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2026-02-24T21:57:57Z

Begriffsklärungslink aufgelöst

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{{Infobox Kernreaktor
|BILD =
|BILDBESCHREIBUNG =
|HERSTELLER = [[OKB Gidropress]]
|JAHR =
|LAND = URS
|REAKTORTYP = Druckwasserreaktor
|BAUART = Druckbehälter
|MODERATOR = leichtes Wasser
|KÜHLUNG = leichtes Wasser
|BRENNSTOFF =
|ANREICHERUNG =
|REAKTIVITÄT = Negativ
|LEISTUNGSKLASSEN = 210, 365, 440, 1000, 1160, 1200, 1300, 1500
|CONTAINMENT = ab 3. Generation vorhanden, sowie bei den Exportversionen WWER-440/311 und WWER-440/318
|GEBAUT = 66
}}

Unter der Bezeichnung '''WWER''' (Wasser-Wasser-Energie-Reaktor, {{ruS|Водо-водяной энергетический реактор}}, wiss. [[Transliteration]] ''{{lang|ru-Latn|Vodo-vodjanoj ėnergetičeskij reaktor}}'', [[Transkription (Schreibung)|transkr.]] ''Wodo-wodjanoi energetitscheski reaktor'', {{lang|ru|ВВЭР}}; englisch bzw. international: '''''VVER''''') werden bestimmte Typen von [[Druckwasserreaktor]]en [[Sowjetunion|sowjetischer]] beziehungsweise [[Russland|russischer]] Bauart zusammengefasst. Die Bezeichnung ''Wasser-Wasser'' steht für [[Moderator (Physik)|wassermoderiert]] und wassergekühlt. Das Bauelement, das üblicherweise ''[[Brennelement]]'' genannt wird, heißt im Fall von WWER-Reaktoren ''Brennstoffkassette'' oder kurz ''Kassette'' ''({{ruS |кассета}})''.

== Generationen ==
Man unterscheidet Reaktoren aus vier Generationen. Die erste Zahl gibt den speziellen Reaktortyp an; meist entspricht dies der ungefähren elektrischen Leistung des Kraftwerks in Megawatt. Die zweite Zahl ist die Version des Reaktors bzw. der Projektname. Die ersten beiden Prototypen dieses Reaktortyps (WWER-210 und WWER-365) wurden im [[Kernkraftwerk Nowoworonesch]] eingesetzt und erforscht. Entwickelt wurde der WWER-210 am [[Kurtschatow-Institut]], alle weiteren dann von der staatlichen sowjetischen, später russischen Firma [[OKB Gidropress]].

{| class="wikitable zebra"
!Generation WWER
!Leistungsschwächere Reaktoren
!Leistungsstärkere Reaktoren
!Kernkraftwerk
|-
| 1. Generation
| WWER-210 WWER-365 WWER-440/179 WWER-440/230 WWER-440/270
| ||
|-
| 2. Generation
| WWER-440/213 WWER-440/311 WWER-440/318<ref>Exportversion des WWER-440/213</ref>
| ||
|-
| rowspan="10" | 3. Generation
| rowspan="10" valign="top" | WWER-640/407 WWER-640/470 bzw. WPBER-600
| WWER-1000/187 ||
|-
| WWER-1000/302 ||
|-
| WWER-1000/320 ||
|-
| WWER-1000/338 ||
|-
| WWER-1000/392 || AES-91
|-
| WWER-1000/392 || AES-92
|-
| WWER-1000/466 ||
|-
| WWER-1160 ||
|-
| WWER-1200/491 || AES-2006
|-
| WWER-1500/448 ||
|}

== Physikalisch-technische Daten ==
Die physikalisch-technischen Daten der Reaktoren vom Typ WWER (ausgenommen WWER-1200) sind dem Standardwerk ''Atomenergie in Wissenschaft und Industrie'' von Andranik Petrosʹjanc (1906–2005), der von 1978 bis 1986 Vorsitzender des Staatlichen Komitees der UdSSR für die Nutzung der Atomenergie war, entnommen.<ref name="Petrosʹjanc_1984"/>

