nucmag.com

2018

Special print ı atw ı Volume 63 (2018) Issue 3 ı March

The Technology of TVHTR-Nuclear-PowerStations With Pebble Fuel Elements

Special print

Urban Cleve

atw Vol. 63 (2018) | Issue 3 ı March

Research and InnovationThe Technology of TVHTR-Nuclear- Power Stations With Pebble Fuel Elements ı Urban Cleve

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The Technology of TVHTR-Nuclear- Power Stations With Pebble Fuel ElementsPower and Heat for the Production of Drinking Water Out of Sea­ wastewater and/or Hydrogen in Combination with Solar Plants

Urban Cleve

Basic design features and operational experiences

Design principals of TVHT reactorsThe German development of TVHTR Power Stations [4, 5, 6] was primarily initiated through the ideas of Prof. Dr. R. Schulten. He developed this tech-nology in the 1950`s while employed by Brown Boveri. Dr. Schulten became CTO at the new BBC/Krupp Reaktor-bau GmbH in Mannheim and later as Professor and Director of KFA-Jülich Nuclear Research Department [6]. Dr Schulten stated: “In the field of Nuclear Energy, the AVR Reactor occupies a specific unique position. Helium gas cooled, graphite moderated, inherently safe and the hottest reactor worldwide. It is the story of the only pure German development of nuclear power plant technology.”

Main design features of the AVR Reactor are:

� Spherical graphite fuel elements which contain the fission material.

� Graphite as main core construction material and as reflector and mod-erator.

� A safe integrated reactor concept with helium used for the cooling gas.

� Enclosed primary helium gas cir-cuit in one reactor vessel.

These are the most important basics for safe operation. The goal until now has been the construction of an inherently safe nuclear power station with out-standing nuclear and design safety [6, 19].

AVR power stationThe technology of the AVR was set up from “zero”, Figure 1, as there was no prior experience with engineering and design of components operating in a helium environment [1, 2].

The complete new development of all components was a huge challenge and consequently routine delays and cost increases were experienced. Additionally, the TÜV, a regulatory oversight business, underwent phases

of learning and had to develop better testing methods for the nuclear power stations. During cold tests under nor-mal environmental temperature and pressure all components were exten-sively and successfully tested.

� The steam generator, Figure 2, was constructed several times and during production new test proce-dures had to be developed. After completion it underwent a helium pressure test, the first of its kind worldwide.

� The absorbing rods functioned hundreds of times without show-ing any problems. After installing into the reactor and tested in a helium atmosphere they failed completely. It needed extensive design improvements, after which functioned perfectly.

� All components of the pebble charging system were tested over years of operation. They showed only some problems during opera-tion and improvements could be performed under radioactive con-ditions using specially designed equipment.

� Nearly 600 helium valves manu-factured by suppliers failed com-pletely and had to be newly designed and tested under helium conditions. The new design (by BBK) was a great success. No further problems were identified after testing in a helium atmos-phere.

All problems had been solved and an average yearly availability of 66.4  % with a maximum of 92 % per year was achieved during 23 years of operation including the periods for which nu-merous experiments were performed.

This probably established a world record for a completely new reactor design.

The section through the AVR with inner core, the graphite reflector, thermal shield, inner reactor pressure vessel, biological shield 1 and the outer pressure vessel is shown in Figure 3.

| Fig. 1. The AVR 46 MWth/15 MWel Experimental HTR Power plant.

| Fig. 3. Section through the AVR reactor.

| Fig. 4. View into the core of the AVR.

| Fig. 2. The AVR steam generator during manufacturing.

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atw Sonderdruck Vol. 63 (2018) | Ausgabe 3 i März/Übersetzung August 2018

Die Technologie der TVHTR-Kernkraftwerke mit Kugelbrennelementen.

Strom und Wärme zur Trinkwassergewinnung aus Meerwasser und/oder Wasserstoff

in Kombination mit Solaranlagen

Urban Cleve (Übersetzung ins Deutsche durch Dipl.Ing. Jochen Michels, Neuss)

Grundlegende Konstruktionsmerk-

male und Betriebserfahrungen

Konstruktionsprinzipien von

TVHT-Reaktoren

Die deutsche Entwicklung der

TVHTR-Kraftwerke [4, 5, 6] wurde

vor allem durch die Ideen von Prof.

Dr. R. Schulten initiiert. Er entwick-

elte diese Technologie in den 1950s,

während er bei Brown Boveri bes-

chäftigt war. Dr. Schulten wurde

CTO bei der neuen BBC/Krupp

Reaktorbau GmbH in Mannheim und

später Professor und Leiter der KFA-

Jülich Kernforschung[6]. Dr. Schul-

ten sagte:

"Im Bereich der Kernenergie

nimmt der AVR-Reaktor eine be-

sondere Stellung ein. Heli-

umgasgekühlt, graphitmodifiziert, in-

härent sicher und der heißeste

Reaktor weltweit. Es ist die Ges-

chichte der einzigen rein deutschen

Entwicklung der Kernkraftwerkstech-

nik."

Die wichtigsten Kon-

struktionsmerkmale des AVR-

Reaktors sind:

■ Kugelgraphit-Brennelemente,

die das Spaltmaterial enthalten.

■ Graphit als Hauptbaustoff und

als Reflektor und Moderator.

■ Ein sicheres integriertes

Reaktorkonzept mit Helium für das

Kühl-Gas

. ■ Geschlossener primärer Heli-

umgaskreislauf in einem

Reaktorbehälter.

Dies sind die wichtigsten

Grundlagen für einen sicheren Be-

trieb. Ziel war bisher der Bau eines

inherent sicheren Kernkraftwerks mit

hervorragender nuklearer und kon-

struktiver Sicherheit[6, 19].

AVR-Kraftwerk

Die Technologie des AVR

wurde von "Null" an aufgebaut Ab-

bildung 1,, da es keine Erfahrung mit

der Konstruktion und dem Design

von Komponenten gab, die in einer

Heliumumgebung arbeiten.

Die komplette Neuentwicklung

aller Komponenten war eine große

Herausforderung und führte zu rou-

tinemäßigen Verzögerungen und

Kostensteigerungen. Zusätzlich

durchlief der TÜV, ein

aufsichtsrechtliches Unternehmen,

mehrere Lernphasen und musste bes-

sere Testmethoden für die Kernkraft-

werke entwickeln. Bei Kalttests unter

normalen Umgebungstemperaturen

und -drucken wurden alle Kompo-

nenten ausgiebig und erfolgreich

getestet.

■ Der Dampferzeuger, Bild 2,

wurde mehrfach gebaut und während

der Produktion mussten neue Testver-

fahren entwickelt werden. Nach

seiner Fertigstellung wurde er einem

weltweit ersten Heliumdrucktest un-

terzogen.

Die Absorberstäbe funktion-

ierten hunderte Male ohne Probleme.

Nach dem Einbau in den Reaktor und

der Prüfung unter Helium-Atmos-

phäre sind sie komplett ausgefallen.

Es bedurfte umfangreicher Design-

verbesserungen, danach funktionierte

es einwandfrei.

Alle Komponenten des Ku-

gelbeschickungssystems wurden über

Jahre hinweg getestet. Sie zeigten nur

einige Probleme während des Be-

triebs und Verbesserungen konnten

unter radioaktiven Bedingungen mit

speziell entwickelten Geräten durch-

geführt werden.

■ Fast 600 Heliumventile von

Zulieferern sind komplett ausgefallen

und mussten neu konstruiert und un-

ter Heliumbedingungen getestet

werden. Das neue Design (von BBK)

war ein großer Erfolg. Nach der

Prüfung in Heliumatmosphäre

wurden keine weiteren Probleme fest-

gestellt.

Alle Probleme waren gelöst und

eine durchschnittliche jährliche Ver-

fügbarkeit von 66,4 % mit einem

Maximum von 92 % pro Jahr wurde

während 23 Betriebsjahren einschlie-

ßlich der Zeiträume, für die zahl-

reiche Experimente durchgeführt

wurden, erreicht.

Damit wurde wahrscheinlich ein

Weltrekord für ein völlig neues

Reaktordesign aufgestellt.

Der Schnitt durch den AVR mit

Innenkern, dem Graphitreflektor, dem

Hitzeschild, dem inneren

Reaktordruckbehälter, dem biolo-

gischen Schild 1 und dem äußeren

Druckbehälter ist in Abbildung 3

dargestellt.

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Research and InnovationThe Technology of TVHTR-Nuclear- Power Stations With Pebble Fuel Elements ı Urban Cleve

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� We had only one major problem, an incident of INES 1. Only one of the some thousand weldings of the steam generator leaked. After sev-eral months of repair the steam generator functioned very good again with full capacity. [6, 7].

� The inner core structure, Figure 4, has a diameter of 3 m and 4.5 m high.

� The fuel charging unit, [7, 8] Figure 5, designed and developed by BBK, with all its numerous com-ponents functioned sensationally well. In 23 Years of operation only 220 pebbles were discharged. This was a figure of 0.0092 % of the 2,400,000 moved pebbles. A basic diagram of the fuel cycle shows Figure 6 [7, 8, 9].

� After decommissioning in 1989 it was ascertained, that the complete graphite interior had not moved by one millimeter. It looked as newly installed. Only some very small accumulations of graphite dust in some corners could be detected.

� According to the INES scale only one incident occurred with “1“, all other events had an INES level of “zero“ during 23 years of operation [6, 7].

� Because of the excellent function-ing of all de- and remounting equipment for the components, repairs could be done during oper-ating of the reactor. No personal had been injured by radiation.

� The AVR had to be shut down only by political reasons in 1988. It was an excellent test reactor for a variety of different fuel elements with different kinds of composi-tions of Uranium, Thorium and Plutonium. All these international experiments must be stopped, a very poor decision for future devel-opment of HTR-Power-Stations worldwide.

As a result, it can be confirmed, that the operation of the AVR Reactor was a unique success story.

The AVR modul reactorAn AVR design, modified with an inte-grated Heprim/Hesec heat exchanger and only one steel pressure vessel, is the far best developed and opera-tional completely tested.

Modul concept of a Small Model HTR (SMHTR) up to 100 MWth/40 MWel

The design of the THTR­300el­ Demonstration Nuclear Power StationThe basic design of the THTR-300 Power Station started in 1965, Figure  7. No prior experience from the AVR could be brought into the new design (Figure 8).

The main design differences of the THTR-300 to the AVR are:

� Pre-stressed concrete pressure vessel (PCPV) instead of two steel- vessels (Figure 9). The dimension was 25 meters in diameter and 28  meters high. The PCPV was chosen primarily for safety reasons. A model with a scale of 1:20 was tested with water pressure. Very small cracks occurred at a pressure between 90-120 bar. The main crack was Occurred at 190 bar. After a pressure drop to 40 bar the vessel was nearly gastight again. This test was the baseline for the calculation of the THTR-300 PCPV [28].

� A closed inner circuit of helium cooling gas to avoid the release of fission products and graphite dust. This was the most important design factor to avoid release of contaminated primary helium gas or contaminated particles of graphite dust.

� Helium gas flow from top to bottom.

� TRISO-Pebbles as fuel elements. � All other components such as

blowers, fuel element feeding and handling components, graphite structures, etc. were designed and improved very similar to the com-ponents of the AVR and showed no problems.

New nuclear calculations of the reac-tor physics showed, that the diameter

| Fig. 5. View into the core of the AVR.

| Fig. 7. THTR-300 MWel/750MWth Demonstration Power Station.

| Fig. 8. Survey of the THTR-300.

| Fig. 6. Fuel cycle of pebble bed transportation system.

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Wir hatten nur ein größeres

Problem, einen Vorfall nach

INES 1. Nur eine der mehreren

tausend Schweißungen des

Dampferzeugers war undicht.

Nach mehrmonatiger Reparatur

funktionierte der

Dampferzeuger wieder sehr gut

mit voller Leistung. [6, 7].

Die innere Kernstruktur,

Bild 4, hat einen Durchmesser

von 3 m und 4,5 m hoch.

Das von BBK entworfene

und entwickelte Kraftstoff-

Ladegerät [7, 8] Bild 5 mit all

seinen zahlreichen Komponen-

ten funktionierte sensationell

gut. In 23 Jahren Betrieb

wurden nur 220 Kugeln ausges-

teuert. Das waren 0,0092 % der

2.400.000 bewegten Kugeln.

Ein Basisdiagramm des

Brennstoffkreislaufs zeigt Ab-

bildung 6 [7, 8, 9].

Nach der Stilllegung 1989

wurde festgestellt, dass sich der

gesamte Graphitinnenraum

nicht um einen Millimeter

bewegt hatte. Es sah aus wie

neu installiert. Es konnten nur

sehr kleine Anhäufungen von

Graphitstaub in einigen Ecken

festgestellt werden.

