarkiverInfo: Linken ble automatisk merket som defekt. Sjekk lenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.@1@ 2Mal: Dead Link / ftp.cordis.europa.eu  
  8. Handelsblatt: Utestengt hjemme, ettertraktet internasjonalt
  9. EDF: EDF: Den første av to EPR-reaktorer ved Kinas atomkraftverk i Taishan går i kommersiell drift. 14. desember 2018, åpnet 14. desember 2018 .
  10. verdens kjernefysiske nyheter: Verdens andre EPJ starter operasjoner 9. september 2019
  11. 36-timers Hinkley Point betongheller frigjør £ 70m | Byggespørsmål. Hentet 10. desember 2018 .
  12. a b c Forskjeller i forskjøvet sikkerhetskonsept: Sammenligning av Fukushima Daiichi med tyske systemer ( minnesmerke av den opprinnelige fra 08.01.2012 i Internet Archive ) Info: Den arkivet koblingen ble automatisk satt inn og ennå ikke kontrollert. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.kernenergie.de
  13. et b c KIT: Kapittel 3: Avanserte lettvannsreaktorer ( Memento av den opprinnelige fra 18 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkiv koblingen er satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 4,4 MB). @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.ifrt.kit.edu
  14. et b JAITAPUR EPR REACTOR ( Memento av den opprinnelige fra 14 november 2011 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF, 48 kB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.npcil.nic.in
  15. ^ Gen IV Forum - Grunnlag for sikkerhetsmetoden for design og vurdering av generasjon IV kjernefysiske systemer: "Parallelt, mot Gen II-systemene, er de kvantitative sikkerhetsmålene som gjelder reaktorene i tredje generasjon (f.eks. AP1000 og EPR) veldig ambisiøse og garanterer et forbedret beskyttelsesnivå som reduserer risikonivået på en påviselig måte. Den RSWG mener at dette oppnås nivået er utmerket, og kan holdes som en referanse for fremtidige reaktorer “. ( Memento av den opprinnelige fra 08.01.2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket . Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF, 1,3 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.gen-4.org
  16. AREVA: Tester av de passive sikkerhetssystemer SWR 1000 på nybygde INKA test stå i Karl ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke vært sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.atomforum.de
  17. - ( Memento av den opprinnelige fra 15 mai 2015 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / de.areva.com
  18. Areva / Mitsubishi ATMEA1 (PDF; 1,1 MB)
  19. ATMEA1 reaktor ( minnesmerke av den opprinnelige fra 23 september 2015 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.atmea-sas.com
  20. et b Visiatome - nucléaire du Futur / Enjeux ET Technologies / La Voie alternativ du thorium ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkiv koblingen er satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 1,3 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.amisduvisiatome.com
  21. a b Center national de la recherche scientifique (CNRS) - Parcs symbiotiques RNR-EPR syklus U et Th (PDF; 5,6 MB)
  22. ^ Eksperter krever ettermontering av franske atomkraftverk . I: Süddeutsche Zeitung , 17. november 2011, åpnet 18. november 2011
  23. a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t TVO (PDF; 7,4 MB)
  24. et b c d e f g h i j US-EPR ( Memento av den opprinnelige fra 23. november 2011 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.areva-np.com
  25. [1]
  26. WNA - Plutonium / Arevas EPR-design er i stand til å kjøre en full kjernebelastning på MOX.
  27. Areva - EPR-reaktor: reaktoren med veldig høy effekt / Et EPR-kraftverk kan operere med uran beriket opptil 5%, ombehandlet uran eller MOX-drivstoff (i varierende proporsjoner i henhold til kundens behov og opptil 100%)
  28. Forschungszentrum Jülich: Optimalisert konvertering av plutonium og americium i trykkvannsreaktorer ( Memento av den opprinnelige datert 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 11,8 MB) Grafikken vises på side 43/185. På rundt 50 MWd / kg for et konvoiesystem resulterer rundt 15% Pu-241 og 50% Pu-239 @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / juwel.fz-juelich.de
  29. ^ Thorium Power, Ltd. - Rodman & Renshaw-presentasjon september 2009 (selskapet endret navn til Lightbridge Corporation 29. september 2009.)