{| class="wikitable zebra" style="text-align:right;"
|-
! Parameter !!WWER-210 !!WWER-365 !!WWER-440 !!WWER-1000 ||WWER-1200<ref name="IQ_2010"/>
|-
|style="text-align:left;"| [[Elektrische Leistung]] (MW) ||210 ||365 ||440 ||1.000 ||1.200
|-
|style="text-align:left;"| [[Thermische Leistung]] (MW) ||760 ||1.320 ||1.375 ||3.000 ||3.200
|-
|style="text-align:left;"| [[Wirkungsgrad#Brutto- und Nettowirkungsgrad |Bruttowirkungsgrad]] (%) || colspan="2" |27,6 ||31 ||33 ||37
|-
|style="text-align:left;"| Dampfdruck vor der Turbine (MPa) || colspan="2" |2,9 ||4,4 ||6 ||7
|-
|style="text-align:left;"| Dampfdruck im [[Druckwasserreaktor#Primärkreislauf |Primärkreislauf]] (MPa) ||10 ||10,5 ||12,5 ||16 ||16,2
|-
|style="text-align:left;"| Anzahl der [[Kühlmittelkreislauf |Kühlmittelkreisläufe]] ||6 ||8 ||6 || colspan="2" |4
|-
|style="text-align:left;"| Kühlmitteldurchsatz (m³/h) ||36.500 ||49.500 ||39.000 ||76.000 ||85.600
|-
|style="text-align:left;"| Eintrittstemperatur Primärkreislauf (°C) || colspan="2" |250 ||269 ||289 ||298,6
|-
|style="text-align:left;"| Mittlere Temperaturerhöhung (°C) ||19 ||25 ||31 ||35 ||31,1
|-
|style="text-align:left;"| Durchmesser der aktiven Zone (m) || colspan="3" |2,88 ||3,12 || k. A.
|-
|style="text-align:left;"| Höhe der aktiven Zone (m) || colspan="3" |2,50 ||3,50 || k. A.
|-
|style="text-align:left;"| Anzahl der Brennstoffkassetten ||343 || colspan="2" |349 ||151 / 163 ||163
|-
|style="text-align:left;"| Durchmesser eines Brennstabs (mm) ||10,2 || colspan="4" |9,1
|-
|style="text-align:left;"| Anzahl der [[Brennstab |Brennstäbe]] pro Kassette ||90 || colspan="2" |126 ||312 / 331 ||312
|-
|style="text-align:left;"| Gitterschrittweite (mm) ||14,3 || colspan="2" |12,2 ||12,6 ||k. A.
|-
|style="text-align:left;"| Anzahl der Regelkassetten ||37 ||73 ||37 ||109 ||121
|-
|style="text-align:left;"| Uranbeladung (t) ||38 ||40 ||42 ||66 ||76–85,5
|-
|style="text-align:left;"| Mittlere [[Uran-Anreicherung]] (%) ||2,0 ||3,0 ||3,5 ||4,26 ||4,69
|-
|style="text-align:left;"| [[Abbrand (Kerntechnik) |Abbrand]] (MWd/kg) ||13 ||27 ||28,6 ||26–60 ||bis 70
|-
|style="text-align:left;"| Voraussichtliche Betriebsdauer (Jahre) || colspan="2" |20 ||40 ||40–50 ||60
|}

Manche Daten der neueren Reaktortypen können sich je nach Quelle geringfügig unterscheiden.<ref name="IQ_2013"/>

== WWER-210 ==
Der Prototyp aller sowjetischen/russischen Druckwasserreaktoren war der Typ WWER-210. Er wurde unter dem Projektnamen W-1 am [[Kurtschatow-Institut]] entwickelt und als erster Block des [[Kernkraftwerk Nowoworonesch |Kernkraftwerks Nowoworonesch]] gebaut. Der physische Start „mit offener Abdeckung“ wurde im Dezember 1963 durchgeführt, am 8. September 1964 wurde der Reaktor kritisch. Am 30. September wurde er ans Stromnetz angeschlossen und am 27. Dezember 1964 erreichte er seine Auslegungsleistung. Er gehörte zu diesem Zeitpunkt zu den leistungsstärksten Kernreaktoren der Welt.<ref name="Petrosʹjanc_1984b"/>

An diesem Reaktorprojekt wurden insbesondere folgende technische Lösungen erprobt:

* Die sechseckige Kassettenform,
* Materialien für die Brennelementhülle,
* Materialien, Form, Korpus und Halterung des Reaktors,
* Regelungssysteme und Reaktorsicherheit und
* Temperatursteuerung und [[Kernspaltung#Energiefreisetzung |Energiefreisetzung]].

1984 wurde diese erste Einheit außer Betrieb genommen.

== WWER-70 ==
Unter dem Projektnamen W-2 wurde ab Januar 1957 für das geplante [[Kernkraftwerk Rheinsberg]] eine Variante des Druckwasserreaktors WWER-210 mit einer [[Elektrische Leistung#Nettoleistung |elektrischen Bruttoleistung]] von 70 MW von OKB Gidropress entwickelt. Dieser Reaktortyp erhielt den Namen WWER-70. Ende 1958 wurde der technische Entwurf des W-2-Reaktors abgeschlossen. Es ist anzumerken, dass die Projekte W-1 und W-2 in nur kurzem zeitlichen Abstand entwickelt wurden, so dass viele technische Lösungen ähnlich waren.