Nach der INES-Skala

ereignete sich nur ein Vorfall

mit "1", alle anderen Ereignisse

hatten während 23 Betriebsjah-

ren einen INES-Wert von

"Null"[6, 7].

■ | Aufgrund der hervorra-

genden Funktion aller De- und

Remontageeinrichtungen für

die Komponenten konnten

Reparaturen während des Be-

triebs des Reaktors durch-

geführt werden. Kein Mensch

wurde durch Strahlung verletzt.

■ Der AVR musste 1988

aus politischen Gründen ges-

chlossen werden. Es war ein

ausgezeichneter Testreaktor für

eine Vielzahl verschiedener

Brennelemente mit unterschie-

dlichen Zusammensetzungen

von Uran, Thorium und Pluto-

nium. All diese internationalen

Experimente müssen gestoppt

werden, eine sehr schlechte

Entscheidung für die zukünftige

Entwicklung von HTR-Kraft-

werken weltweit.

Damit kann bestätigt

werden, dass der Betrieb des

AVR-Reaktors eine einzigartige

Erfolgsgeschichte war.

Der AVR-Modulreaktor

Ein AVR-Design, modi-

fiziert mit einem integrierten

Heprim/Hesec-Wärmetauscher

und nur einem Stahldruck-

behälter, ist das am weitesten

entwickelte und funk-

tionstüchtige, vollständig

getestete

Modulkonzept eines

kleinen Modell -HTR

(SMHTR) bis 100 MWth/40

MWel.

Aufbau des THTR-300el-

Demonstrationskernkraft-

werks

Der Grundaufbau des

THTR-300 Kraftwerk wurde

1965 in Betrieb genommen,

Abbildung 7. Es konnten keine

Erfahrungen aus dem AVR in

das neue Design eingebracht

werden (Bild 8).

Die Hauptunterschiede

zwischen dem THTR-300 und

dem AVR sind:

■ Spannbeton-Druck-

behälter (PCPV) anstelle von

zwei Stahlbehältern (Bild 9).

Die Dimension war 25 Meter

im Durchmesser und 28 Meter

hoch. Der PCPV wurde vor al-

lem aus Sicherheitsgründen

gewählt. Ein Modell im

Maßstab 1:20 wurde mit Was-

serdruck getestet. Bei einem

Druck zwischen 90-120 bar

traten sehr kleine Risse auf. Der

Hauptriss trat bei 190 bar auf.

Nach einem Druckabfall auf 40

bar war der Behälter wieder na-

hezu gasdicht. Dieser Test war

die Grundlage für die Berech-

nung des THTR-300

PCPV[28].

■ Ein geschlossener innerer

Kreislauf aus Heliumkühlgas

zur Vermeidung von

Spaltprodukten und Graphit-

staub. Dies war der wichtigste

Konstruktionsfaktor, um die

Freisetzung von kon-

taminiertem Primärheliumgas

oder kontaminierten Graphit-

staubpartikeln zu vermeiden.

■ Helium-Gasfluss von

oben nach unten.

■ TRISO-Kugel als Bren-

nelemente.

■ Alle anderen Komponen-

ten wie Gebläse, Brennele-

mentzufuhr- und Handhabung-

skomponenten, Graphit-

strukturen usw. wurden sehr

ähnlich wie die Komponenten

des AVR konzipiert und

verbessert und zeigten keine

Probleme.

Neue nukleare Berechnungen

der Reaktorphysik zeigten, dass

der Durchmesser des Kerns

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of the core with 5.6 m was too large, so the shutdown rods in the surround-ing graphite reflector could not cool the pebbles to the low temperatures necessary in case of shutdown of the reactor. Until this time no prior experience was available with the behavior of the graphite core struc-ture during extended operation. Therefore, the decision was made to insert the shutdown rods directly into the pebble bed with the potential danger of crushing the fuel elements. An alternative design with a pebble bed ring core PBRC (Figure 10) [4] could not be chosen, as no prior experience existed with the behavior of the graphite structure in the AVR. Testing of the insertion of rods into the pebble bed could not be per-formed under operational conditions. This decision was discovered later when operating the THTR-300 during commissioning of the power station which was a terrible mistake. There was no nuclear risk, but 0.6 % of the pebbles ruptured which was

substantially higher when compared to the results of the AVR at 0.0092 %.

All operational difficulties with the THTR-300-Reactor based on this unique problem.

Table 1 [14] shows the differences between calculated design parameters and the parameters in operation. Smaller differences cannot be calcu-lated and it was determined that without the problems of a high percentage of crushed pebbles, the THTR-300 would have been operated with the same high operational times as obtained with the AVR.

Today, it can be determined that the PBRC would have avoided all of these difficulties. The stability of the graphite structure of the AVR ascer-tained after the shutdown of the AVR, proved this design could be the basis for a new PBRC which was patented in 1965 [4].

The positive results of the opera-tion of the THTR-300 include [11, 12, 13]:

� HTR power stations can be oper-ated and connected to the power grid in the same manner as con-ventional power plants.

� Rupture of fuel elements does not increase the radioactivity of pri-mary helium cooling gas.

� Thermodynamic efficiency is as high as in conventional power plants.

� The nuclear and radiological safety of personal and environment is excellent.

� No radiation injuries, neither in the AVR nor in the THTR-300 occurred.

� The contaminated primary helium gas and graphite dust are safely surrounded and contained in the PCPV.

� The pre-stressed concrete pressure vessel PCPV showed it was an excellent safety barrier against radiation, plane crashes, terrorist attacks, and earthquakes up to the highest magnitudes, etc.

The pebble fuel elements

Design and operational experiences with pebble fuel elementsThe most important components of a nuclear power station are the fuel elements. They contain the fissile material for generating the energy and the more robust the fuel elements the safer the nuclear plant. The main material of a pebble fuel element is graphite and they have a diameter of

| Fig. 9. Pre-stressed concrete pressure vessel and THRT-300 core.

| Tab. 1. THTR-300, Comparison of key plant parameters.

| Fig. 10. Concept of pebble bed ring core.

| Fig. 11. Original concept of a pebble and later installed TRISO pebble.

| Fig. 12. Arrangement of a TRISO-pebble.

Plant parameter Units Calculated values Measured values

Reactor thermal power MW 761 65 763 5

Circulated speed rpm 5,369 5,361

Helium flow kg/s 297 293 9

SG inlet He temperature °C 750 750 4

SG outlet He temperature °C 247 245 9

Feedwater flow kg/s 254 253 9

Main steam temperature °C 545 544 3

Main steam pressure bar 186 184 9

Reheat flow kg/s 247 3 237 9

Reheat temperature °C 535 532 3

Reheat pressure bar 46 3 47 5

Generator output MWe 305 9 306

Net electric output MWe 295 5 295 6

Net heat rate kcal/kWh 2,145 2,134

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mit 5,6 m zu groß war, so dass

die Abschaltstäbe im

umgebenden Graphitreflektor

die Kugeln nicht auf die beim

Abschalten des Reaktors not-

wendigen niedrigen Tempera-

turen kühlen konnten. Bis zu

diesem Zeitpunkt lagen noch

keine Erfahrungen mit dem

Verhalten der Graphitkern-

struktur bei längerem Betrieb

vor. Deshalb wurde bes-

chlossen, die Abschaltstäbe

direkt in das Kugelbett ein-

zubringen, mit dem Risiko, dass

die Brennelemente zerquetscht

werden. Ein alternatives Design

mit einem Kugelbettringkern

PBRC (Bild 10)[4] konnte nicht

gewählt werden, da keine

Erfahrung mit dem Verhalten

der Graphitstruktur im AVR

vorhanden war. Die Prüfung

des Einbringens von Stäben in

das Kugelbett konnte unter Be-

triebsbedingungen nicht durch-

geführt werden. Diese Entschei-

dung wurde später beim Betrieb

des THTR-300 während der In-

betriebnahme des Kraftwerks

entdeckt, was ein schrecklicher

Fehler war. Es bestand kein

nukleares Risiko, aber 0,6 %

der Kugeln brachen. Das waren

viel mehr als erwartet nach den

Ergebnissen des AVR mit

0,0092 %.

Alle betrieblichen

Schwierigkeiten mit der THTR-

300-Reaktor auf dieser Basis

einzigartiges Problem.

Tabelle 1[14] zeigt die Un-

terschiede zwischen den

berechneten Auslegungsparam-

etern und den Betriebsparame-

tern.

Anlagenparameter Ein-

heiten Berechnete Werte

Messgrößen Reaktorwärmeleistung MW 761.

65 763.5

Umlaufgeschwindigkeit U/min

5.369 5.361

Heliumdurchfluss kg/s 297 293 9

SG Eingang He Temperatur °C

750 750 750 4

SG Ausgang He Temperatur °C

247 245 9

Speisewassermenge kg/s 254 253 9

Frischdampftemperatur °C 545 544

3

Frischdampfdruck bar 186 184 9

Nachwärmestrom kg/s 247,3 237 9

Nachheiztemperatur °C 535 532 3

Nachheizdruck bar 46 3 47 5

Generatorleistung MWe 305 9 306

Elektrische Nettoleistung MWe

295 5 295 6

Netto-Wärmeleistung kcal/kWh

2.145 2.134

Registerkarte 1.

Tab. 1 THTR-300, Ver-

gleich der wichtigsten Anla-

genparameter.

Kleinere Unterschiede kön-

nen nicht berechnet werden und

es wurde festgestellt, dass der

THTR-300 ohne die Probleme

eines hohen Anteils an zerk-

leinerten Kugelnn mit den

gleichen hohen Betriebszeiten

wie der AVR betrieben worden

wäre.

Heute kann festgestellt

werden, dass die PBRC all

diese Schwierigkeiten

vermieden hätte. Die Stabilität

der Graphitstruktur des AVR,

die nach dem Abschalten des

AVR festgestellt wurde, bew-

ies, dass diese Konstruktion die

Grundlage für eine neue PBRC

sein könnte, die 1965 patentiert

wurde[4].

Die positiven Ergebnisse

des Betriebs des THTR-300

sind unter anderem[11, 12, 13]:

■ HTR-Kraftwerke können

wie konventionelle Kraftwerke

betrieben und an das Stromnetz

angeschlossen werden.

■ Der Bruch von Brennele-

menten erhöht nicht die Radi-

oaktivität des primären Helium-

Kühlgases.

■ Der thermodynamische

Wirkungsgrad ist so hoch wie

in konventionellen Kraft-

werken.

■ Die nukleare und radiol-

ogische Sicherheit von Mensch

und Umwelt ist ausgezeichnet.

■ Keine Strahlenschäden

traten auf, weder im AVR noch

im THTR-300.

■ Das kontaminierte

Primärheliumgas und der

Graphitstaub sind im PCPV

sicher umschlossen.

■ Der Spannbeton-Druck-

behälter PCPV zeigte sich als

hervorragende Sicherheitsbarri-

ere gegen Strahlung, Flu-

gzeugabstürze, Terroranschläge

und Erdbeben bis in die höch-

sten Größenordnungen etc.

Die Kugelbrennelemente

Konstruktions- und Betrieb-

serfah-rungen mit Kugelbren-

nelementen

Die wichtigsten Kompo-

nenten eines Kernkraftwerks

sind die Brennelemente. Sie en-

thalten das spaltbare Material

für die Energieerzeugung und je

robuster die Brennelemente,

desto sicherer ist das Kernkraft-

werk. Das Hauptmaterial eines

Kugelbrennelementes ist

Graphit und hat einen Durch-

messer von 60 mm,

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60 mm while the diameter of the inner fuel containing matrix is 50 mm [14].

Figure 11 shows the difference between the first idea of a pebble with non-coated fuel and the current type. The inner diameter of the coated fuel particles is 0.5 mm. Embedded in the inner graphite matrix are approxi-mately 15,000 coated particles (cp) in one pebble and contain the fuel material (Figure 12). The fuel kernel is encapsulated by three layers of very hard and pressure resistant PyC-/-SiC-/-PyC and is gas tight (Figure 13). These are the “TRISO” Fuel Elements and each coated particle has a diameter of 0.9 mm.

Without coating the radioactivity of the primary helium gas in the AVR was calculated initially to be 107 Curie. Therefore, the AVR was designed with two pressure vessels. All piping and helium operated com-ponents were surrounded with clean helium gas, to prevent primary con-taminated Helium gas from entering the reactor vessel. These fuel elements were not initially used.

The newly developed TRISO elements avoid fission and decay products, which are the sources of dangerous radioactivity. Three layers form a containment for every CP and keep all fission products safely enclosed. The layers remain gas tight from 1,620 °C to 1,800 °C and do not deteriorate or corrode even under high pressure.