  30. Avanserte reaktorer med innovative drivstoff: andre verkstedprosedyrer - Thorium Fuel in LWR: En opsjon for en effektiv reduksjon av plutoniumlagrene
  31. a b c Vienna University of Technology / Austria (PDF; 3.9 MB)
  32. Siemens AG - Heving av damp i en enestående skala (PDF; 474 kB)
  33. Alstom Energy Acquisition | GE Power. Hentet 3. april 2021 .
  34. Alstom - Arabelle ™ dampturbin for kjernekraftverk ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.alstom.com
  35. Alstom - Teknisk prosjektdatablad ( Minne til originalen fra 31. januar 2012 i Internet Archive ) Info: Arkivlenken ble satt inn automatisk og er ennå ikke sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.alstom.com
  36. a b HOVEDFUNKSJONER AV KJERNESMELTSTABILISERINGSSYSTEMET FOR DET EUROPEISKE PRESSURISERTE VANNREAKTOREN (EPR) ( Minne til originalen fra 31. januar 2012 i Internet Archive ) Info: Arkivkoblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.iasmirt.org
  37. a b c UK-EPR: KAPITTEL 6: INNHOLD OG BESKYTTELSESYSTEMER (PDF; 2,0 MB)
  38. et b EDF - EPR Technology faktaark ( Memento av den opprinnelige datert 08.02.2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.sni.enel-edf.com
  39. a b c UK-EPR: FUNDAMENTAL SIKKERHETSOVERSIKT: "Redundante 100% kapasitetssikkerhetssystemer (ett per sikringsbygning) ordnet i fire tog er strengt delt inn i fire divisjoner. Denne divisjonsseparasjonen er gitt for elektriske og mekaniske sikkerhetssystemer. De fire divisjonene av sikkerhetssystemer samsvarer med et N + 2 sikkerhetskonsept. Med fire divisjoner kan en divisjon være ute av drift for vedlikehold, og en divisjon kan ikke fungere, mens de resterende to divisjonene er tilgjengelige for å utføre de nødvendige sikkerhetsfunksjonene, selv om man er ineffektiv på grunn av den innledende hendelsen. " ( Memento des Originals datert 31. januar 2012 i Internettarkivet ) Info: Arkivkoblingen ble satt inn automatisk og er ennå ikke sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.if.uidaho.edu
  40. US EPR Standard Design Certification, AREVA NP Inc. (PDF; 77 kB)
  41. et b c Areva - EPR ™: Den sikreste GEN III + reaktor ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkiv koblingen er satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF, 917 kB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / elektrownia-jadrowa.pl
  42. Gyldigheten av sikkerhetsmål (PDF; 65 kB)
  43. Valg av landet ved siden Oldbury Nuclear Power Station - Ytterligere informasjon om flomrisiko, stormflo og tsunamien ( Memento av den opprinnelige datert 11 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket . Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / data.nuclearpowersiting.decc.gov.uk
  44. STUK - FORELØPIG sikkerhetsvurdering PÅ Olkiluoto fire kjernekraftverk PROJECT ( Memento av den opprinnelige fra 18 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF, 1,2 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.stuk.fi
  45. amerikanske EPJ Mechanical Systems ( Memento av den opprinnelige fra 11. januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: Den arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.ne.doe.gov
  46. UK-EPR: FUNDAMENTAL SIKKERHETSOVERSIKT BILD 2: DESIGN OG SIKKERHET (PDF; 225 kB)
  47. UK-EPR: PCSR - Underkapittel 6.6 - Emergency Feedwater System (ASG) (EFWS) (PDF; 306 kB)
  48. PCSR - Sub-kapittel 15.3 - PSA ulykker i det brukte brenselet pool ( Memento av den opprinnelige datert 27 november 2011 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.epr-reactor.co.uk
  49. et b Tim Stack / Areva: EPJ Alvorlig ulykke Design Funksjoner ( Memento av den opprinnelige fra 11. januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.ne.doe.gov
  50. Søknad om prinsipiell tørking om bygging av en kjernekraftenhet - Olkiluoto 4 / Sikre drivstoffintegritet (PDF; 2,7 MB)