Die Bauarbeiten des Kernkraftwerks Rheinsberg begannen am 1. Januar 1960. Der Reaktor wurde am 11. März 1966 zum ersten Mal [[Kritikalität|kritisch]]. Die feierliche Inbetriebnahme erfolgte am 9. Mai 1966. Seine Auslegungsleistung erreichte der Reaktor am 11. Oktober 1966, damit begann auch der kommerzielle Dauerbetrieb.

Dieser Reaktortyp war für eine [[Betriebszeit]] von 20 Jahren ausgelegt. 1986 wurde sie nach Renovierungsarbeiten um fünf Jahre verlängert, die reguläre Abschaltung war somit für 1992 vorgesehen. Wegen erheblicher Sicherheitsbedenken gegenüber sowjetischen Reaktoren nach der [[Wende und friedliche Revolution in der DDR|Wende]] wurde das Kernkraftwerk aber schon am 1. Juni 1990 außer Betrieb genommen.

== WWER-365 ==
In der nächsten Stufe wurde der Reaktortyp WWER-365 mit einer thermischen Leistung von 1.320 MW entwickelt. Die Arbeiten dazu wurden nach einem Regierungsdekret vom 30. August 1962 begonnen.

Zu den wichtigsten Neuerungen des WWER-365 gehörten:

* Die mittlere Temperaturerhöhung des Moderators, Wärmeträgers und Kühlmittels ''Wasser'' in der aktiven Zone wurde von 19 °C auf 25 °C vergrößert,
* zwei weitere Kreisläufe wurden hinzugefügt, um die Dimensionen der Hauptumwälzpumpen bei zunehmendem Durchfluss und Druck des Kühlmittels konstant halten zu können,
* das Prinzip der „trockenen“ Umladung von Kassetten wurde übernommen,
* erstmals wurden abbrennbare Absorber verwendet,
* ein universeller Typ von Regelkassetten wurde entwickelt und
* die Ungleichmäßigkeit des [[Neutronenfluss]]es im Reaktorkern wurde verringert.

Zusätzlich wurde die Summe aller Oberflächen der Brennstäbe vergrößert, indem ihr Durchmesser von 10,2 auf 9,1 mm verringert wurde. Gleichzeitig wurde der Kassettentyp geändert. Die Anzahl der Brennstäbe pro Kassette wurde von 90 auf 126 Brennstäbe erhöht. Dies hatte wiederum eine Reihe weiterer konstruktiver Änderungen zur Folge, sowohl bezüglich der Geometrie und der Herstellung von Kassetten und Brennstäben als auch des Reaktorcores selbst.<ref>{{Internetquelle |url=http://tesiaes.ru/?p=9521 |titel=Реакторная установи ВВЭР-365 (В-ЗМ) |abruf=2020-05-25}}</ref>

Der WWER-365 wurde als zweiter Block des Kernkraftwerks Nowoworonesch gebaut und 1969 in Betrieb genommen. Seine Auslegungsleistung erreichte der Reaktor im April 1970. 1990 wurde der WWER-365 planmäßig außer Betrieb genommen.<ref>{{Internetquelle |url=http://www.wdcb.ru/mining/nvnpp/Main2.html |titel=Нововоронежская АЭС. |titelerg=Общая характеристика НВАЭС |abruf=2020-05-25}}</ref>

== WWER-440 ==
{{Doppeltes Bild |rechts |VVER Cell01 RK01.svg |130 |VVER Cell02 RK01.svg |130 |[[Schnitt (Darstellung) |Schnittgrafik]] einer Brennstoffzelle: 

{{Farbe |skyblue |width=10px |Kreis=1}} Wasser mit einem Zusatz von [[Borsäure]] 

{{Farbe |green |width=10px |Kreis=1}} Hülle aus [[Zirkalloy]] 
{{Farbe |orange |width=10px |Kreis=1}} [[Brennstab]] aus gesintertem Urandioxid 

{{Farbe |white |width=10px |Kreis=1}} zentraler Hohlraum 

{{Farbe |yellow |width=10px |Kreis=1}} Helium, das zwischen Brennstab und Zirkalloy-Rohr verpresst wird 

Der äußere Durchmesser eines Brennstabs beträgt 7,6 mm, der des Zirkalloy-Rohrs 9,1 mm<ref Name="Dementjew_1984"> {{Literatur |Autor=Б. А. Дементьев |Titel=Ядерные энергетические реакторы |Verlag=Энергоатомиздат |Ort=Москва |Datum=1984 |Umfang=280 |Seiten=18-21, 257}}</ref> |Schnittgrafik einer Detektorzelle: 