As previously mentioned, AVR was initially designed with a helium primary gas activity of 107 Curie. After the development of the pebbles with coated particles the primary helium gas activity was measured at only 360  Curie [3], a factor of 0.000036 lower. They were proven in long term operation in the AVR as reliable fuel elements and have very excellent advantages in comparison with all fuel elements in other nuclear power stations.

Fresh pebbles can be stored and handled without any risk of radiation (Figure 14). Radiated, burnt down pebbles or graphite balls will be stored

(Figure 15). primarily in specially designed containers or stockrooms inside the basement of the reactor building. No cooling is necessary and they can be stored over a longtime without risk of contamination or radiation of the surrounding area or personnel [15, 16, 17].

Breeding of fissile Uranium­233 by using Thorium­232Sufficient Thorium can be found in the surface of the earth to generate electricity and heat by nuclear power stations for a very long time. [20, 21, 22] However, fissile fuel needs to be produced from the Thorium. This is possible by breeding 232Th up to 233Th using slow neutrons initially resulting in Protactinium (233Pa) which decays to fissionable 233Uranium. This pro-cess is a very good possibility in a THTR power station.

The coated fuel kernels can contain Uranium 235/238, Plutonium 238-242, or Thorium 232 [15, 17, 18]. These fuel materials can be combined in a pebble matrix and burned together. After extracting the core, every single pebble can be measured to its degree of burn-up. In HTR- Pebble Bed reactors the disposal of Pu can be extensively controlled and each pebble is treated individually. A very detailed and full control of Pu disposal is guaranteed and possible through inspection to meet the NPT.

Decommissioning and Repro­cessing of Fuel Elements and Coated particlesThe paper by the Netherlands European Joint Research Centre JRC

describes results of an experiment: “A High Voltage Head-End Process for Waste Minimization and Reprocessing of Coated Particle Fuel for High Temperature Reactors.” [10] This process is proposed for the separation of coated kernels from the fuel matrix and makes it possible to reprocess the burnt down fuel by separation of the coatings and the fuel kernel. The fuel kernels remain intact and has been successfully demonstrated in experi-ments as shown in Figure 16, 17, and 18. The characteristics of the coated fuel kernels and the complete pebbles, manufactured by NUKEM, is shown in Table 2.

This process, proposed and studied with experiments by EU-JRC-Petten, envisages the complete removal of the coating-layers to make the fuel acces-sible for further reprocessing and manufacturing of new fuel kernels.

Pebble Bed Ring­Core Design for very large TVHT­ReactorsImportant discoveries were generated from the long-term operation of the AVR and relatively short period of three years operation of the THTR-300, The information obtained from these two power plants is

| Fig. 13. Composition of a TRISO-pebble.

| Tab. 2. Typical chracteristics of coated particles and pebbles produced by NUKEM.

| Fig. 14. Treatment of pebbes by hand, first pebble loading into the core of the AVR-HTR.

| Fig. 15. Storage of burnt-down pebbles in casks.

Coated particle

Particle batch HT 354-383

Kernel composition UO2

Kernel diameter in micro-meter

501

Enrichment [U-235 wt %]

16 75

Thickness of coatings in micro-meter

Buffer 92

Inner PyC 38

SiC 33

Outer PyC 41

Particle diameter 909

Pebble

Heavy metal loading [g/pebble]

6 0

U-235 contents [g/pebble]

1 00 +/-1%

Number of coated particles per pebble

9,560

Volume packaging fracture [%]

6 2

Defective SiC layers [U/Utot]

7 8 x 10-6

Matrix graphite grade A3-3

Matrix density [kg/m3] 1,750

Temp at final heat treatment [°C]

1,900

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während der Durchmesser der in-neren Kraftstoff enthaltenden Matrix 50 mm[14] beträgt.

Abbildung 11 zeigt den Unter-schied zwischen der ersten Idee einer Kugel mit unbe-schichtetem Brennstoff und dem aktuellen Typ. Der Innendurchmesser der bes-chichteten Brennstoffteilchen (Partikel) beträgt 0,5 mm. In die in-nere Graphitmatrix sind ca. 15.000 beschichtete Partikel (cp) kugelför-mig eingebettet und enthalten den Brennstoff (Abbildung 12). Der Brennstoffkern ist in drei Schichten aus sehr hartem und druckfestem PyC-/-SiC-/-PyC eingekapselt und gasdicht (Bild 13). Dies sind die "TRISO"-Brennelemente und jedes beschichtete Teilchen hat einen Durchmesser von 0,9 mm.

Ohne Beschichtung wurde die Radioaktivität des primären Heli-umgases im AVR zunächst auf 107 Curie berechnet. Deshalb wurde der AVR mit zwei Druckbehältern kon-zipiert. Alle Rohrleitungen und heli-umbetriebenen Komponenten wurden mit sauberem Heliumgas umströmt, um das Eindringen von primär kon-taminiertem Heliumgas in den Reaktorbehälter zu verhindern. Diese Brennelemente wurden zunächst nicht verwendet.

Die neu entwickelten TRISO-Elemente vermeiden Spalt- und Zer-fallsprodukte, die die Quelle gefährli-cher Radioaktivität sind. Drei Schich-ten bilden ein Containment für jedes cp und halten alle Spaltprodukte sicher eingeschlossen. Die Schichten bleiben von 1.620 °C bis 1.800 °C gasdicht und korrodieren auch unter hohem Druck nicht.

Wie bereits erwähnt, wurde der AVR zunächst mit einer Helium-Primärgasaktivität von 107 Curie entwickelt. Nach der Entwicklung der Kugeln mit beschichteten Partikeln wurde die primäre Heliumgasaktivität nur bei 360 Curie [3] gemessen, ein Faktor von 0,000036 niedriger. Sie haben sich im Langzeitbetrieb des AVR als zuverlässige Brennelemente bewährt und haben sehr gute Eigen-schaften gegenüber allen Brennele-menten in anderen Kernkraftwerken.

Neue Kugeln können ohne Strahlenrisiko gelagert und behandelt werden (Abbildung 14). Abgestrahlte, abgebrannte Kugeln oder Graphitkugeln werden (Abbild-ung 15) haupt-sächlich in speziell konstruierten Behältern oder Lager-räumen im Untergeschoss des Reaktorgebäudes gelagert. Es ist keine Kühlung erforderlich und sie können über einen längeren Zeitraum gelagert werden, ohne dass die Ge-fahr einer Kontamination oder Strah-lung der Umgebung oder des Person-als besteht [15,16,17].

Brüten von spaltbarem Uran-233 mit Thorium-232

In der Erdoberfläche befindet sich ausreichend Thorium zur Erzeugung von Strom und Wärme durch Kernkraftwerke für sehr lange Zeit. [20, 21, 22] Spaltbarer Brennstoff muss jedoch aus dem Thorium hergestellt werden. Dies ist möglich, indem man 232Th zu 233Th mit langsamen Neutronen erbrütet, was zunächst zu Protactinium (233Pa) führt, das zu spaltbarem 233Uran zerfällt. Dieses Verfahren ist in einem THTR-Kraftwerk eine sehr gute Möglichkeit.

Die beschichteten Brennstoffkörnchen können Uran 235/238, Plutonium 238242 oder Thorium 232[15, 17, 18] enthalten. Diese Brennstoffe können in einer Kugelmatrix kombiniert und ge-meinsam verbrannt werden. Nach der Entladen des Core kann jede einzelne Kugel auf ihren Abbrandgrad gemes-sen werden. In HTR-Kugelbet-treaktoren kann die Entsorgung von Pu umfassend kontrolliert und jede Kugel individuell behandelt werden. Eine sehr detaillierte und vollständige Kontrolle der Pu-Entsorgung ist gewährleistet und durch eine Über-prüfung auf Einhaltung des Nicht Verbreitungs Vertrages möglich.

Stilllegung und Wiederaufberei-tung von Brennelementen und bes-chichteten Partikeln

Das Papier der niederländischen Forschungsstelle der Europäischen Gemeinschaft, JRC, beschreibt die Ergebnisse eines Experiments: "Ein

Hochspannungs Verfahren am Prozessbeginn zur Abfallminimi-erung und Wiederaufarbeitung von beschichtetem Partikelbrenn-stoff für Hochtemperaturreaktoren." 10] Die-ses Verfahren wird für die Abtren-nung der beschichteten Kerne aus der Brennstoffmatrix vorgeschlagen und ermöglicht die Wiederaufarbeitung des abgebrannten Brennstoffes durch Trennung der Beschichtungen von den Körnchen. Die Brennstoffkörn-chen bleiben intakt und dies wurde in Experimenten gem. Abbildung 16, 17 und 18 erfolgreich demonstriert. Die Eigenschaften der von NUKEM hergestellten beschichteten Brennstoffkerne und der kompletten Kugeln sind in Tabelle 2 dargestellt.

Dieses von dem EU-JRC-Petten vorgeschlagene und untersuchte Ver-fahren sieht die vollständige Ent-fernung der Deckschichten vor, um den Brennstoff für die weitere Aufarbeitung und Herstellung neuer Brennstoffkörn-chen bereit zu machen.

Kugelbett Ring-Core Design für sehr große TVHT-Reaktoren

Wichtige Erkenntnisse wurden aus dem Langzeitbetrieb des AVR und dem relativ kurzen drei Jahres-Betrieb des THTR-300 gewonnen.

---------------------------------

Beschichtete Partikel Partikelcharge HT 354-383 Kernzusammensetzung UO2 Kerndurchmesser in Mikrometern 501 Anreicherung [U-235 Gew.-%] 16. 75 Schichtdicke in Mikrometern

Puffer 92 Innere PyC 38 SiC 33 Äußere PyC 41 Partikeldurchmesser 909

Kugel Schwermetallbelastung [g/Kugel] 6 0 U-235 Inhalt [g/ Kugel] 1. 00 Anzahl der beschichteten Partikel pro Kugel 9.560 Volumenverpackung Bruch [%] 6,2 Defekte SiC-Schichten [U/Utot] 7. 8 x 10-6 Matrixgraphit Sorte A3-3 Matrixdichte [kg/m3] 1.750 Temp. bei Endwärmebehandlung[°C] 1.900

Tab 2. Typische Eigenschaften der von NUKEM hergestellten beschichteten Partikel und Kugeln.

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necessary for the design and construc-tion of future large commercial V/HTR power plants. The experience gained with the graphite structures are excellent and new PBRC design based on the experiences may not produce any problems. The PCPV [4] of the THTR-300 was designed with-out any prior experience and was a first-time solution.

Together with the improved manu-facturing of the graphite by suppliers and extensive knowledge from previ-ous designs it is possible to construct graphite cores and reflectors with high long term stability (Figure 4). The internal inspection of the AVR core showed no shift of graphite blocks after more than 23 years in operation and development of graphite as a suitable material in

HTR-Reactors made good advance-ments with improved development.

Unlike the THTR-300 the absorber rods are installed in the surrounding graphite moderator to prevent dam-age to the graphite pebbles. This was a major problem with the THTR-300 (Figure 19).

The core parameters shall be small and not too high. This is important for lower decay heat temperatures in case of a loss of coolant accident (Figure 20).

The dimensions of a ring-core can be optimized by:

� difference between inner and outer diameter,

� height of fuel zone, � core volume, � power density of fuel zone, � maximum helium gas temperature, � optimal flow of pebbles through

the core.These six factors can be optimised with regard to maximum decay heat temperature, which must not exceed 1,600 °C in case of cooling loss (loca) and/or pressure drop (lopa), which would indicate an MC Accident.

The possible main design features for this new concept may include:

� TRISO pebbles as fuel elements. � Use of U-235 together with Th-232

to breed U-233, PU [20, 21].

� A pre-stressed concrete pressure vessel to surround the primary helium completely with extreme safeguarding against all types of potential critical events, terrorrist attacts, and disturbances inside and outside of the powerplant, and absolutely safe against cyber- attacks [26].

� The new design of a pebble bed core in a ring form, (Figure 10) [4] with several extraction devices for the pebbles below the core. An advantage of this design is an improved and more regular or symmetrical flow of pebbles through the core with higher possible burn up of the fuel and improved symmetrical cooling of the complete pebble bed [7].

� Shut down and regulation rods only in the graphite reflector,

� Heprimary/HeSecondary heat exchang-ers in the primary helium circuit of the PCPV to avoid water ingression [4].

� Only one heat transport system to supply the different secondary plants with high temperature heat will reduce costs and simplify design of the pressure vessel.

� The secondary pure helium is inside the pipes and will have a slightly higher pressure against the primary integrated helium circuit. In case of a leak, the ingressing pure helium will be contaminated and can be cleaned up by the helium cleaning plant and refilled into the clean helium circuit.

