Das Kernkraftwerk Kola ( []) besteht aus vier Druckwasserreaktoren vom Typ WWER-440, zwei der ersten Generation, dem Modell V-230 und zwei der zweiten Generation, dem Modell V-213. Die vier Reaktoren mit je einer Leistung von 440 MW liefern etwa 60 % der benötigten elektrischen Energie in der Region Murmansk.
Das Kernkraftwerk befindet sich im äußersten Nordwesten Russlands an der Grenze der Halbinsel Kola zum Inland, 20 km von der Stadt Poljarnyje Sori () entfernt in der Oblast Murmansk und liegt am Imandra-Stausee, aus dem es seine Kühlwasserversorgung bezieht. Eigentümer und Betreiber des Kraftwerkes ist das staatliche russische Monopolunternehmen Rosenergoatom.
Geschichte Der Bau des Kernkraftwerkes Kola ging auf den zunehmenden Energiebedarf der auf der Halbinsel Kola befindlichen Hüttenbetriebe zurück und wurde im März 1964 entschieden. Zu den Hüttenbetrieben zählten zwei metallurgische Kupfer-Nickel-Anlagen, drei metallurgische Eisenerzanlagen, eine Aluminiumanlage und eine Phosphatanlage, deren Energiebedarf bislang von 6 Wasserkraftwerken in der Region, entlang der Flüsse Niva, Kovda, und Tuloma mit einer Gesamtleistung von 569 MW gedeckt wurde.Natalya Prusakova: KKW jenseits des Polarkreises, PJSC TGC-1, 20. August 2010 (russisch).Kaskade von Niva-HPPs, PJSC TGC-1, 2021 (russisch).
Für das neu anzusiedelnde Kraftwerkspersonal, ca. 2000 Personen, zuzüglich deren Familien wurde der 20 km vom Kraftwerk entfernte Ort Poljarnyje Sori gewählt. Mit dem Bau der ersten Wohngebäude für das Kraftwerkspersonal wurde 1967 begonnen.
Reaktoren der 1. Generation WWER 440 Modell V-230 Baubeginn des ersten Doppelblocks war am 1. Mai 1970 für den ersten Reaktor und für den zweiten am 1. Januar 1973. Der Block 1 wurde am 26. Juni 1973 zum ersten Mal kritisch, der Block 2 am 30. November 1974. Am 28. Dezember 1973 ging der erste und am 21. Januar 1975 der zweite Reaktorblock in den kommerziellen Betrieb.
Die installierten Reaktoren vom Typ WWER-440/230 der 1. Generation weisen im Vergleich zu den Sicherheitsstandards westlicher Reaktoren eine Reihe von Sicherheitsmängeln aus. Ein wesentliches Defizit besteht darin, dass das Sicherheitssystem der Reaktoren nicht das Gesamtspektrum der möglichen Kühlmittelverluststörfälle abdeckt, sondern ist auf Rohrbrüche von 100 mm Durchmesser mit einer Öffnung von 32 mm Durchmesser beschränkt. Zur Beherrschung dieser Leckagegröße (kleiner Kühlmittelverluststörfall / SB-LOCA) sind alle Komponenten des Primärkreislaufes, die unter Reaktordruck stehen, in der Reaktorgebäudestruktur, dem hermetic Confinement eingeschlossen, um einen Aktivitätsaustritt aus der Anlage zu verhindern. Für größere Rohrleitungsbrüche sind Gebäudeklappen installiert, die bei dem anfänglichen Druckpeak nach dem Störfall eine größere Menge radioaktiven Dampf an die Umgebung abgeben.Containment and Confinement Performance in NPPs with WWER 440/213 and 440/230 Reactors, IAEA, Wien, 29 November – 3 December 1993.
Reaktoren der 2. Generation WWER 440 Modell V-213 Am 1. April 1977 bzw. 1. August 1976 wurde mit den Bauarbeiten zum zweiten Doppelblock mit den Reaktoren Kola-3 und Kola-4 begonnen. Der Block 3 wurde am 7. Februar 1981 zum ersten Mal kritisch, der Block 4 am 7. Oktober 1984. Die Reaktoren gingen am 3. Dezember 1982 und am 6. Dezember 1984 in kommerziellen Betrieb.