{{Farbe |skyblue |width=10px |Kreis=1}} Wasser mit einem Zusatz von Borsäure 

{{Farbe |green |width=10px |Kreis=1}} Führungsrohr aus Zirkalloy}}[[Datei:VVER Assembly01 RK01.svg |mini |WWER-440: Schnittgrafik einer Brennstoffkassette mit 126 Brennstoffzellen, einem zentralen Kanal für Detektoren und einer Haltevorrichtung außen. Die [[Schlüsselweite]] des hier dargestellten Sechsecks beträgt 14,4 cm<ref Name="Dementjew_1984" />]]
[[Datei:VVER Core01 RK01.svg |mini |WWER-440: Vereinfachte Schnittgrafik der aktiven Zone des Reaktors: 

{{Farbe |gray |width=10px |Kreis=1}} Reaktordruckbehälter 
{{Farbe |skyblue |width=10px |Kreis=1}} Boriertes Wasser 
349 Brennstoffkassetten mit 
{{Farbe |yellow |width=10px |Kreis=1}} 1,6 % U-235 Anreicherung 
{{Farbe |orange |width=10px |Kreis=1}} 2,4 % U-235 Anreicherung 
{{Farbe |red |width=10px |Kreis=1}} 3,6 % U-235 Anreicherung 
Der Außendurchmesser des Druckbehälters aus Stahl beträgt 3,8 m<ref Name="Dementjew_1984"/>]]
Zur Baureihe WWER-440 gehören der alte Typ WWER-440/230 und der neuere, in wesentlichen Bereichen verbesserte Typ WWER-440/213. Daneben gibt es noch einen Sondertyp, der nur für das finnische [[Kernkraftwerk Loviisa]] entwickelt wurde, um die dort bestehenden Sicherheitsanforderungen zu erfüllen. Wie alle Druckwasserreaktoren verwendet auch der WWER-440 Wasser sowohl zur Kühlung des Reaktorkerns und zur Erzeugung von Dampf als auch zum Moderieren der Neutronen. Als Brennstoff dient schwach angereichertes Urandioxid. Zu den Besonderheiten des WWER-440/230 zählt die Errichtung von Doppelblöcken mit einem gemeinsamen [[Maschinenhaus]].

Nach Herstellerangaben steigt die radioaktive [[Dosisleistung]] in der Umgebung eines Kernkraftwerks des Typs WWER-440 um weniger als 0,5 [[Sievert (Einheit)|mSv]] pro Jahr.<ref name="Emission">{{Webarchiv | url=http://www.rosenergoatom.ru/wps/wcm/connect/rosenergoatom/site_en/safety-and-ecology/nuclear-and-radiation/radiation-safety/ | wayback=20140228231218 | text=Rosenergoatom - Radiation safety of the population and the environment - Daten der Emissionen}} (englisch)</ref>

Für den Transport und die Zwischenlagerung der Brennelemente können zum Beispiel auch [[Castor (Kerntechnik)|Castor]]-Behälter der Firma [[Gesellschaft für Nuklear-Service|GNS]] benutzt werden, die speziell für die WWER-440 Baureihe entwickelt wurden. Der Behälter vom Typ CASTOR 440/84 kann 84 Brennelemente aufnehmen. Er ist 4,08 m lang und hat einen Durchmesser von 2,66 m. Seine Masse beträgt 116 Tonnen.<ref>{{Literatur |Autor=Hans-Joachim Elwenspoek |Titel=Stellen Sie sich vor, der CASTOR kommt … |Verlag=Presse- und Informationsstelle des Deutschen Atomforums e.V |Ort=Berlin |Datum=2006}}</ref>


Der WWER-440 hat einen besonders schlanken Reaktordruckbehälter. Der Reaktorkern befindet sich daher dicht an den Stahlwänden, der wassergefüllte Spalt dazwischen ist nur sechzehn Zentimeter breit, also viel schmaler als bei den meisten im Westen gebauten Kernkraftwerken. Die Neutronen werden in diesem schmalen Spalt weniger stark abgebremst, so dass die Strahlenbelastung des Stahls höher ist und dieser deshalb schneller altert bzw. [[Sprödigkeit|versprödet]].

Ein von der EU-gefördertes Forschungsprojekt namens „Long Life“ erforschte von 2010 bis 2014 Versprödungsprozesse verschiedener Stahllegierungen unter dem Einfluss von Neutronen. Es wurde unter der Leitung von Eberhard Altstadt von Wissenschaftlern des [[Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf |Helmholtz-Zentrums Dresden-Rossendorf]] koordiniert. Das Helmholtz-Zentrum untersuchte dazu auch Stahlproben aus drei Blöcken des von 1973 bis 1990 betriebenen [[Kernkraftwerk Greifswald |Kernkraftwerks Greifswald]] vom WWER-Typ. Aufgrund der verschiedenen Betriebsdauer der Blöcke wurde der in ihnen verwendete Stahl unterschiedlich stark mit Neutronen bestrahlt. Somit kann die Versprödung des Stahls in Abhängigkeit vom Neutronenbeschuss bestimmt und mit den bisherigen Richtwerten zur Alterung von Stahl in Kernkraftwerken verglichen werden.<ref name="faz">Uta Bilow: [http://www.faz.net/aktuell/wissen/physik-chemie/kernkraftwerke-reaktoren-unter-dauerbeschuss-11040330.html ''Reaktoren unter Dauerbeschuss''] in: FAZ vom 22. September 2010</ref>

