Skip to main content

Überblick über HTR-Anlagen

  • Chapter
Hochtemperaturreaktortechnik
  • 52 Accesses

Zusammenfassung

Die Entwicklung des heliumgekühlten Hochtemperaturreaktors mit kugelförmigen Brennelementen begann in der Bundesrepublik Deutschland mit dem AVR-Reaktor. Als direktes Folgeprojekt wurde Anfang der siebziger Jahre mit dem Bau des THTR-300 begonnen. Inzwischen ist diese Anlage fertiggestellt und am Netz. Als Nachfolgeprojekt wurde von BBC/HRB der HTR-500 mit einer thermischen Leistung von 1 390 MW konzipiert. Direkt aufbauend auf dem Konzept und den Erfahrungen des AVR bieten die KWU einen Modulreaktor mit 200 MW th und die BBC/HRB einen Industriereaktor mit 250 MW th (HTR-100) an. Diese Anlagen werden in den folgenden Abschnitten ausführlicher vorgestellt. Abbildung 2.1 zeigt eine Übersicht.

This is a preview of subscription content, log in via an institution to check access.

Access this chapter

Chapter
USD 29.95
Price excludes VAT (USA)
  • Available as PDF
  • Read on any device
  • Instant download
  • Own it forever
eBook
USD 49.99
Price excludes VAT (USA)
  • Available as PDF
  • Read on any device
  • Instant download
  • Own it forever
Softcover Book
USD 49.99
Price excludes VAT (USA)
  • Compact, lightweight edition
  • Dispatched in 3 to 5 business days
  • Free shipping worldwide - see info

Tax calculation will be finalised at checkout

Purchases are for personal use only

Institutional subscriptions

Preview

Unable to display preview. Download preview PDF.

Unable to display preview. Download preview PDF.

Literatur

  1. R. Schulten, W. Bellermann, H. Braun, H.W. Schmidt, A. Setzwein, W. Stürmer: Der Hochtemperaturreaktor von BBC/Krupp; Die Atomwirtschaft (1959).

    Google Scholar 

  2. M. Cautius, J. Engelhard, G. Ivens: Der Betrieb des Versuchskraftwerks AVR und die HTR-Entwicklung Atomwirtschaft/Atomtechnik 8/9 (1974).

    Google Scholar 

  3. Der AVR Reaktor, Sonderdruck aus Atomwirtschaft (April 1968).

    Google Scholar 

  4. J. Engelhard: Abschlußbericht über die Errichtung und den Anfahrbetrieb des AVR-Atomversuchskraftwerks; K 72–23 (Dez. 1972).

    Google Scholar 

  5. H. Knüfer: Preliminary operating experiences with the AVR at an average hot gas temperature of 950 ° C; Nucl. Engineering and Design 34 (1975).

    Google Scholar 

  6. E. Ziermann: AVR-Experience; International Atomic Energy Agency, Jülich (Oktober 1986).

    Google Scholar 

  7. R. Schulten, F. Schniedel: Kurzbeschreibung des THTR-300 MW el ; Ergebnisbericht des THTR-Projektes Jülich (Juli 1968).

    Google Scholar 

  8. Das 300 MW Thorium-Hochtemperatur-Kernkraftwerk THTR; Sonderdruck Atomwirtschaft 5 (Mai 1971).

    Google Scholar 

  9. BBC/HRB/NUKEM: 300 MW el -Kernkraftwerk Hamm- Uentrop der HKG mit Thorium-Hochtemperaturreaktor im VEW-Kraftwerk Westfalen; Druckschrift D HRB 1017 83 D.

    Google Scholar 

  10. Projektinformationen: 300 MW-THTR-Kerkraftwerk Hamm-Uentrop; Druckschriften von HRB Mannheim (1975 bis 1986).

    Google Scholar 

  11. E. Baust: Inbetriebnahme des THTR 300; Atomwirtschaft (Aug./Sept. 1985).

    Google Scholar 

  12. D. Schwarz: THTR Operation — The First Year; International Atomic Energy Agency, Jülich (Oktober 1986).

    Google Scholar 

  13. H. Reutier, G. H. Lohnert: Der modulare HTREin neues Konzept für den Kugelhaufenreaktor; Atomwirtschaft 27 (Januar 1982).