Die Reaktoren der 2. Generation verfügen über eine verbesserte Gebäudestruktur mit höherer Dichtheit und höherer Festigkeit sowie über ein Dampf-Kondensations-System zum Druckabbau (Bubbler Condenser Containment), womit auch große Rohrleitungsbrüche (größter Kühlmittelverluststörfall / LB-LOCA) beherrscht werden.
Nachrüstmaßnahmen in den 1980er und 1990er Jahren Im Rahmen eines 1987 implementierten Programms verbringen die Kraftwerksoperateure jährlich 3½ Wochen mit Teamtraining, Simulatorarbeit und psychologischen Tests. 1988 wurde eine neue Abteilung für Personalauswahl und -schulung geschaffen sowie Einrichtungen für psychologische und physische Tests und ein Trainingssimulator für installiert. 1989 wurde das Wasserversorgungssystem zur Brandbekämpfung der Anlage verbessert. Weiterhin wurden zum Brandschutz die Stromkabeln mit feuerhemmenden Materialien überstrichen. 1989 wurde das Borinjektionssystem der Anlage modifiziert und die Schweißnähte eines Reaktorbehälters geglüht, um Versprödungsprobleme zu beheben. Es wurden schnell wirkende, automatisierte Ventile installiert, um die Dampfleitungen für die Dampferzeuger der Anlage zu trennen. In Druckbehältern der Blöcke 1 und 2 wurden Abschirmelemente (Dummy-Brennelemente) installiert, um den Neutronenfluss an den Behälterwänden zu verringern.E. Narkunas: Impact of shield elements on the WWER-440 reactor pressure vessel activation, Annals of Nuclear Energy, Volume 130, August 2019. Für die Blöcke 3 und 4 wurde Entlüftungssysteme am oberen Reaktorbehälterdeckel und an anderen Höhenpunkten des Primärkreislaufs installiert. Nach dem Tornado-Vorfall von 1993 erhielten Diesel-Notstromaggregate größere Kraftstoffvorräte und wurden verbessert, um einen Neustart zu gewährleisten.
Internationale Unterstützung der Nachrüstmaßnahmen 1991 wurden von der IAEA Sicherheitsüberprüfungen für mehrere Kernkraftwerke vom Typ WWER-440/230 durchgeführt, die sich auf die Anlagentechnik wie auch auf die Betriebsführung der Kernkraftwerke bezogen. Es betraf die Kraftwerkesblöcke: Bohunice 1–2 (Slowakei), Kozloduy 1–4 (Bulgarien) sowie Novovoronezh 3–4 und Kola 1–2 (Russland). Ziel war es, die Länder bei der Sicherheitsüberprüfung der Kernkraftwerke zu unterstützen, um Konstruktions- und Betriebsschwächen zu ermitteln und die technische Grundlage für die Verbesserung der Kraftwerkssicherheit zu liefern. Etwa 1300 spezifische Sicherheitselemente wurden bei der Überprüfung identifiziert, die hinsichtlich ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung in vier Kategorien mit zunehmendem Schweregrad eingestuft wurden.Ranking of safety issues for WWER-440 model 230 nuclear power plants, IAEA, Wien, 1992 (IAEA-TECDOC-640).
Norwegen unterstützte das Kernkraftwerk Kola in vier Projektphasen von 1993 bis 2002 mit einem Kostenaufwand von 140 Mio. Kr (15,13 Mio. Euro), der sich im Besonderen auf die folgenden Bereiche des Anlagenbetriebes bezog: Notstromversorgungen (Dieselgeneratoren), internationale Kommunikation, Brandschutz für Schaltanlagen, Instrumentenerneuerung und Personalschulungen in Norwegen.Erlend Larsen, Gunnar Saxebøl: The Norwegian Assistance Program for Increased Reactor Safety in Eastern Europe, Norwegian Radiation Protection Authority, Østerås, 2002.