� This design makes it possible, to install the He/He-heat exchanger tightly into the pressure vessel. Several different exchanger systems were constructed without the ability to extract them from the vessel as practiced in the THTR-300.

� This design makes it impossible to contaminate anything outside of the reactor vessel and all possible industrial processes can be de-signed without danger of radio-active contamination in a quite normal conventional construction.

� This nuclear power facility makes it possible to construct every secondary industrial production plants close to the HTR Power Station.

� Helium gas flow upstream from bottom to ceiling. The experience from the AVR shows this solution has some advantages compared with downstream design in the THTR-300.

| Fig. 17. Reprocessing of pebbles, separated coating shells.

| Fig. 18. Reprocessing of pebbes, fuel kernels separated from coating.

| Fig. 16. Reprocessing of pebbles before separaing coating.

| Fig. 19. Pebble bed of the THTR-300 with shot down rods in the pebble bed.

| Fig. 20. Results of loss of coolant LOCA/MCA accident of AVR.

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Die Information dieser beiden

Kraftwerke sind für Planung und Bau

künftiger großer kommerzieller V/

HTR-Kraftwerke erforderlich. Die

Erfahrungen mit den Graphit-

strukturen sind hervorragend und

darauf beruhende neue PBRC-Kon-

struktionen können keine Probleme

verursachen. Der PCPV[4] des

THTR-300 wurde ohne Vorkennt-

nisse entwickelt und war eine erste

Lösung.

Zusammen mit der verbesserten

Herstellung des Graphits durch Zu-

lieferer und den umfangreichen

Kenntnissen aus früheren Kon-

struktionen ist es möglich, Graphit-

kerne und Reflektoren mit hoher

Langzeitstabilität zu konstruieren

(Bild 4). Die Inspektion des AVR-

Core zeigte keine Verschiebung der

Graphitblöcke nach mehr als 23 Jah-

ren Betrieb. Die Entwicklung von

Graphit als geeignetem Werkstoff in

den Bereichen HTR-Reaktoren

machte gute Fortschritte.

Im Gegensatz zum THTR-300

sind die Absorber Stäbe im ausklei-

denden Graphitmoderator installiert,

um Schäden an den Graphitsteinen zu

vermeiden. Dies war ein großes Prob-

lem mit dem THTR-300 (Abbildung

19).

Das Core sollte klein und nicht

zu hoch sein. Dies ist wichtig für nie-

drigere Abklingtemperaturen bei

einem Kühlmittelverlust (Abbildung

20).Die Abmessungen eines Ring

Core können optimiert werden durch:

■ Unterschied zwischen Innen- und

Außendurchmesser,

■ Höhe der Brennstoffzone,

■ Volumen des Core,

■ Leistungsdichte der Brenn-

stoffzone,

■ maximale Heliumgastemperatur,

■ optimalen Fluss der Kugeln durch

den Kern.

Diese sechs Faktoren können

hinsichtlich der maximalen Ab-

klingwärmetemperatur optimiert

werden, die bei Kühlverlust (loca)

und/oder Druckabfall (lopa) 1.600 °C

nicht überschreiten darf, was auf

einen MC-Unfall hindeutet.

Die möglichen Hauptmerkmale

für dieses neue Konzept können sein:

TRISO Kugeln als Brennele-

mente.

Verwendung von U-235 zusam-

men mit Th-232 zum Brüten von

U-233, PU [20, 21].

Ein vorgespannter Betondruck-

behälter, der das Primärhelium

vollständig und extrem gegen alle

möglichen kritischen Ereignisse,

Terroranschläge und Störungen

innerhalb und außerhalb des

Triebwerks schützt und absolut

sicher gegen Cyber-Angriffe

ist[26].

Die Neukonstruktion eines Ku-

gelbettkerns in Ringform (Bild

10) [4] mit mehreren Abzugvor-

richtungen für die Kugeln un-

terhalb des Core. Ein Vorteil die-

ser Konstruktion ist ein

verbesserter und gleichmäßigerer

bzw. symmetrischerer Durchfluss

von Kugeln durch das Core mit

einer höheren möglichen Ab-

brand des Brennstoffes und einer

verbesserten symmetrischen

Kühlung des gesamten Ku-

gelbettes[7].

Abschalt- und Regelstäbe nur im

Graphitreflektor,

He primär/He Sekundär Wärme-

tauscher im primären Heli-

umkreislauf des PCPV zur Ver-

meidung von Wassereintritt[4].

Nur ein Wärmetransportsystem

zur Versorgung der verschie-

denen Sekundäranlagen mit

Hochtemperaturwärme reduziert

die Kosten und vereinfacht die

Auslegung des Druckbehälters.

Das sekundäre reine Helium be-

findet sich in den Rohren und hat

einen etwas höheren Druck gegen

den integrierten primär-Heli-

umkreislauf. Im Falle eines Lecks

wird das eindringende reine He-

lium kontaminiert und kann von

der Heliumreinigungsanlage ger-

einigt und in den sauberen Heli-

umkreislauf zurückgeführt

werden.

Diese Konstruktion ermöglicht

es, den He/He-Wärmetauscher

eng in den Druckbehälter einzub-

auen. Mehrere verschiedene Aus-

tauscheranlagen wurden gebaut,

ohne dass sie, wie in der Praxis

des THTR-300 üblich, aus dem

Behälter entnommen werden

konnten.

Diese Konstruktion macht es un-

möglich, etwas außerhalb des

Reaktorbehälters zu kontaminie-

ren und alle möglichen industriel-

len Prozesse können ohne Gefahr

einer radioaktiven Kontamination

in einer ganz normalen konven-

tionellen Konstruktion ausgeführt

werden.

Diese Kernkraftanlage ermöglicht

es, alle sekundären Produktion-

sanlagen in der Nähe des HTR-

Kraftwerks zu errichten.

Heliumgasstrom von unten nach

oben. Die Erfahrung aus dem

AVR zeigt, dass diese Lösung

einige Vorteile besitzt gegenüber

der umgekehrten Konstruktion im

THTR-300.

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One of the most important feature of this design is the small core, very similar to the core of the AVR. The results of the MCA tests with heat rise by decay heat (Figure 20) can be put into consideration. So, we are able to increase the primary maximum helium heat temperature to the highest possible temperatures, possibly to 1,100 °C, limited only by the maximum allowable metallic tube temperature of the He/He heat exchanger inside the PCPV.

Design of important compo-nents for a new 600 MWel/ 1 .500 MWth Pebble Bed Reactor and potential risks

The Pre­stressed concrete pressure vessel. (PCPV)The reactor vessel is, for safety rea-sons, the most important component of every nuclear power station. The calculation for larger cores for pebble bed reactors showed that the diameter of the core is too great for construc-tion using steel pressure vessels and therefore cannot be manufactured using metallic materials. It was decided to look for other construction materials for a large HTR pebble bed design with high volume and high pressure.

Two solutions had been taken into consideration, a pre-stressed cast iron vessel and a pre-stressed concrete pressure vessel. The PCPV had been chosen due to its excellent safety advantages versus the cast iron vessel. Several safety conditions could not be reached with a pre-stressed cast iron vessel and the construction would have some fundamental problems.

This HTR design was a completely new construction without any prior experience and the operational helium gas pressure was calculated at 40 bar. It was decided to perform experiments with a 1:20 scale model. The model was pressurized with warm water. Very small cracks began to form at a pressure between 90-120 bar. The main crack was reached at 190 bar.

After the pressure dropped to 40 bar, the vessel was nearly gastight again. After the pressure drop the cables pulled the concrete together [4]. These results were deemed very important since this test proved that oxygen could not enter into the vessel in event of a crash. Throughout the testing, all necessary factors were measured and used as a baseline for new calculation programs to calculate the PCPV for the THTR-300.

Development, design and erection of the THTR­300 pre­stressed concrete pressure vesselFigure 21 shows the cross section of the reactor [26]. Located Inside are the core, graphite and carbon brick structures, thermal shield, six steam generators, blowers, shut down rods, measuring devices, and isolation with liner and liner cooling system further the penetrations for the steam genera-tors, the holes in the concrete are reinforced by steel layers with steel tops (Figure 22). There are 135 pene-trations in total, the largest of which are for extracting the steam genera-tors at 2.25 m. All of the penetrations are surrounded by cables and have

encountered no design problems. The construction phase is demonstrated in Figures 23, 24 and 25.

The results of the pressure testFigure 26 shows the accuracy be-tween the measured and calculated factors. The pressure tests were per-formed using nitrogen and helium to ensure accurate measuring. The de-sign pressure was 39.2 bar and the highest possible pressure in case of an accident was calculated at 46.1 bar. The test reached the calculated and highest possible pressure (as required

| Fig. 21. Arrangement of stressing cables of the THRT-PCPV.

| Fig. 23. Installation of the thermal shield.

| Fig. 24. PCPV during manufacturing.

| Fig. 25. Model of bottom of THTR-300 core.

| Fig. 26. Results of pressure test of the THTR-PCPV.

| Fig. 22. Top of the steam generator of THTR-300.

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Eines der wichtigsten Merkmale

dieser Konstruktion ist der kleine

Core, der dem Core des AVR sehr

ähnlich ist. Die Ergebnisse der

MCA-Tests mit Wärmeanstieg

durch Nachzerfallswärme (Bild

20) können berücksichtigt werden.

So sind wir in der Lage, die

primäre maximale Helium-Wär-

metemperatur auf die höch-

stmögliche Temperatur zu

erhöhen, möglicherweise auf

1.100 °C, begrenzt nur durch die

maximal zulässige

Metallrohrtemperatur des He/He

Wärmetauschers im PCPV.

Auslegung wichtiger Kompo-

nenten für einen neuen 600

MWel/ 1.500 MWth Kugelhau-

fenreaktor und mögliche

Risiken

Der Spannbeton-Druckbehälter.

(PCPV)

Der Reaktorbehälter ist unter

Sicherheitsgründen die wichtigste

Komponente eines jeden Kern-

kraftwerks. Die Berechnung für

größere Cores für Kugelhaufen-

reaktoren ergab, dass der Durch-

messer des Core für eine Stahl-

Druckbehälter-Konstruktion zu

groß ist und daher nicht mit metal-

lischen Werkstoffen hergestellt

werden kann. Es wurde entschie-

den, andere Baumaterialien für ein

großes HTR-Kugelbett mit hohem

Volumen und hohem Druck zu

suchen.

Zwei Lösungen wurden in

Betracht gezogen, ein

vorgespannter Gusseisenbehälter

und ein vorgespannter Bet-

ondruckbehälter. Der PCPV

wurde wegen seiner hervorra-

genden Sicherheitsvorteile

gegenüber dem Gusseisenbehälter

gewählt. Mehrere Sicherheitsbed-

ingungen konnten mit einem

vorgespannten Gussbehälter nicht

erreicht werden und die Kon-

struktion hätte einige grundsätzli-

che Probleme ergeben.

Diese HTR-Konstruktion war eine

komplette Neukonstruktion ohne

Vorkenntnisse und der Be-

triebsdruck des Heliumgases

wurde mit 40 bar berechnet. Es

wurde beschlossen, Experimente

mit einem Modell im Maßstab

1:20 durchzuführen. Das Modell

wurde mit warmem Wasser unter

Druck gesetzt. Bei einem Druck

von 90-120 bar begannen sich sehr

kleine Risse zu bilden. Der

Hauptriss wurde erreicht bei 190

bar.

Nach dem Druckabfall auf 40 bar

war der Behälter wieder nahezu

gasdicht. Nach dem Druckabfall

zogen die Spannkabel den Beton

zusammen[4]. Diese Ergebnisse

wurden als sehr wichtig erachtet,

da dieser Test bewies, dass bei

einem Crash kein Sauerstoff in

den Behälter eindringen kann.

Während der gesamten Testphase

wurden alle notwendigen Faktoren

gemessen und als Basis für neue

Berechnungsprogramme zur

Berechnung des PCPV für den

THTR-300 verwendet.

Entwicklung, Konstruktion und

Montage des Spannbeton-

Druckbehälters THTR-300

Abbildung 21 zeigt den

Querschnitt des Reaktors [26]. Im

Inneren befinden sich das Core,

Graphit- und Kohlestein-

strukturen, Hitzeschild, sechs

Dampferzeuger, Gebläse, Ab-

schaltstäbe, Messgeräte und Iso-

lierung mit Auskleidung und

zugehörigem Kühlsystem sowie

die Durchführungen für die

Dampferzeuger. Die Löcher im

Beton sind durch Stahlschichten

mit Stahlplatten verstärkt (Bild

22). Insgesamt gibt es 135 Durch-

führungen, deren größte für die

Entnehme der Dampferzeuger mit

2,25 m vorgesehen sind. Alle

Durchführungen sind von

Spannkabeln umgeben und

brachten keine Designprobleme.