    Google Scholar 

  14. HochtemperaturreaktorModul — Kraftwerksanlage, Referenzkonzept Bd. 1 und 2; KWU/Interatom (Januar 1984).

    Google Scholar 

  15. H. Reutier: Plant Design and Safety concept of the HTR Modul: Small and medium sized nuclear reactors: SMIRT, Lausanne (August 1987).

    Google Scholar 

  16. M. Andler, W. Jäger: Anwendung und Aussichten des HTR-Moduls; Atomwirtschaft (Aug./Sept. 1985).

    Google Scholar 

  17. I. A. Weisbrodt, W. Steinwarz, W. Klein: Status of the HTR-Module Plant Design; International Atomic Energy Agency, Jül.(Oct. 1986).

    Google Scholar 

  18. Kraftwerk Union: Das Hochtemperaturreaktor-Modulkonzept der KWU-Gruppe; (November 1981).

    Google Scholar 

  19. W. Wachholz: Safety concept of future nuclear power plants HTR 500 and HTR 100; Atomkernenergie-Kerntechnik Vol.47, No 3 (1985).

    Google Scholar 

  20. E. Baust, J. Schöning, W. Wachholz: Status und Möglichkeiten des Hochtemperaturreaktors; Atomwirtschaft 1 (1982).

    Google Scholar 

  21. HTR-100 MW el : Konzeption-Technik-Termine-Kosten; Firmenschrift BBC/HRB Mannheim (Juli 1981).

    Google Scholar 

  22. S. Brandes, W. Kohl: HTR 100 Industrial Nuclear Power Plant for Generation of Heat and Electricity; International Atomic Energy Agency, Jülich (Oct. 1986).

    Google Scholar 

  23. W. Kohl, S. Brandes: Das HTR-100-Industriekernkraftwerk; Jahrestagung Kerntechnik (1986).

    Google Scholar 

  24. J. Schöning, D. Stölzl, W. Wachholz: HTR 500 — Technisches und sicherheitstechnisches Konzept; Atomwirtschaft (Aug./Sept. 1985).

    Google Scholar 

  25. E. Baust, G. Wittchow: HTR 500 für den Strom- und Wärmemarkt; Atomwirtschaft 29 (Juni 1984).

    Google Scholar 

  26. J. Schöning, D. Schwarz: Die HTR-Baulinie und ihre Einsatzmöglichkeit; VGB Kraftwerkstechnik, Heft 1 (1985).

    Google Scholar 

  27. E. Baust: Strom und Prozeßdampf aus einem 500MWHochtemperaturreaktor, VGB Kraftwerkstechnik Heft 12 (1982).

    Google Scholar 

  28. K. Knizia, D. Schwarz: Der HTR 500 als nächster Hochtemperaturreaktor; VGB Kraftwerkstechnik, Heft 3 (1985).

    Google Scholar 

  29. G. E. Lockett, R. A. U. Huddle: Development of the design of the high temperature Gas Cooled Reactor Experiment; Dragon Report 1 (Jan. 1960).

    Google Scholar 

  30. R. A. U. Huddle et al.: Coated particle fuel for the Dragon Reactor Experiment; Dragon Project Report 116 (Oct. 1962).

    Google Scholar 

  31. L. W. Graham, H. Hick: Performance limits of coated particle fuel; Dragon Project Report 850 (Sept. 1973).

    Google Scholar 

  32. L. W. Graham et al.: HTR fuel development and testing in the Dragon Project; Proc. ANS-Meeting on Gas Cooled Reactors, HTGR and GCFBR, Gatlinburg (Mai 1974).