=== WWER-440/230 ===
Die Reaktoren der ersten WWER-Generation 230 haben eine Reihe von Sicherheitsmängeln:

* geringe Redundanz der Sicherheitseinrichtungen
* keinen alles umschließenden Sicherheitsbehälter
* keine ausreichende Notkühlung bei Bruch einer Hauptkühlmittelleitung
* schlechte räumliche Trennung der (redundanten) Sicherheitseinrichtungen
* unübersichtliche und veraltete [[Leittechnik]] und Bedienarmaturen

Reaktoren der Baureihe WWER-440/230 waren unter anderem in [[Kernkraftwerk Kosloduj|Kosloduj]] und [[Kernkraftwerk Bohunice|Bohunice]] in Betrieb. Die [[Europäische Union]] hatte erklärt, dass Reaktoren des Typs WWER-440/230 „nicht auf das erforderliche Sicherheitsniveau gebracht werden können“ und daher bei einem Beitritt der entsprechenden Länder zur [[Europäische Union|EU]] stillgelegt werden müssen – die entsprechenden WWER-440/230 wurden bis 2007 stillgelegt. In der DDR war dieser Reaktortyp in [[Kernkraftwerk Greifswald|Greifswald]] im Einsatz und wurde – wie auch alle anderen Kernkraftwerke der DDR – im Zuge der [[Deutsche Wiedervereinigung|Wiedervereinigung]] stillgelegt.

=== WWER-440/213 ===
Beim Typ WWER-440/213 wurden zahlreiche Mängel behoben. So ist das Notkühlsystem nun fähig, bei sämtlichen Defekten der Kühlmittelversorger wirksam einzugreifen. Weiter wurden die Sicherheitssysteme dreifach [[Redundanz (Technik)|redundant]] ausgelegt und der Brandschutz deutlich verbessert. Zudem hat diese Baureihe einen angebauten [[Bubble Condenser]]. Damit erhält der von einem – auch großen – Leck freigesetzte radioaktive Dampf mehr Ausbreitungsraum und kann zudem in Wasservorlagen kondensieren, bevor der [[Nenndruck|Auslegungsdruck]] erreicht wird.<ref name="BubbleCondenser" />

Neben WWER-440/230 war auch ein Reaktor vom Typ WWER-440/213 in [[Kernkraftwerk Greifswald|Greifswald]] in Betrieb – auch dieser wurde nach 1989 stillgelegt. Drei weitere befanden sich im Aufbau, sind aber nie ans Netz gegangen. Reaktoren der Baureihe WWER-440/213 befinden sich in der EU in [[Kernkraftwerk Dukovany|Dukovany]], [[Kernkraftwerk Bohunice|Bohunice]], [[Kernkraftwerk Mochovce|Mochovce]] und [[Kernkraftwerk Paks|Paks]].

=== WWER-440/318 ===
Eine Exportversion des WWER-440/213 ist der WWER-440/318. Er sollte im [[Kernkraftwerk Juraguá]] zum Einsatz kommen.<ref>{{Webarchiv | url=http://www.insc.anl.gov/neisb/neisb4/NEISB_3.2.html | wayback=20080330051431 | text=NEI Source Book: Fourth Edition (NEISB_3.2)}} (englisch)</ref> Im Gegensatz zur Standardbaureihe 213 hat der WWER-440/318 ein [[Containment (Nukleartechnik)|Containment]].<ref>[http://www.nti.org/db/nisprofs/over/juragua.htm NTI - Russia, Cuba, and the Juragua Nuclear Plant] (englisch)</ref>

== WWER-1000 ==
[[Datei:Wwer-1000-scheme.png|mini|hochkant=1.5|WWER-1000-Druckwasserreaktor.1 – Steuerstäbe; 2 – Deckel; 3 – Hülle; 4 – Kühlwasser Ein- und Austritt; 5 – Unterteil; 6 – [[Reaktorkern |aktive Zone]]; 7 – Brennstäbe]]
[[Datei:VVER-1000 Horizontal Cross Section RK01.svg |mini |hochkant=1.5 |WWER-1000: 60-Grad-Sektor eines Horizontalquerschnitts]]