Die Bauphase ist in den Ab-

bildungen 23, 24 und 25

dargestellt.

Die Ergebnisse der Druck-

prüfung

Abbildung 26 zeigt die

Genauigkeit zwischen den gemes-

senen und berechneten Faktoren.

Die Druckprüfungen wurden mit

Stickstoff und Helium durch-

geführt, um eine genaue Messung

zu gewährleisten. Der

Auslegungsdruck betrug 39,2 bar

und der höchstmögliche Druck bei

einem Unfall wurde mit 46,1 bar

berechnet. Die Prüfung erreichte

den berechneten und höchstmögli-

chen Druck

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by the TÜV) without any problems arising [14]. As a result, it can be as-sured that existing design knowledge and calculation program are sufficient to calculate larger PCPV up to the highest possible capacities, potentially reaching 4.000 MWth.

Safety criterionsThe main safety criterion [19] of a PCPV are:

� Safety against plane crashes, terrorist attacks, political distur-bances.

� Safety against air ingress. � Safety against loss of contaminated

graphite dust. � Safety against all kind of crashes or

cracks. � Safety against earthquakes up to

highest degrees.Within the inner He/He heat ex-changer:

� Safety against water ingress. � Safety against tritium ingress.

Graphite reflector and ceramic structureThe large numbers of design experi-ences with both reactors will lead to the best technical solutions. SGL Group is a very important supplier for both graphite and carbon bricks pro-duction and is capable of designing very reliable structures, Figure 4.

Core and Helium gas flowThe experience of the AVR proves that the flow from bottom up has some ad-vantages. The helium gas temperature range is 230 °Cto 280 °C and entrance temperature from 750 °C to 950 °C possible reach 1,100 °C at the highest. This is dependent on the metallic material stresses and strength of the tube material.

The design of the wall of the graph-ite reflector is very important for good

and symmetrical pebble flow through the pebble bed. The best test results obtained from the wall designed for the AVR was thoroughly tested in advance at the test laboratory of BBC/Krupp. [1] Figure 27. This design leads to a very symmetrical gas flow across the pebble bed from bottom up and consequently leads to very good symmetrical cooling of all pebbles across the bed. The calculation factors for this design had been developed in the BBC/Krupp laboratory and showed excellent results [6, 7].

The pebble flow in the AVR was much better than in the THTR-300 due to the larger diameter of the THTR bed. Diameters that are too large lead to very different pebble flow velocities, up to a factor of 10 times, between the wall and center of the bed [7, 14]. Very high burnt-up results of the fuel can be achieved with good symmetrical pebble flow.

Helium­pr/Hes­ec heat exchangers

� The calculations can be based on the results of the tests performed by FZ-Jülich with the test devices (Figure 28) [36].

� The results of the very high tem-perature steam boiler tests, with steam temperatures of 600  °C, done in the GKM Mannheim, Germany Power Station, can be put into consideration.

� The secondary helium shall have a higher pressure than the primary helium circuit. No radioactivity can pollute the secondary part of the power station.

� Manufacturing is done same with the design, proved in the THTR-300 with the steam generators (Figure 29).

The Helium blowersThe blowers in the AVR and in the THTR-300 showed no problems at all. An increase to higher capacities may be possible without problems. They should be still oil lubricated (Figure 30).

The shut down and regulation rods

� An identical design of the THTR-300 regulation rods can be used, only more pieces will be necessary (Figure 31).

The fuel element circuit � The experience with the AVR-

installation during 23 years of operation is excellent [5, 6, 8].

| Fig. 27. Pebble bed flow experiments in the laboratory of BBC/Krupp with 1:1 scale.

| Fig. 28. Test facility of He-He heat exchangers in FZ-Jülich laboratory.

| Fig. 30. Helium blower of THTR-300.

| Fig. 31. Shut down and regulation rod of THTR-300.

| Fig. 29. Manufacturing of the THTR steam generator.

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(wie vom TÜV verlangt) ohne

Probleme[14]. Dadurch kann

sichergestellt werden, dass die

vorhandenen Auslegungskennt-

nisse und Berechnungsprogramme

ausreichen, um größere PCPV bis

zu einer höchstmöglichen Leis-

tung von 4.000 MWth zu berech-

nen.

Sicherheitskriterien

Die wichtigsten Sicher-

heitskriterien[19] eines PCPV

sind:

■ Sicherheit gegen Flugzeugab-

stürze, Terroranschläge, politische

Unruhen.

■ Sicherheit gegen Lufteintritt.

■ Sicherheit gegen Verlust von

verunreinigtem Graphitstaub.

■ Sicherheit gegen alle Arten von

Stürzen und Rissen.

■ Sicherheit gegen Erdbeben bis

zum höchsten Grad.

Innerhalb des inneren He/He Wär-

metauschers:

■ Sicherheit gegen Eindringen

von Wasser.

■ Sicherheit gegen Eindringen

von Tritium.

Graphitreflektor und Kera-

mikstruktur

Die große Menge Kon-

struktionserfahrungen mit beiden

Reaktoren wird zu den besten

technischen Lösungen führen. Die

SGL Group ist ein sehr wichtiger

Lieferant für Graphit- und

Kohlesteine und ist in der Lage,

sehr zuverlässige Strukturen zu

entwerfen, Bild 4.

Core- und Helium-Gasstrom

Die Erfahrung des AVR

zeigt, dass die Strömung von un-

ten nach oben einige Vorteile hat.

Der Heliumgastemperaturbereich

beträgt 230 °C bis 280 °C und die

Eintrittstemperatur von 750 °C bis

950 °C kann maximal 1.100 °C er-

reichen. Dies ist abhängig von den

metallischen Werkstoffspan-

nungen und der Festigkeit des

Rohrwerkstoffes.

Die Gestaltung der Wand des

Graphitreflektors ist sehr wichtig

für einen guten und symme-

trischen Kugelfluss durch das Ku-

gelbett. Die besten Testergebnisse

der für den AVR konzipierten

Wand wurden im Vorfeld im

Prüflabor der BBC/ Krupp grün-

dlich getestet. 1] Abbildung 27.

Diese Konstruktion führt zu einer

sehr symmetrischen Gasströmung

über das Kugelbett von unten nach

oben und damit zu einer sehr gu-

ten symmetrischen Kühlung aller

Kugeln über das ganze Bett. Die

Berechnungsfaktoren für diese

Konstruktion wurden im

BBC/Krupp-Labor entwickelt und

zeigten hervorragende

Ergebnisse[6, 7].

Der Kugelfluss im AVR war

viel besser als beim THTR-300

wegen des größeren Durchmessers

des THTR-Bettes. Zu große

Durchmesser führen zu sehr unter-

schiedlichen Kugel-

Strömungsgeschwindigkeiten, bis

zu einem Faktor von 10 zwischen

Wand und Bettmitte [7, 14]. Sehr

hohe Abbrandresultate des

Brennstoffes können bei guter

symmetrischer Kugelströmung er-

zielt werden.

Helium-pr/He-sec-Wärme-

tauscher

■ Die Berechnungen können

auf den Ergebnissen der vom FZ-

Jülich mit den Prüfgeräten durch-

geführten Prüfungen aufbauen

(Bild 28) [36].

■ Die Ergebnisse der im

GKM Mannheim durchgeführten

Hochtemperatur-Dampfkesselver-

suche mit Dampftemperaturen von

600 °C können berücksichtigt

werden.

■ Das sekundäre Helium soll

einen höheren Druck haben als der

primäre Heliumkreislauf. Keine

Radioaktivität kann den

Sekundärteil des Kraftwerks

verschmutzen.

■ Die Fertigung erfolgt ana-

log zur Konstruktion, die sich im

THTR-300 mit den

Dampferzeugern bewährt hat (Bild

29).

Die Heliumgebläse

Die Gebläse im AVR und im

THTR-300 zeigten keinerlei

Probleme. Eine Aufstockung auf

höhere Kapazitäten ist problemlos

möglich. Sie sollten auch dann

ölgeschmiert sein (Abbildung 30).

Die Abschalt- und Re-

gelstäbe

■ Eine identische Kon-

struktion der THTR-300-Re-

gelstäbe kann verwendet werden,

es werden nur mehr Teile benötigt

(Bild 31).

Der Brennelementkreislauf

■ Die Erfahrung mit der

AVR-Installation während 23 Jah-

ren Betrieb ist hervorragend [5, 6,

8].

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No changing or enlarging of com ponents is necessary. Several charging units shall operate parallel. These components, pre-viously designed by BBC/Krupp, can be used without changing the construction, Figure 5.

The Helium Cleaning Plant � The task of the Helium cleaning

plant is to clean in a bypass the helium gas of the primary circuit from impurities such as solid graphite dust and the radioactive chemical elements Krypton, Xenon, Argon and Tritium. A detailed description is published in ATW 5/1966 [23].

Safety systems and MCA testsThe AVR was the worldwide only nuclear power station with two times MCA test-simulations [4, 5, 19].

The first was done in spring 1967 during the commissioning period. As mentioned, we had a lot of undecided problems with the unknown behavior of important components, so mainly with the absorber rods. We had an agreement with the TÜV that a MCA-test-simulation should prove the inherent nuclear safety and the good behavior of all these com-ponents.

At highest helium gas temperature of 850 °C and full power of 46 MWth the blowers were stopped by quick stop. The complete power plant was without electricity, also the reserve- diesel-engines were out of operation and the absorber rods were blocked. Only the core temperature measuring was in function. After stop, by the temperature moved by decay heat slowly up to about 1.000 °C. [3] Then the temperature falls down during the next days to normal degrees. Some days later we re-started the complete power station without any problem [4].

After this test, full licensing was granted by the TÜV for the completed power station.

A second the test was done in 1976. [6] This time all instruments could be considered and all data were taken to measure the temperature course by the simulation of a loss of coolant accident to develop a calculation pro-gram for such a future case (Figure 20).

These two worldwide first experi-ments had been the simulation of a worst-case scenario, an MCA, the only tests in nuclear power stations up to now.

We knew exactly, that there was no nuclear risk at all, as the radioactivity of the primary helium gas was very low. The coated particles made a very good job.

A similar experiment was done in 1986 in Chernobyl. There the fuel was not coated and the reactor not inherent safe. The result is well-known.

Also, loss of coolant was the reason for the MCA in Fukushima, again the fuel was not coated.

This shows the difference and advantages of the reliability of pebble fuel elements with coating of the fuel particles in case of accidents versus other Nuclear Power Station designs.

Compared with the originally calculated radioactive contamination for the AVR power plant of 107 Curie the measured radioactivity of the AVR in operation with coated particles was 360 Curie. The resultant calculation factor is 0.000036.

With the Chinese Experimental HTR-10 MWth reactor a further successful loss of coolant test was done with TRISO pebble fuel ele-ments.

Further we will install the follow-ing additional installations to safe the reactor in every case of heavy danger [19]:

� Diesel motor driven generators for electrical reserve power.

� Quick extraction of all pebbles from the core to a special safe store.

� Shut down rods in the graphite reflector.

� Gastight design of the Reactor building as containment.

� Water tight basement.Summary and Safety Conclusions:

� Inherently safe design. � No melting of the core is possible. � Gastight integrated helium circuit. � Safe against water ingress. � Safe against air ingress. � Safe against heavy earth quakes. � The PCPV is safe against terrorism

and other severe attacks and has proved as an excellent contain-ment.

� The PCPV has proved after decom-missioning as an excellent bunker for longtime storage of all contami-nated components, up to now for more than 25 years.

� No graphite burning possible. � Continuous cooling of the pebbles

is not necessary for the new ele-ments, pebbles in the core, or in the castors and store.

“The safest Nuclear Power Station is the most economical Power Station.“

The Secondary electric and/ or heat producing parts of a HTR-Power Station

Nuclear safety regulationsNo nuclear safety regulations are nec-essary for every secondary industrial plant in connection with nearby HTR- Power station [24, 25, 26, 27].

In 23 Years of operation there was not the smallest radioactive contami-nation measured in the turbine part of the AVR. After the shutdown of the THTR-300 the complete secondary part had been sold and is still in oper-ation in another conventional power station connected to a normal steam boiler plant.

The Heliumsecondary/water­steam generatorThe secondary helium, coming from the He/He-heat exchanger in the primary helium circuit, is lead to a new design of Helium/water-steam generator. This generator produces the steam for the steam turbine- generator set to produce the elec-tricity. The steam data are conven-tional with a steam pressure of may be 220 bar and 525 °C and intermediate, if required two times, reheating to 525 °C.