  51. SMiRT-15 EPR-ulykkescenarier og -bestemmelser  ( siden er ikke lenger tilgjengelig , søk i webarkiverInfo: Linken ble automatisk merket som defekt. Sjekk lenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.@1@ 2Mal: Dead Link / www.iasmirt.org  
  52. UK-EPR: PCSR - Underkapittel 15.3 - PSA for ulykker i bassenget for brukt drivstoff ( Memento of the original datert 27. november 2011 i Internet Archive ) Info: Arkivkoblingen ble satt inn automatisk og er ennå ikke sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.epr-reactor.co.uk
  53. AP1000®: en enkel, sikker og innovativ design som fører til reduksjon i Safety Risk ( Memento av den opprinnelige datert 22 november 2011 i Internet Archive ) Info: Den arkivet koblingen ble satt inn automatisk, og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 1,9 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / ap1000.westinghousenuclear.com
  54. Department of Energy - The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant ( Memento of the original from 18. desember 2011 i Internet Archive ) Info: Arkivkoblingen er satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.ne.doe.gov
  55. Introduksjon og generell beskrivelse av anlegget - AP1000 Design Control Document (PDF; 451 kB)
  56. GE-Hitachi - ESBWR Oversikt ( Memento av den opprinnelige fra 11. januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.ne.doe.gov
  57. TELEPERM XS-kvalifiserte skjermsystem. Oversikt, konsept og applikasjoner (PDF; 87 kB)
  58. Felles uttalelse om reguleringsposisjon på EPRs trykkvannsreaktor  ( siden er ikke lenger tilgjengelig , søk i nettarkiverInfo: Linken ble automatisk merket som defekt. Sjekk lenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.@1@ 2Mal: Toter Link / stuk.fi  
  59. verdensnyheter: EPR-systemendringer tilfredsstiller den britiske regulatoren
  60. ARIS  ( siden er ikke lenger tilgjengelig , søk i nettarkiverInfo: Linken ble automatisk merket som defekt. Sjekk lenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.@1@ 2Mal: Dead Link / aris.iaea.org  
  61. ^ World Nuclear Association - Last etter med PWR-kjernefysiske anlegg
  62. spiegel.de 24. februar 2009: Franskmennene bygger atomkraftverk i Italia
  63. Financial Times Deutschland, 13. juni 2011: Alvorlig nederlag for Berlusconi i atomavstemningen ( Memento fra 16. august 2011 i Internet Archive )
  64. FAZ, 13. juni 2011: Italia stemmer mot kjernekraft - og mot Berlusconi
  65. La Repubblica: Speciale elezioni 2011 , åpnet 16. juni 2011
  66. ^ A b Second Chinese EPR oppnår kritikk - World Nuclear News. Tilgang 31. mai 2019 .
  67. ^ Den andre EPR-reaktoren ved Kinas Taishan-atomkraftverk er i ferd med å gå i kommersiell drift. 6. september 2019, åpnet 5. oktober 2019 (en-en).
  68. Areva bygger ikke lenger kjernekraftverk - nettverk IT
  69. Teollisuuden Voima Oyj Delårsrapport januar - mars 2021. I: tvo.fi. TVO, 22. april 2021, åpnet 22. april 2021 .
  70. ^ Word Nuclear Association - Atomkraft i Storbritannia
  71. valutakurs.
  72. ^ Storbritannia, EDF streikeavtale om kjernefysisk prosjekt . I: Global Post , 17. oktober 2013. Hentet 18. oktober 2013.
  73. Englands nye atomkraft er dyrere enn solenergi . I: Wirtschaftswoche , 21. oktober 2013. Tilgang 23. oktober 2013.
  74. a b Merkelig forsinket kunngjøring av Hinkley Point C-2 Byggestart. 18. mars 2020, åpnet 17. oktober 2020 .
  75. https://www.edfenergy.com/energy/nuclear-new-build-projects/hinkley-point-c/about
  76. http://sizewell.edfenergyconsultation.info/
  77. http://www.world-nuclear-news.org/NN-Calvert-Cliffs-3-COL-withdrawn-2107157.html
  78. ^ NRC - Lokalisering av projiserte nye kjernekraftreaktorer
  79. Rapport om Nuclear Forum
  80. Flyktninghjelp: US EPR FINAL SAFETY ANALYSIS RAPPORT (PDF; 299 kB)
  81. et b Areva: EPR design og status av dagens EPJ-prosjekter ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 4,8 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / joomla.sns-online.ch