Der WWER-1000 ist eine Weiterentwicklung des WWER-440 mit verbesserten Sicherheitseinrichtungen – unter anderem einem [[Sicherheitsbehälter]] – und höherer elektrischer Leistung (1.000 MW), wobei bewährte Bauteile vom WWER-440 übernommen wurden. Die WWER-1000-Reaktoren lassen sich mit entsprechendem Aufwand auf ein höheres Sicherheitsniveau bringen. Es müssen die gesamte Leittechnik sowie die langsamen Rechner ausgetauscht werden. Weiterhin wird ein Teil der immer noch benutzerunfreundlichen Überwachungssysteme und -anzeigen modernisiert. Beim WWER-1000 kommen Kühlpumpen vom Typ GCNA-1391 mit einem Eigenbedarf von jeweils 5 MW zum Einsatz, die Pumpendrehzahl beträgt 1000 Umdrehungen pro Minute. Der [[Dampferzeuger]] des WWER-1000 ist vom Typ PGW-1000М ({{RuS|ПГВ-1000М}}).

Reaktoren der Baureihe WWER-1000/320 befinden sich unter anderem in [[Kernkraftwerk Balakowo|Balakowo]] (Russland), [[Kernkraftwerk Kalinin|Kalinin]] (Russland), [[Kernkraftwerk Kosloduj|Kosloduj]] (Bulgarien), [[Kernkraftwerk Temelín|Temelín]] (Tschechien), [[Kernkraftwerk Chmelnyzkyj|Chmelnyzkyj]] (Ukraine), [[Kernkraftwerk Riwne|Riwne-3 und Riwne-4]] (Ukraine) und [[Kernkraftwerk Saporischschja|Saporischschja]] (Ukraine).

Die Reaktoren des Typs WWER-1000/392 finden in Kernkraftwerken der Bezeichnung [[AES-91]] und [[AES-92]] Verwendung ''(siehe [[Atomstroiexport]])''. Das erste Kernkraftwerk vom Typ AES-91 ist in [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] (Volksrepublik China) mit einem für dieses Projekt angepassten Reaktor WWER-1000/428 gebaut worden. Die für Indien angepasste Version trägt die Bezeichnung WWER-1000/412 und wird im [[Kernkraftwerk Kudankulam]] vom Typ AES-92 eingesetzt. Beide sind mit westlichen Kontrollsystemen ausgestattet worden; für die Variante AES-92 wurden mehr passive Sicherheitseinrichtungen vorgesehen. Das Kernkraftwerk vom Typ AES-91 besitzt im Gegensatz zum Typ AES-92 einen zusätzlichen Schutz vor Erdbeben.

Bei WWER ab der Baureihe WWER-1000/320 ist laut Herstellerangaben der Ausbruch von [[Corium (Reaktortechnik)|Corium]] (Gemisch aus Brennstoff und Material der Brennstabhüllen) nach einer [[Kernschmelze]] unmöglich. Dazu wird der Reaktordruckbehälter von außen durch passive Maßnahmen gekühlt, damit sein Stahl eine noch ausreichende Festigkeit hat, um die Schmelze im Inneren zu halten. Da sich die Erforschung von Kernschmelze erst im wissenschaftlichen Grundlagenstadium befindet, kann keine Garantie bzgl. der Beherrschbarkeit von Kernschmelzszenarien gegeben werden.

Seit einiger Zeit wird auch mit neuen Brennelementtypen für alle WWER-Reaktoren experimentiert. Der Plan ist, die abgebrannten Brennelemente aus den [[RBMK]]-Reaktoren zu recyceln und diese als Brennelemente für WWER-Reaktoren zu nutzen. Diese haben bis zu 2,5 % mehr Effizienz als die herkömmlichen WWER-Brennelemente. Der Brennstoff ist momentan experimentell in den Reaktoren des [[Kernkraftwerk Kalinin|Kernkraftwerks Kalinin]] im Einsatz. Die abgebrannten Brennelemente können wiederum zu [[MOX-Brennelement]]en weiterverarbeitet werden, diese werden seit Anfang 2008 im [[Kernkraftwerk Belojarsk]] genutzt.<ref name="WNA_Russia">[https://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-o-s/russia-nuclear-power.aspx World Nuclear Association: Nuclear Power in Russia] (englisch)</ref>

Laut Herstellerangaben steigt die radioaktive [[Dosisleistung]] in der Umgebung eines Kernkraftwerks des Typs WWER-1000 um weniger als 0,5 [[Sievert (Einheit)|mSv]] pro Jahr.<ref name="Emission" />