The temperature of the secondary helium will be calculated in accord-ance with the he/he- heat exchanger in the primary helium circuit. These temperatures depend on the cube- material, the higher the temperature, the smaller the heat-exchanger. This is only an economical question.

The steam turbine generator set and auxiliary componentsNo design changes or modifications are necessary [29]. The same con-struction as in conventional power stations can be designed and installed.

That means a conventional turbine with temperature entrance of 525 °C, 220 bar steam pressure, intermediate heating one or two times up to 525 °C,

| Fig. 32. Precleaning installation for sea/wastewater.

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Eine Änderung oder Vergrößerung

der Komponenten ist nicht erforderlich.

Mehrere Ladegeräte werden parallel be-

trieben. Diese bisher von BBC/Krupp

entwickelten Komponenten können ohne

Änderung der Konstruktion verwendet

werden, Bild 5.

Die Helium-Reinigungsanlage

■ Aufgabe der Helium-Reinigung-

sanlage ist es, das Heliumgas des

Primärkreises von Verunreinigungen wie

festem Graphitstaub und den radioak-

tiven chemischen Elementen Krypton,

Xenon, Argon und Tritium zu reinigen.

Eine detaillierte Beschreibung ist in

ATW 5/1966[23] veröffentlicht.

Sicherheitssysteme und MCA-Tests

Der AVR war das weltweit einzige

Kernkraftwerk mit zweifachen MCA-

Tests [4, 5, 19].

Die erste wurde im Frühjahr 1967

während der Inbetriebnahmezeit durch-

geführt. Wie bereits erwähnt, hatten wir

viele noch offene Fragen mit dem un-

bekannten Verhalten wichtiger Kompo-

nenten, vor allem mit den Absorb-

erstäben. Wir hatten mit dem TÜV ver-

einbart, dass eine MCA-Testsimulation

die kerntechnische Sicherheit und das

gute Verhalten all dieser Komponenten

nachweisen soll.

Bei höchster Heliumgastemperatur

von 850 °C und voller Leistung von 46

MWth wurden die Gebläse durch

Schnellstopp abgeschaltet. Das gesamte

Kraftwerk war ohne Strom, auch die Not-

strom-Dieselmotoren waren außer Be-

trieb und die Absorberstäbe waren block-

iert. Nur die Kerntemperaturmessung war

in Funktion. Nach dem Stopp bewegte

sich die durch Nachzerfall erzeugte Tem-

peratur langsam auf ca. 1.000 °C zu. 3]

Dann sank die Temperatur in den

nächsten Tagen auf normale Werte.

Einige Tage später haben wir das kom-

plette Kraftwerk problemlos wieder in

Betrieb genommen.[4].

Nach diesem Test wurde vom TÜV

die Vollgenehmigung für das fertig-

gestellte Kraftwerk erteilt.

Ein zweites Mal wurde der Test

1976 durchgeführt. 6] Diesmal konnten

alle Instrumente berücksichtigt und alle

Daten zur Messung des Temperaturver-

laufs durch die Simulation eines Kühl-

mittelverlustes herangezogen werden, um

ein Berechnungsprogramm für einen sol-

chen zukünftigen Fall zu entwickeln (Ab-

bildung 20).

Diese beiden weltweit ersten Exper-

imente waren die Simulation eines

Worst-Case-Szenarios, eines MCA, des

bis dato einzigen Tests in Kernkraft-

werken.

Wir wussten genau, dass es kein

nukleares Risiko gab, da die Radioak-

tivität des primären Heliumgases sehr

gering war. Die beschichteten Partikel

haben einen sehr gute Arbeit geleistet.

Ein ähnliches Experiment wurde

1986 in Tschernobyl durchgeführt. Dort

war der Brennstoff nicht beschichtet und

der Reaktor nicht inhärent sicher. Das

Ergebnis ist bekannt.

Kühlmittelverlust war auch der

Grund für den MCA in Fukushima, auch

hier war der Brennstoff nicht beschichtet.

Dies zeigt den Unterschied und die

Vorteile der Zuverlässigkeit von bes-

chichteten Kugelbrennelementen bei Un-

fällen gegenüber anderen Kernkraftwerk-

skonzepten.

Verglichen mit der ursprünglich

berechneten radioaktiven Belastung für

das AVR-Kraftwerk von 107 Curie be-

trug die gemessene Radioaktivität des

AVR im Betrieb mit beschichteten

Partikeln 360 Curie. Der daraus re-

sultierende Berechnungsfaktor ist

0,000036.

Mit dem Chinesischen Experi-

mental Reaktor HTR-10 MWth wurde

2007 ein weiterer erfolgreicher Kühlmit-

telverluststest mit TRISO-Kugelbrennel-

ementen durchgeführt und gefilmt.

Darüber hinaus werden folgende

zusätzliche Anlagen installiert, um den

Reaktor für jedem Fall einer schweren

Gefahr abzusichern [19]:

■ Dieselmotorbetriebene Generatoren für el-

ektrische Reserveleistung.

■ Schnelle Entnahme aller Kugeln aus dem

Kern in ein spezielles, sicheres Lager.

■ Abschalt Stäbe im Graphitreflektor.

■ Gasdichte Ausführung des Reaktorgebäudes

als Containment.

■ Wasserdichter Unterbau.

Zusammenfassung und Sicherheitsschlussfol-

gerungen:

■ Innhärent sicheres Design.

■ Kernschmelze ist nicht möglich.

■ Gasdichter integrierter Heliumkreislauf.

■ Sicher gegen Eindringen von Wasser.

■ Sicher gegen Lufteintritt.

■ Sicher gegen schwere Erdbeben. ■ Das PCPV ist sicher gegen Terrorismus und

andere schwere Angriffe und hat sich als

hervorragende Eindämmung erwiesen.

■ Das PCPV in Hamm hat sich nach der

Stilllegung seit mehr als 25 Jahren als

hervorragender Bunker für die Langzeitlager-

ung aller kontaminierten Komponenten

bewährt.

■ Keine Graphitbrand möglich.

■ Andauernde Kühlung ist für neue Brenn-El-

emente, Kugeln im Core, in Castor-Behältern

und Lagern nicht erforderlich.

"Das sicherste Kernkraftwerk ist das

wirtschaftlichste Kraftwerk."

Die sekundären elektrischen und/oder

wärmeerzeugenden Teile eines HTR-

Kraftwerks

Nukleare Sicherheitsvorschriften

In Verbindung mit dem nahegele-

genen HTR-Kraftwerk[24, 25, 26, 27]

sind keine nuklearen Sicher-

heitsvorschriften für jede sekundäre In-

dustrieanlage erforderlich.

In 23 Jahren Betrieb gab es nicht

die geringste radioaktive Verunreinigung

im Turbinenteil des AVR. Nach der

Stilllegung des THTR-300 wurde das

komplette Sekundärteil verkauft und ist

in einem konventionellen Kraftwerk noch

in Betrieb, das an eine normale

Dampfkesselanlage angeschlossen ist.

Der Heliumsekundär-/Wasser-

dampferzeuger

Das sekundäre Helium, das aus dem

He/He-Wärmetauscher im primären Heli-

umkreislauf stammt, führt zu einem

neuen Design des Helium/Wasser-

dampferzeugers. Dieser Generator

erzeugt den Dampf für den

Dampfturbinengenerator zur Stro-

merzeugung. Die Dampfdaten sind kon-

ventionell mit einem Dampfdruck von

220 bar und 525 °C und einer Zwische-

nerwärmung auf 525 °C, falls erforder-

lich.

Die Temperatur des sekundären He-

liums wird entsprechend dem he/he-

Wärmetauscher im primären Heli-

umkreislauf berechnet. Diese Tempera-

turen sind abhängig von der Kubatur, je

höher die Temperatur, desto kleiner der

Wärmetauscher. Das ist nur eine

wirtschaftliche Frage.

Das Dampfturbinen-Generator-Set

und die Zusatzkomponenten

Konstruktionsänderungen oder

Modifikationen sind nicht erforderlich

[29]. Die gleiche Konstruktion wie in

konventionellen Kraftwerken kann ent-

worfen und installiert werden.

Das heißt, eine konventionelle Tur-

bine mit Temperatureintritt von 525 °C,

220 bar Dampfdruck, ein- bis zwei-

maliger Zwischenbeheizung bis 525 °C,

der wassergekühlte Kondensator und der

Generator. Das aus dem Kondensator

austretende Wasser wird durch mehrere

Wärmetauscher gepumpt, die durch den

aus der Turbine entnommenen Dampf

gespeist werden. Alles so konventionell

wie in allen herkömmlichen Kraftwerken.

Alle Komponenten und Installationen des

Sekundärteils können wie in normalen

konventionellen Kraftwerken ausgeführt

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the water-cooled condenser and the generator. The water leaving the con-denser is pumped through several heat exchangers, which are fed by extracted steam from the turbine. Everything as conventional as in all conventional Power Stations. All components and installations of the secondary part can be designed as in normal conventional power stations. There is not a difference in design.

The sea/wastewater desalination plant

OverviewThe sea/wastewater desalination plant can be installed with experi-enced components [30, 31, 32]. These will consist of the seawater pre- cleaning installation, Figure 32, and the following different heat ex-changers for heating up the water until evaporation. The distillated water is free of solid particles, and can be used as drinking water or for many other purposes. The residual salt, brine and further solids can be sold or deposited.

A solar plant can be used to reduce the necessary heat from the steam tur-bine during sunshine. The produced heat in the nuclear part can be nearly completely used with highest thermo-dynamic efficiency. The Seawater is extracted from the sea and pre-cleaned.

Turbine condenserThe condenser of the turbine, Figure 33, is the first stage to heat up the seawater. Seawater resistant tubes are necessary in the condenser. The quan-tity of cooling seawater, the tempera-ture rise and condenser pressure must be economically optimized. The effi-ciency of the thermodynamic process must be calculated. Normally the temperature rise in the condenser is calculated with 5°-10  °C. Also the quantity of cooling water can vary, for a 600 MWel unit between 20.000  – 40.000 m3 / hour. If the required cooling water quantity is too high for

the desalination plant, the water can be released back into the Sea (Figure 33).

Solar plantA conventional solar plant, Figure 34, can be installed. The solar energy depends on sunshine intensity, which depends mainly the daily time and seasonal periods of the year and environmental conditions (Figure 35). The heat from the solar plant must be transported to the heat ex-changer as second heating stage. This circuit makes it possible, to reduce the extracted steam from the turbine. The safe steam can be used for additional production of electric energy in the low pressure part of the turbine by expension the steam down to con-denser pressure. The solar plant is able to produce elec tricity indirectly.

Desalination plantWell know seawater desalination plants can be installed, working as distillation process so as MSF (multi-stage-flash)-plant (Figure 36). The preheated sea-water will be brought with the steam extracted from the turbine to a temperature of 90 °C to

135 °C, (1.0-1.5 bar). Then the sea-water streams to the evaporating chambers with economically opti-mized number of stages. The distillate then can be used as drinking water. With nearly the same technic works the MED (multi-effect-distillation) process (Figure 37). Chemicals must be added as far as necessary, this is depending from the quality of the seawater.

An economically plant optimiza-tion is to be carried out to choose the best process.

The brine, consisting of the chemi-cals, salt and other solid components of the seawater will be evaporated. To evaporate the solid particles several possibilities are applicable, evaporat-ing by the sun directly, by solar heat or by low pressure steam from the turbine. The solid parts will be dried and stabilized. Then they may be sold or stored.

An analysis should be carried out, which demonstrates the influence of different plant designs, operating pa-rameters and environmental condi-tions on the efficiency and the costs of the plant and their thermodynamic efficiency.

Advantages of co-generation of electric power and water

� The use of pre-cleaned seawater as cooling water for the turbine con-denser makes it possible to operate this process without cooling towers or smaller ones if necessary. All residual heat from the thermo-dynamic process to generate electric power, which otherwise is dissipated in the cooling towers, is used for pre-heating the sea-water during the first stage.

� The extracted low pressure steam from the turbine feeds the high-pressure line of the turbine to produce electricity and the re-sidual heat of the steam is then used in the evaporating process for the desalinization plant.

� The thermodynamic efficiency of the combined processes can reach nearly 100 %.

� The combined feeding of the evap-orators by steam from the turbine and with heat from the solar plant makes it possible to operate the evaporators of the desalination plant up to 8,760 hours per year. This provides nearly 100 % opera-tional time for this high investment costs.

� The solar plant replaces the ex-tracted steam from the turbine. More electricity can be indirectly produced.

| Fig. 34. Solar plant.

| Fig. 35. Average solar energy in Tunis CIty, 1997.

| Fig. 37. Multi effect distillation plant.

| Fig. 36. Multi-stage-flash desalination plant.

| Fig. 33. chematic of a turbine condenser.