    Google Scholar 

  33. B. Chapman: Operation and maintenance experience with the Dragon reactor experiment; Proc. ANS Meeting on Gas Cooled Reactors: HTGR and GCFBR, Gatlinburg (Mai 1974).

    Google Scholar 

  34. R. B. Duffield: Development of the high temperature Gas cooled reactor and the Peach Bottom high temperature Gas cooled reactor prototype; J. Brit. Nucl. Energy Soc, 5 (1966).

    Google Scholar 

  35. W. C. Birely: Operating experience of the Peach Bottom atomic power station; Proc. ANS Meeting on Gas Cooled Reactors: HTGR and GCFBR, Gatlinburg (Mai 1974).

    Google Scholar 

  36. K. R. van Howe, J. R. Browns: Peach Bottominitial loading to criticality; USAEC-Report GAMD-7351 (Oct. 1966).

    Google Scholar 

  37. H. G. Olson, H. L. Brey, F. E. Swart: The Fort St Vrain high temperature gascooled reactor. Nuclear Engin, and Design 72 (1982).

    Google Scholar 

  38. H. L. Brey, H. G. Olson: Fort St. Vrain experience; Nucl. Energy 22, No 2 (1983).

    Google Scholar 

  39. R. O. Williams, H. L. Brey: Fort St Vrain Update; 9. Internationale Konferenz über den Hochtemperaturreaktor VGB-TB 112 (Oktober 1987).

    Google Scholar 

  40. R. E. Walker, T. A. Johnston et al.: Fort St Vrain Nuclear Power Station; Nuclear Engineering International, Sonderheft (Dezember 1969).

    Google Scholar 

  41. F. A. Silady, A. C. Millunci, A. P. Kelley Jr, J. Cunliffe: Safety and licensing of MHTGR; First International Seminar Small and Medium Sized Nuclear Reactors (August 1987).

    Google Scholar 

  42. J. E. Jones Jr, P. R. Kasten: Overview of US MHTGR Base Technology Development Program; IAEA Techn. Com. Meeting, Jülich (Oct. 1986).

    Google Scholar 

  43. R. F. Turner, O. M. Stansfield, R. E. Vollman: Annular Core for Modular High Temperature Gas Cooled Reactor, First International Seminar on Small and Medium Sized Nuclear Reactors (August 1987).

    Google Scholar 

  44. V. S. Boger et al.: Fulton Station HTGR; Nuclear Engineering International (August 1974).

    Google Scholar 

  45. AIPA-Studie: HTGR-Accident Initiation and Progression Analysis; Status Report GA A 13617 (Januar 1976).

    Google Scholar 

  46. J. M. Waage et al.: General Atomics 1500 MW el Hightemperature Gas Cooled Reactor, Proc. of the American Power Conf., Vol.34 (1974).

    Google Scholar 

  47. S. Yasukawa et al.: The Study on the Role of very High Temperature Reactor and Nuclear Process Heat Utilization in Future Energy Systems; JAERI-M-86–165 (1986).

    Google Scholar 

  48. V. N. Grebenik: Status of works on Gas-cooled-Reactors in the UdSSR; 7th International Conference on the HTR, Germany, Dortmund (September 1985).

    Google Scholar 

Download references

Author information

Authors and Affiliations

Authors

Rights and permissions

Reprints and permissions

Copyright information

© 1989 Springer-Verlag Berlin Heidelberg

About this chapter

Cite this chapter

Kugeler, K., Schulten, R. (1989). Überblick über HTR-Anlagen. In: Hochtemperaturreaktortechnik. Springer, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-52333-5_2

Download citation

  • DOI: https://doi.org/10.1007/978-3-642-52333-5_2

  • Publisher Name: Springer, Berlin, Heidelberg

  • Print ISBN: 978-3-540-51535-7

  • Online ISBN: 978-3-642-52333-5

  • eBook Packages: Springer Book Archive

Publish with us

Policies and ethics