== WWER-1200 ==
[[Datei:Novovoronezh Nuclear Power Plant II.png|mini|hochkant=1.2|[[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] mit zwei WWER-1200/491 ([[AES-2006]])]]
Der Reaktor WWER-1200 ist eine Weiterentwicklung der Reaktoren WWER-1000, AES-91 und AES-92, Grundlage für seine Entwicklung war der Bau der Kernkraftwerke [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] und [[Kernkraftwerk Kudankulam|Kudankulam]]. Aus deren Technik und Sicherheitssystemen wurden dann der WWER-1200/491 entwickelt und eine Leistungssteigerung erzielt. Dieser Reaktortyp soll in einem neu konzipierten Kernkraftwerk [[AES-2006]], einem Reaktor der [[EPR (Kernkraftwerk)#Generation III+|Generation III+]], zum Einsatz kommen. Entwickelt wurde der Reaktor von [[OKB Gidropress]] in Zusammenarbeit mit dem 1998 gegründeten Unternehmen [[Atomstroiexport]], die ersten Reaktoren in [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II|Nowoworonesch II]] und [[Kernkraftwerk Leningrad II|Leningrad II]] sind bereits fertig gestellt. Der Reaktor WWER-1200 ist für eine Nutzungsdauer von 60 Jahren ausgelegt. Wie beim WWER-1000 kommen auch beim WWER-1200 Pumpen vom Typ GCNA-1391 und Dampferzeuger vom Typ PGV-1000 MKP zum Einsatz.<ref Name="Asmolov_2017"/>

Unterschiede des WWER-1200 gegenüber dem WWER-1000 sind beispielsweise:
* größerer Durchmesser des Reaktorkessels
* effizientere Nutzung der Brennstäbe
* mögliche Erhöhung der thermischen Reaktorleistung von 3200 MW auf 3300 MW

{| class="wikitable zebra" style="text-align:right;"
|+ Weitere physikalisch-technische Daten<ref>{{Webarchiv | url=http://www.gidropress.podolsk.ru/English/razrab_e.html | wayback=20070928003631 | text=Details über die WWER}} (englisch)</ref>
<ref Name="Asmolov_2017" />

|-
! Parameter !!WWER-1200
|-
|style="text-align:left;"| Länge Reaktordruckbehälter (m) ||11,185
|-
|style="text-align:left;"| Durchmesser Reaktordruckbehälter (m) ||4,250
|-
|style="text-align:left;"| Masse Druckbehälter (t) ||330
|-
|style="text-align:left;"| Durchmesser Dampferzeuger (m) ||4,2
|-
|style="text-align:left;"| Gesamtvolumen Druckhalter (m³) ||79
|-
|style="text-align:left;"| Wasservolumen Druckhalter (m³) ||55
|-
|style="text-align:left;"| Nenndruck Druckhalterausgang (MPa) ||16,1
|-
|style="text-align:left;"| Druckhaltertemperatur (°C) ||347,9
|-
|style="text-align:left;"| [[Nutzungsgrad]] (%) ||90
|-
|style="text-align:left;"| Kosten ($/kW) ||2100
|-
|style="text-align:left;"| Bauzeit (Monate) ||54
|}

Im Zuge des ''Projekts 2007–2015'' wurde ein Plan aufgestellt, um den wachsenden Energiebedarf Russlands zu decken und die alten Reaktoren vom Netz zu nehmen. Dabei setzte man unter anderem auch auf den WWER-1200 (AES-2006). Insgesamt waren 28 Reaktoren in Planung, die ersten 2 wurden im [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] gebaut.<ref name="WNA_Russia" /> Ein WWER-1160, der in [[Kernkraftwerk Leningrad II|Leningrad II]] gebaut werden sollte, basierte auf dem WWER-1200, letztlich werden dort aber WWER-1200 gebaut.

== WWER-SKD-1700 (Projekt) ==

Ein Projekt vom [[OKB Gidropress]] ({{ruS |ОКБ Гидропресс}}) in Zusammenarbeit mit dem [[Generation IV International Forum]] ist ein [[Generation IV International Forum#Überkritischer Leichtwasserreaktor |überkritischer Leichtwasserreaktor]] ({{enS |Super-Critical Water-Cooled Reactor, SCWR}}). „Überkritisch“ meint [[überkritisches Wasser]] als Moderator und Kühlmittel, also Wasser in einem [[Fluid|flüssigen]] Zustand oberhalb seiner [[Kritischer Punkt (Thermodynamik) |kritischen Temperatur]] und seines kritischen [[Druck (Physik)|Drucks]]. Dieser überkritische WWER (WWER-SKD oder WWER-SCWR) hat einen hohen thermodynamischen [[Wirkungsgrad]] (45 %) und eine hohe [[Konversionsrate (Kerntechnik)|Brutrate]] (0,95) und ist für einen geschlossenen [[Brennstoffkreislauf]] ausgelegt. Die Hauptversion soll für eine thermische Leistung von 3830 MW, eine elektrische Leistung von 1700 MW und eine Betriebstemperatur von 540 °C ausgelegt werden.