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werden. Es gibt keinen Unterschied

im Design.

Die Meerwasserentsalzungsanlage

Überblick

Die Meerwasserentsalzungsan-

lage kann mit erprobten Komponen-

ten [30, 31, 32] installiert werden.

Diese bestehen aus der Seewasser-

Vorreinigungsanlage, Bild 32, und

den folgenden verschiedenen Wärme-

tauschern zur Erwärmung des Was-

sers bis zur Verdampfung. Das des-

tillierte Wasser ist frei von festen

Partikeln und kann als Trinkwasser

oder für viele andere Zwecke ver-

wendet werden. Das Restsalz, die

Sole und weitere Feststoffe können

verkauft oder abgelagert werden.

Eine Solaranlage kann genutzt

werden, um die notwendige Wärme

der Dampfturbine bei Sonnenschein

zu reduzieren. Die erzeugte Wärme

im Kernteil kann nahezu vollständig

mit höchster thermodynamischer Ef-

fizienz genutzt werden. Das

Meerwasser wird dem Meer entnom-

men und vorgereinigt.

Turbinenkondensator

Der Kondensator der Turbine,

Bild 33, ist die erste Stufe zur

Erwärmung des Meerwassers. See-

wasserbeständige Rohre sind im Kon-

densator erforderlich. Die Kühlwas-

sermenge, der Temperaturanstieg und

der Verflüssigerdruck müssen

wirtschaftlich optimiert werden. Der

Wirkungsgrad des thermodyna-

mischen Prozesses muss berechnet

werden. Normalerweise wird der

Temperaturanstieg im Verflüssiger

mit 5°-10 °C berechnet. Auch die

Kühlwassermenge kann variieren, bei

einer 600 MWel-Anlage zwischen

20.000 - 40.000 m3 / Stunde. Ist die

benötigte Kühlwassermenge für die

Meerwasserentsalzungsanlage zu

hoch, kann das Wasser wieder ins

Meer zurückgeleitet werden (Abbild-

ung 33).

Solaranlage

Eine konventionelle So-

laranlage, Bild 34, kann installiert

werden. Die Sonnenenergie ist ab-

hängig von der Sonneneinstrahlung,

die hauptsächlich von der Tages- und

Jahreszeit und den Umweltbed-

ingungen abhängt (Abbildung 35).

Die Wärme aus der Solaranlage muss

als zweite Heizstufe zum Wärme-

tauscher transportiert werden. Dieser

Kreislauf ermöglicht es, den aus der

Turbine abgezogenen Dampf zu re-

duzieren. Der sichere Dampf kann

zur zusätzlichen Erzeugung von el-

ektrischer Energie im Niederdruckteil

der Turbine genutzt werden, indem

der Dampf bis zum Verflüssigerdruck

expandiert wird. Die Solaranlage

kann indirekt Strom produzieren.

Entsalzungsanlage

Bekannte Meerwasserentsalz-

ungsanlagen können als Destilla-

tionsverfahren und als MSF (Multi-

Stage-Flash)-Anlage installiert

werden (Bild 36). Das vorgewärmte

Meerwasser wird mit dem aus der

Turbine abgezogenen Dampf auf eine

Temperatur von 90 °C bis 135 °C ge-

bracht (1,0-1,5 bar). Anschließend

strömt das Meerwasser mit

wirtschaftlich optimierter Stufenzahl

in die Verdampferkammern. Das

Destillat kann dann als Trinkwasser

verwendet werden. Mit nahezu glei-

cher Technik funktioniert das MED-

Verfahren (Multi-Effekt-Destillation)

(Abbildung 37). Soweit erforderlich,

müssen Chemikalien zugesetzt

werden, dies hängt von der Qualität

des Meerwassers ab.

Eine wirtschaftliche Anlagen-

optimierung soll durchgeführt

werden, um das beste Verfahren

auszuwählen.

Die Sole, bestehend aus den

Chemikalien, Salz und anderen festen

Bestandteilen des Meerwassers, wird

verdampft. Um die Feststoffpartikel

zu verdampfen, gibt es mehrere

Möglichkeiten, die durch die Sonne

direkt, durch Sonnenwärme oder

durch Niederdruckdampf aus der Tur-

bine verdampfen. Die festen Teile

werden getrocknet und stabilisiert.

Dann können sie verkauft oder

gelagert werden.

Es sollte eine Analyse durch-

geführt werden, die den Einfluss

verschiedener Anlagenkonzepte, Be-

triebsparameter und Umgebungsbed-

ingungen auf den Wirkungsgrad und

die Kosten der Anlage sowie deren

thermodynamischen Wirkungsgrad

aufzeigt.

Vorteile der Kraft-Wärme-Kopplung

von Strom und Wasser

■ Die Verwendung von

vorgereinigtem Meerwasser als

Kühlwasser für den Turbinenkonden-

sator ermöglicht es, diesen Prozess

ohne Kühltürme oder bei Bedarf auch

ohne kleinere zu betreiben. Die

gesamte Restwärme aus dem thermo-

dynamischen Prozess zur Stro-

merzeugung, die sonst in den Kühl-

türmen abgeführt wird, wird in der

ersten Stufe zur Vorwärmung des

Meerwassers genutzt.

■ Der aus der Turbine entnom-

mene Niederdruckdampf speist die

Hochdruckleitung der Turbine zur

Stromerzeugung und die Restwärme

des Dampfes wird dann im Verdamp-

fungsprozess für die Entsalzungsan-

lage genutzt.

■ Der thermodynamische Wir-

kungsgrad der kombinierten Prozesse

kann nahezu 100 % erreichen.

■ Die kombinierte Beschickung

der Verdampfer mit Dampf aus der

Turbine und mit Wärme aus der So-

laranlage ermöglicht es, die

Verdampfer der Entsalzungsanlage

bis zu 8.760 Stunden pro Jahr zu be-

treiben. Das bedeutet fast 100 % Be-

triebszeit für diese hohen Investi-

tionskosten.

■ Die Solaranlage ersetzt den

entnommenen Dampf aus der Tur-

bine. Mehr Strom kann indirekt

erzeugt werden.

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Research and InnovationThe Technology of TVHTR-Nuclear- Power Stations With Pebble Fuel Elements ı Urban Cleve

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� The final evaporation and drying of the brine can be completed us-ing solar heat, a very economical process.

� The water produced can be collect-ed and stored. Both processes can be produced separately and alter-natively, according to operational demands as a main or by-product.

Summary and conclusionsMain Design Principals of large VHTR-Power Plants:

Future designs of VHT- Reactors must have the following design ele-ments [38], mostly by safety reasons:

� Pebbles with TRISO coated parti-cles.

� inherent safe design, no melting of the core is possible.

� Gastight closed primary helium circuit in one pressure vessel.

� Pre-stressed concrete pressure vessel.

� Heliumprimary/Heliumsecondary heat exchangers in the primary circuit.

� Pebble bed ring core (PBRC). � Small core dimensions. � Several extractions for pebbles. � Safe against all possible dangerous

events, extern and intern. � Safe against all types of terroristic

attacks, cyber-attacks, plane crashes and similar attacks.

� High magnitude earthquakes. � Highest possible safety standard.

Economical advantages: � Very high primary helium gas

temperatures. � No shut down for fuel elements

changing and transportation. � Thermodynamic efficiency as high

as in fossil power stations. � One/two times intermediate

reheating possible. � Very high burn up of nuclear

material. � Use of 232thorium in combination

with 235Uranium to breed 233Urani-um.

� Burn up of Plutonium, weapons plutonium included.

� Reaching the non-prolifera-tion-treaty agreement (NPT).

� Safe storage of all nuclear material. � Safe and easy storing of radioactive

material.(V)HTR to Co-Generate Electricity and high- plus low-temperature heat for several Industrial Processes (23, 24, 33):

Production of electricity by gas turbines [37]:

� Hydrogen production [34, 35]. � Chemicals. � Industrial Gases. � Steel making.

� Nuclear Preheating. � Town Heating.

and so on.

Literature and References

1. U. Cleve: Die Gesamtanlage des AVR Versuchsatomkraftwerkes in Jülich, Inbetriebnahme und Funktions-prüfungen. atw: 5/1966.

2. AVR Versuchsatomkraftwerk mit Kugel-haufenreaktor in Jülich. Sonderdruck atw 5/1966

3. Urban Cleve: Der AVR-Kugelhaufen-reaktor und seine Weiterentwicklung. Elektrik+Elektronik Heft 3 /1969.

4. U. Cleve, K. Kugeler, K. Knizia: The Technology of High Temperature- Reactors, Design, Commissioning and Operational Results of 15 MWel Experi-mental Reactor Jülich, Germany and

THTR-300 MWel Demonstration Reactor Hamm and Their Impact on Future Designs. IACPP-Congress Nice 2011,

5. U. Cleve: Die Technik der Hochtem-peratur Reaktoren, Kolloquium RWTH Aachen, IEHK Juli 2011.

6. AVR – Experimental High-Temperature- Reactor: 21 Years of Successful Opera-tion for an Future Technology. VDI- Verlag ISBN 3-18-401015-5 1990.

7. U. Cleve: Fragen und Antworten zum Experten-Bericht über Störfälle mit dem AVR. FZ-Jülich, 2014.

8. U. Cleve: Fuel handling facility of high temperature pebble bed reactor. THTR-Meeting Brüssel 1967.

9. U. Cleve: Onload fuelling of pebble bed high temperature reactor. HTR- Symposium London 1968.

10. Fütterer at al.: A High Voltage Head-End Process for Waste Minimization and Reprocessing of coated Particle Fuel for High Temperature Reactors. Proceedings of ICAPP San Diego USA June 2010.

11. U. Cleve: Die Technik der Hoch-temperaturreaktoren. atw 12/ /2009.

12. U. Cleve: Technik und Einsatzmöglich-keiten nuklearer Hochtemperatur-reaktoren. Fusion Heft 1/2011.4

13. HKG: THTR-Projektinformationen 1962 – 1985.

14. HRB: The commissioning of the THTR-300, a performance report.

15. H. Bonnenberg: High Temperature Gas Cooled Reactor with spherical fuel elements. DGAP 2007.

16. N. Nabielek, K.Verfondern, M.J. Kania: HTR Fuel Testing in AVR and MTRs. HTR Conference, Prague 2010.

17. N. Nabielek, C.Tang, A.Müller: Recent Advances in HTR Fuel Manufacture. HTR-Conference Prague 2010.

18. E. Mulder, D.Serfontaine, W. van der Merve: Thorium and Uranium fuel Cycle symbiosis in a pebble bed high temperature reactor. HTR-Conference Prague 2010.

19. K. Kugeler: Gibt es den katastrophen-freien Reaktor? Physikalische Blätter 37 / 2001.

20. U. Cleve: Zukunftsdialog der Bundes-kanzlerin: Thorium als Energiequelle. Argumente und Stellungnahmen. Beiträge im Internet 2012.

21. U. Cleve: Breeding of fissile 233Uranium using 232thorium with Pebble Fuel Elements. EIR-Conference: Report 49, May 2013.

22. U. Cleve, Thorium: Brennstoff aus der Erde für tausende von Jahren.

23. J. Schöning et.al Die Heliumgas-reinigungsanlage. atw 5/1966.

24. G. Wrochna: Results from Nuclear Cogeneration Industrial Initiative. NC2I National Center for Nuclear Research (NCBJ) Poland. 2016,

25. Fütterer et.al.: The ARCHER Projekt, Advanced HTR for Cogeneration of heat and Electricity. Proceedings of the HTR, China 2014.

26. U. Cleve: Nukleare Hochtemperatur-reaktoren zur Erzeugung flüssiger Brennstoffe, von Wasserstoff und elektrischer Energie. atw 6/2011.

27. U. Cleve: The Technology of High Temperature Reactors and Production of Nuclear Process Heat. NUTECH -2011, University of Cracow 2011.

28. Auslegung, Konstruktion und Errich-tung des Spannbetondruckbehälters des THTR-300. Ablauf und Ergebnisse.

29. U. Cleve: Auslegung und Konstruktion großer Dampfturbinen. Technische Mitteilungen des HdT Heft 1, 1964.

30. U. Cleve: Dampf-Wärme-Umwelt-technische Verfahrenskombinationen. Symposium Katovic 1976.

31. T. Brendel: Solare Meerwasserent-salzungsanlagen mit mehrstufiger Verdunstung. Dissertation: Ruhr Universität Bochum 2003.

32. J.Gebel, S.Yüce: An Engineering Guide to Desalination. VGB PowerTech. (2008).

33. U.Cleve: Cost Valuation of Electricity and Heat for several industrial processes by co-generation in Power Stations. Dissertation: University of Heidelberg 1960.