  82. ^ WNA: Reaktorkuppel installert på kinesisk EPR
  83. Areva feltrapport # 3 (PDF; 547 kB)
  84. Areva feltrapport 4 (PDF; 815 kB)
  85. Areva feltrapport nr. 5 (PDF; 793 kB)
  86. Areva New Build Field Report # 7 (PDF; 808 kB)
  87. Areva: Finland - Olkiluoto 3
  88. Areva: Newbuid EPR reaktorer ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.nuke.hun.edu.tr
  89. ^ WNA: Tung produksjon av kraftverk
  90. ^ Areva: Taishan 1 & 2 - Kina: Forsyningskjede
  91. BABCOCK NOELL: EPR Olkiluoto, Finland
  92. Olkiluoto 3 skal være klar i 2018 . I: Helsinki Times , 9. oktober 2014. Hentet 9. oktober 2014.
  93. Milliarders grav . taz. 9. oktober 2014. Hentet 9. oktober 2014.
  94. a b Alvorlige mangler ved kjernekraftverket i Flamanville . I: Handelsblatt , 17. april 2015. Hentet 18. april 2015.
  95. a b c Andel av verdens største atomselskap krasjer . I: Die Tageszeitung , 20. november 2014. Hentet 18. april 2015.
  96. areva.com: Taishan 1 & 2 - viktige milepæler (sist oppdatert desember 2012), åpnet 28. oktober 2014.
  97. http://www.taz.de/Sicherheitsprobleme-in-Atomanlagen/!158566/
  98. Panos Konstantin, praktisk guide til energiøkonomi. Energikonvertering, transport og anskaffelser i det liberaliserte markedet. Berlin - Heidelberg 2009, s. 302.
  99. Franskmennene er i tvil om kjernekraft . I: Die Zeit , 6. desember 2012. Hentet 2. januar 2014.
  100. E.ON og RWE velter atomkraftverkplanene i Storbritannia . I: Reuters , 29. mars 2012. Hentet 2. januar 2014.
  101. ^ Storbritannia, EDF streikeavtale om kjernefysisk prosjekt . I: Global Post , 17. oktober 2013. Hentet 2. januar 2014.
  102. http://www.taz.de/Probleme-beim-Reaktor-Bau-in-Frankreich/!5229699/
  103. Bloomberg: Kina bygger atomreaktor for 40% mindre enn kostnad i Frankrike, sier Areva
  104. Bloomberg: French Nuclear Watchdog Says EDF Har Problems With Flamanville EPR Liner
  105. Forsinkelser forårsaker nye problemer hos Siemens . I: Handelsblatt , 11. februar 2013. Hentet 11. februar 2013.
  106. a b Taishan EPR Nuclear Reactor Project Forsinket. powermag, 23. februar 2017, åpnet 21. juni 2017 .
  107. ^ Hinkley Point C får klarsignal for bygging . 28. mars 2017. Hentet 21. juni 2017.
  108. ^ A b Hinkley Pont C: Streik handlingstrussel over avviste bonuser . 7. juni 2017. Hentet 17. juni 2017.
  109. a b Begge blokkene forventes å koste rundt 19 milliarder euro. Kritikk av britiske atomplaner . I: Frankfurter Allgemeine Zeitung , 22. oktober 2013. Tilgang 23. oktober 2013.
  110. WNN: Areva forventer tap etter utvinning av Olkiluoto-kommisjonen
  111. ^ WNA: Atomkraft i Frankrike
  112. TPR Engineering: kjernekraftverk EPR Flamanville - Frankrike ( Memento av den opprinnelige fra 03.10.2013 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble automatisk satt inn og ennå ikke kontrollert. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.tpf.eu
  113. Areva: The Taishan 1 & 2-prosjektet ( Memento av den opprinnelige fra 31 januar 2012 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 2,9 MB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / elektrownia-jadrowa.pl
  114. WNA: Atomkraft i Kina, Taishan 1 & 2 EPR
  115. et b c d e Sammenligning av kraftproduksjon kostnader ( Memento av den opprinnelige fra 14 oktober 2011 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen. (PDF; 357 kB) @1@ 2Mal: Webachiv / IABot / www.doria.fi
  116. Electricité de France SA (EDF) euro obligasjonslån, forfall 09.12.2049, FR0013465424 | comdirect Informer. Hentet 5. januar 2021 .
  117. ▷ Netto nåverdimetode forklart enkelt - eksempel med oppgave og løsning. Hentet 5. januar 2021 .
  118. EIA: Gjennomsnittlige driftsutgifter for kraftverk for store amerikanske investoreide elektriske verktøy
  119. ^ NEI: Kostnader: Drivstoff, drift og avfallshåndtering