An der Reaktorentwicklung sind das ''Zentrale Forschungsinstitut für Maschinenbau – TsNIITMASH'' ''({{ruS |Центральный научно-исследовательский институт машиностроения – ЦНИИТМаш}})'' in Moskau und OKB Gidropress beteiligt. Das OKB Gidropress teilte mit: „Von solchen Reaktoren wird erwartet, dass sie den Wirkungsgrad der thermischen Energieumwandlung wesentlich erhöhen, zum Spektrum schneller Neutronen im Reaktorkern übergehen und dadurch die Erbrütung von sekundärem Kernbrennstoff im Reaktor wesentlich verbessern.“ Dieser Reaktortyp wird auch als WWER-1700, V-393 bezeichnet. Es wird berichtet, dass [[Föderale Agentur für Atomenergie Russlands |Rosatom]] diesen Reaktortyp zu einem vollständigen Prototyp weiterentwickelt und sich um den Bau dieses Prototyps im Wettbewerb mit anderen SCWR-Entwürfen aus Europa, Kanada, China und Japan bewirbt.<ref>{{cite web |title= Nuclear Power in Russia |url=https://world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-o-s/russia-nuclear-power.aspx |publisher=world-nuclear |date=2021 |access-date=2023-11-18 |language=en}}</ref>


== Siehe auch ==
* [[Liste der WWER|Liste WWER nach Generationen]]
* [[Liste der Kernkraftwerke]]

== Weblinks ==
{{Commonscat|VVER|WWER}}
* {{Cite web |language=en |url=http://www.aem-group.ru/static/images/infografix/2019/1200-2019-05/AEM_reaktor_ENG.pdf |title=VVER-1200 Reactor}} - on [[:en:Atomenergomash|AEM]] official pdf (englisch)
** [https://www.youtube.com/watch?v=91yVhrSZ5jQ VVER 1200 Construction] - on [[:en:Atomenergomash|AEM]] Official YouTube Channel (englisch)
* [http://www.gidropress.podolsk.ru/en/ Gidropress Podolsk, Hersteller und Entwickler des WWER]

== Einzelnachweise ==
<references>
<ref name="Petrosʹjanc_1984">
{{Literatur |Autor=Андраник Мелконович Петросьянц |Titel=Атомная энергия в науке и промышленности |Verlag=Энергоатомиздат |Ort=Москва |Datum=1984 |Umfang=447 |Seiten=158 |Online=http://elib.biblioatom.ru/text/petrosyants_atomnaya-energiya-v-nauke-i-prom_1984/go,158/}}
</ref>
<ref name="Petrosʹjanc_1984b">
{{Literatur |Autor=Андраник Мелконович Петросьянц |Titel=Атомная энергия в науке и промышленности |Verlag=Энергоатомиздат |Ort=Москва |Datum=1984 |Umfang=447 |Seiten=143 |Online=http://elib.biblioatom.ru/text/petrosyants_atomnaya-energiya-v-nauke-i-prom_1984/go,143/}}
</ref>
<ref name="IQ_2010">
{{Internetquelle |url=https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/f01/f01b5ca309dbda1917c112d6897c0959.pdf#page=11 |titel=Нововоронежская АЭС-2 |titelerg=Проект «АЭС-2006» |hrsg=Атомэнергопроект |datum= |format=PDF |abruf=2020-05-24}}
</ref>
<ref name="IQ_2013">{{Internetquelle |autor=М. П. Никитенко |url=http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/283.pdf |titel=РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР |hrsg=ОКБ «Гидропесс» |datum=2013-10-22 |format=PDF |abruf=2020-05-24 |archiv-url=https://web.archive.org/web/20181024130015/http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/283.pdf |archiv-datum=2018-10-24 |offline=ja |archiv-bot=2023-02-08 03:08:20 InternetArchiveBot }}</ref>
<ref Name="Asmolov_2017">
{{Literatur |Autor=V. G. Asmolov ''et al.'' |Titel=New generation first-of-the kind unit – VVER-1200 design features |Sammelwerk=Nuclear Energy and Technology |Band=3 |Nummer=4 |Datum=2017 |Seiten=260–269 |DOI=10.1016/j.nucet.2017.10.003 |Online=[http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S245230381730095X online]}}
</ref>
<ref name="BubbleCondenser">
{{Literatur |Autor=H. Karwat |Hrsg=Technische Universität München, Lehrstuhl für Reaktordynamik and Reaktorsicherheit |Titel=The evaluation of the bubble condenser containment of VVER-440/213 plants |Datum=1999-12-22 |DOI=10.1016/0029-5493(95)01062-M}}
</ref>
</references>

[[Kategorie:Reaktortyp]]
[[Kategorie:Abkürzung]]

WWER - Versionsgeschichte

imported>Quiorm: Begriffsklärungslink aufgelöst