34. K.R.Schultz, L.C.Brown, G.E.Besenbruch, C.J.Hamilton: Large Scale Production of Hydrogenby Nuclear Energy for Hydro-gen Economy. GA-Report A 74265,

35. S. Schulien: Ein Weg aus der Abhängig-keit von Erdöl – Nutzbarmachung der Wasserstofftechnik. FH Wiesbaden.

36. Sun Guohui et al. Discussion of High- Temperature Performance of Alloy 625 for HTR Steam Generators. Proceedings of HTR, Weihei, China 2014.

37. W. von Lensa: Internationale Entwicklungsprogramme zum Hochtemperatur reaktor. Bericht FZ-Jülich.

38. U. Cleve: Konstruktionsprinzipien zur nuklearen und betrieblichen Sicherheit on HTR-KKW.

Authors Dr.-Ing. Urban Cleve Ex. CTO/HA-Leiter Technik of BBC/Krupp Reaktorbau GmbH, Mannheim Hohenfriedbergerstr. 4 44141 Dortmund, Germany

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■ Die abschließende Verdampfung

und Trocknung der Sole kann mit So-

larthermie, einem sehr wirtschaftlichen

Verfahren, durchgeführt werden.

■ Das produzierte Wasser kann

gesammelt und gespeichert werden.

Beide Verfahren können getrennt und al-

ternativ je nach betrieblichen Anforder-

ungen als Haupt- oder Nebenprodukt

hergestellt werden.

Zusammenfassung und

Schlussfolgerungen

Hauptkonstruktionsprinzipien

großer VHTR-Kraftwerke:Zukünftige

Konstruktionen von VHT-Reaktoren

müssen, meist aus Sicherheitsgründen,

folgende Konstruktionselemente aufwei-

sen[38]:

■ Kugeln mit TRISO beschichteten

Partikeln.

■ Inhärent sicheres Design, keine

Kernschmelze möglich.

■ Gasdicht geschlossener primärer Heli-

umkreislauf in einem Druckbehälter.

■ Spannbeton-Druckbehälter.

■ Heliumprimär-/Heliumsecondaiy-Wär-

metauscher im Primärkreislauf.

■ Kugelbettringcore (PBRC).

■ Kleine Coreabmessungen.

■ Mehrere Extraktionen für Kugeln.

■ Sicher gegen alle möglichen gefährli-

chen Ereignisse, extern und intern.

■ Sicher gegen alle Arten von Terroran-

schlägen, Cyber-Angriffen, Flu-

gzeugabstürzen und ähnlichen Angriffen.

■ Erdbeben hoher Stärke.

■ Höchster Sicherheitsstandard.

Wirtschaftliche Vorteile:

■ Sehr hohe primäre Heliumgastempera-

turen.

■ Keine Abschaltung bei Brennele-

mentwechsel und Transport.

■ Thermodynamischer Wirkungsgrad so

hoch wie in fossilen Kraftwerken.

■ Ein- bis zweimaliges Zwischenauf-

heizen möglich.

■ Sehr hohe Verbrennung von Kernmate-

rial.

■ Verwendung von 232thorium in Kom-

bination mit 235Uran zur Zucht von

233Urani-um.

■ Verbrennung von Plutonium, einschlie-

ßlich Waffenplutonium.

■ Abschluss des Nichtverbreitungsver-

trags (NVV).

■ Sichere Lagerung des gesamten Kern-

materials.

■ Sichere und einfache Lagerung von ra-

dioaktiven Stoffen.

(V)HTR zur Erzeugung von Strom

und Hoch- und Niedertemperaturwärme

für verschiedene industrielle Prozesse

(23, 24, 33):

■ Stromerzeugung durch Gas-

turbinen[37]:

■ Wasserstofferzeugung[34, 35].

■ Chemikalien.

■ Industrielle Gase.

■ Stahlerzeugung.

■ Nukleare Vorwärmung.

■ Stadtheizung. und so weiter.

Literatur und References 1st U. Cleve: The complete plant of the AVR

experimental nuclear power plant in Jülich,

commissioning and functional tests. atw:

5/1966.

2nd AVR experimental nuclear power plant

with pebble bed reactor in Jülich. special

atw 5/1966

3 Urban Cleve: The AVR pebble bed reactor

and its further development. Electrical+elec-

tronics issue 3 /1969.

4th Urban Cleve, K. Kugeler, K. Knizia: The

Technology of High Temperature-Reactors,

Design, Commissioning and Operational Re-

sults of 15 MWel Experimental Reactor

Jülich, Germany and thtr-300 MWei Demon-

stration Reactor Hamm and Their Impact on

Future Designs. IACPP Congress Nice 2011,

5th U. Cleve: The Technology of High-Tem-

perature Reactors, Colloquium RWTH Aa-

chen, IEHK July 2011.

6th AVR - Experimental High-Temperature-

Reactor: 21 Years of Successful Operation for

an Future Technology. VDI publishing house

ISBN 3-18-401015-5 1990.

7th U. Cleve: Questions and answers on the

expert report on accidents with the AVR. FZ-

Jülich, 2014.

8th U. Cleve: Fuel handling facility of high

temperature pebble bed reactor. THTR meet-

ing Brussels 1967.

9th U. Cleve: Onload fuelling of pebble bed

high temperature reactor. HTR Symposium

London 1968.

10th Feeder at al.: A High Voltage HeadEnd

Process for Waste Minimization and Repro-

cessing of coated Particle Fuel for High Tem-

perature Reactors. Proceedings of ICAPP San

Diego USA June 2010.

11th U. Cleve: The Technology of High Tem-

perature Reactors. atw 12/ /2009.

12th U. Cleve: Technology and Applications

of High Temperature Nuclear Reactors. Mer-

ger Issue 1/2011.4

13th HKG: THTR project information 1962 -

1985.

14th HRB: The commissioning of the THTR-

300, a performance report.

15th H. Bonnenberg: High Temperature Gas

Cooled Reactor with spherical fuel

elements. DGAP 2007.

16th N. Nabielek, K.Verfondern, M.J. Kania:

HTR Fuel Testing in AVR and MTRs. HTR

Conference, Prague 2010.

17 N. Nabielek, C.Tang, A.Müller: Recent

Advances in HTR Fuel Manufacture. HTR

Conference Prague 2010.

18th E. Mulder, D.Serfontaine, W. van der

Merve: Thorium and Uranium fuel Cycle

20 U. Cleve: The Chancellor's Dialogue on

the Future: Thorium as an Energy Source. Ar-

guments and statements. Contributions on the

Internet 2012.

21 U. Cleve: Breeding of fissile 233Uranium

using 232thorium with Pebble Fuel Elements.

EIR Conference: Report 49,

May 2013.

22nd U Cleve, Thorium: fuel from the earth

for thousands of years.

23 J. Schöning et.al The helium gas purifica-

tion plant. atw 5/1966.

24 G Wrochna: Results from Nuclear Cogen-

eration Industrial Initiative. NC2I National

Center for Nuclear Research (NCBJ) Poland.

2016,

25th Fütterer et.al.: The ARCHER Project,

Advanced HTR for Cogeneration of heat and

Electricity Proceedings of the HTR, China

2014.

26 U. Cleve: Nuclear high-temperature reac-

tors for the production of liquid fuels, hydro-

gen and electrical energy. atw 6/2011.

27th U. Cleve: The Technology of High Tem-

perature Reactors and Production of Nuclear

Process Heat. NUTECH -2011, University of

Cracow 2011.

28 Design, construction and erection of the

THTR-300 prestressed concrete pressure ves-

sel.

29 U. Cleve: Design and construction of large

steam turbines. Technical Bulletins of HdT Is-

sue 1, 1964.

30th U. Cleve: Steam-Heat-Environmental

Process Combinations. Symposium Katovic

1976.

31st T. Brendel: Solar seawater desalination

plants with multi-stage evaporation. Disserta-

tion: Ruhr University Bochum 2003.

32nd J.Gebel, S.Yüce: An Engineering Guide

to Desalination. VGB PowerTech. (2008).

33rd U.Cleve: Cost Valuation of Electricity

and Heat for several industrial processes by

co-generation in Power Stations. Dissertation:

University of Heidelberg

1960. 34th K.R.Schultz, L.C.Brown, G.E.Broom-

break,

C.J.Hamilton: Large Scale Production of Hy-

drogenby Nuclear Energy for Hydrogen Econ-

omy. GA Report A 74265,

35 S. Schulien: A way out of dependence on

oil - harnessing hydrogen technology. Univer-

sity of Applied Sciences Wiesbaden.

36th Sun Guohui et al. Discussion of High-

Temperature Performance of Alloy 625 for

HTR Steam Generators. Proceedings of HTR,

Consecration, China 2014.

37th W. von Lensa: International Develop-

ment Programs for the High Temperature Re-

actor. Bulletin FZ-Jülich.

38 U. Cleve: Design principles for nuclear

and operational safety on HTR NPP.

Authors Dr.-Ing. Urban Cleve

atw Vol. 63 (2018) | Issue 3 ı MarchR

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Research and InnovationOn the Rationality of the German Nuclear Phase-out ı Wolfgang Stoll

ihn einwirken können: Die Ketten-reaktion selbst und die abzuführende Nachwärme. Der Abbruch der Ketten-reaktion erfolgt nach Verlust des Kühlmittels automatisch, solange das Kühlmittel auch der einzige Modera-tor ist. Das gilt für alle wasser-moderierten Systeme. Die Nach-wärme entspricht im Abschaltzeit-punkt etwa 4 % der Reaktorleistung und fällt nach einer Woche auf etwa 0,5 % ab. Solange das Rohrleitungs-system noch intakt ist und eines der mehreren redundant und diversitär ausgelegten Nachkühlsysteme noch funktioniert, kann die Restwärme abgeführt werden. Selbst wenn der Systemumlauf nicht mehr funktio-niert, so kann der mit Wasser be deckte Reaktorkern noch durch Ver dampfung gekühlt werden. Die frei werdende Wärme der ersten 10 Tage nach Ab-schaltung eines 1.000 MWe Reaktors entspricht der Verdampfungswärme von 40.000 Kubikmetern Wasser (also etwa 3 großen Schwimmbecken). Nach diesen 10 Tagen ist der Hauptteil des kurzlebigen radioaktiven Jods zerfallen und es muss von den flüch-tigen Bestandteilen im Wesentlichen

noch das ausdampfbare Cäsiumjodid zurückgehalten werden.

Soweit keine Kühlung erfolgt, wird bis dahin der Kern mit allen seinen auch nicht aktiven Bestandteilen zu einem geschmolzenen Klumpen (das sogenannte Corium) umgeformt worden sein, der langsam durch sein Gewicht in den Beton des Bodens des Reaktorgebäudes einsinkt. Im medialen Sprachgebrauch hat sich dieser Vorgang plakativ als das „China syndrom“ verselbstständigt und überschattet so alle parallel laufenden, möglicherweise sogar schwerer wiegenden Freisetzungs-vorgänge. Es ist höchst spekulativ, ob das eindringende Corium irgendwann das meist mehrere Meter dicke Beton-fundament durchschmelzen kann (schon eine einige Meter dicke Lage von Quarzsand kann das verhindern) und ob dann das Schmelzgut noch flüchtige Spaltprodukte nach außen durch den Boden freisetzen würde. Jedenfalls kann man dieses Risiko relativ einfach durch eine hochtempe-raturfeste Wanne unter dem Reaktor-druckgefäß (=core catcher) oder durch einen entsprechend dicken

Stahlboden (Wie in neuen Russischen Reaktordruckgefäßen vorgesehen) soweit verlangsamen, dass der Vor-gang mit abnehmender Restwärme ohne Durchbruch nach außen zum Stillstand kommt.

Man geht derzeit dazu über, die Kühlmöglichkeiten des abgeschal-teten Reaktors so weit zu perfektionie-ren, dass das System sich selbsttätig und ohne Umlegen von Hebeln oder Einschalten von Notstromaggregaten auch ohne menschlichen Eingriff aus-reichend mit Wasser kühlt. Das bleibt aber immer „engineered safety“ und ist, soweit man nicht auf Wasser aus einem statischen Gefälle, z.B. von einem großen Hochbehälter zurück-greifen kann, von Pumpen, also einer funktionierenden Energiezufuhr und einem intakten Rohrleitungssystem abhängig.

Wenn nichts davon funktioniert, (wenn z.B. der Druckbehälter auch nicht mehr mit Zu- und Ableitungen verbunden sein sollte), ist der Kern-schmelzunfall nach etwa 25 Minuten Tatsache.

Es ist verständlich, dass unab-hängig davon, durch welche Ursache

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