Finnland unterstützte 1993 das Kraftwerk Kola mit 4 Mio. FM (720.040 USD) zur Anschaffung eines Kraftwerks-Simulators, mit dem Störungen und Unfallsituationen sowie Änderungen am Anlagendesign simuliert werden können. Zudem werden Kola-Operateure von den Finnen im Simulator-Betrieb geschult. Der finnische Kraftwerksbetreiber Imatran Voima Oy (IVO) wurde in ein Nachrüstprogramm zur Bereitstellung eines ergänzenden Notspeisewassersystems eingebunden.
Deutsche Hilfe: Durch Siemens erhielt Kola ab 1993 verschiedene Anlagensysteme sowie hierzu das technische Know-how, wie die Überwachungssysteme auf lose Teile, Geräusche und Vibrationen. 1996 untersuchten Siemens-Experten die Unversehrtheit von Schweißnähten an Dampferzeugeranlagen im Werk mit einem vom Unternehmen bereitgestellten Mastmanipulator. Nukem unterstützte das Kraftwerk bei der Modernisierung der Anlagen für radioaktive Abfälle in Kola. Es umfasst die Ausstattung der vorhandenen Verbrennungsanlage für radioaktive Abfälle der Anlage mit einem neuen Abgasreinigungssystem und den Bau einer Aufbereitungsanlage für flüssige radioaktive Abfälle sowie Überwachungsgeräte zur Messung des Restbrennstoffs in gebrauchten Brennelementen liefern.
Europäische Union: Aktivitäten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für die Blöcke 3 und 4Kola NPP – Living PSA, European Commission., Untersuchung der Versprödung von ReaktordruckbehälternUntersuchungen zur Versprödung Reaktordruckbehältern (RPV) durch Bestrahlung, EU: Reactor Systems – Gen II/III LTO., technische Bewertung von Nachrüstungsmaßnahmen in den Blöcken 3 und 4 sowie Bewirtschaftungsplan für ein Endlager für Abfälle aus dem Kola-Kraftwerk, Forschungseinrichtungen und der Atom-getriebenen Marineschiffe.
USA: Das Projekt „Kola Confinement Leaktightness“ für Reaktoren Kola WER-440/230-Blöcke 1 und 2 wurde im Februar 1993 initiiert und 1996 abgeschlossen. Das Hauptziel des Projekts bestand darin, die Dichtheit des Confinements der Reaktoren mit einer Vielzahl von Durchdringungen von Rohrleitungen, Türen und Luken zu überprüfen und zu verbessern. Die Drucktests der Confinements wurden in Block 2 im Mai und in Block 1 im November 1996 durchgeführt.G.A. Greene and J.G. Guppy: Measurements of the Confinement Leaktightness at the Kola Nuclear Power Station (Unit 2) in Russia, BNL- 66583 Informal Report, August 1998. Das amerikanische Unternehmen Promatec war in die Erneuerung der Druck- und Brandschutzbarrieren im Confinement der Blöcke 1 und 2 eingebunden sowie dem Abdichten von Kabeldurchführungen und Schweißnähten. Durchdringungs-Versiegelungsausrüstungen wurden 1995 an das Kraftwerk übermittelt.
Nachrüstmaßnahmen zur Betriebszeitverlängerung der Reaktoren Die Reaktoren hatten ursprünglich eine Betriebserlaubnis für 30 Jahre. Nach mehreren Verlängerungen ist nun ein Betrieb von Block 1 bis 2033 und von Block 2 bis 2034 vorgesehen.Charles Digges, Bellona, Norwegen: Mit den geplanten und genehmigten 60 Betriebsjahren zählen sie zu den am längsten betriebenen Reaktorblöcken weltweit. Auch die Betriebserlaubnis für die Blöcke 3 und 4 wurden bis 2036 bzw. 2039 verlängert. Im Kernkraftwerks Kola sind insgesamt 2.600 Arbeitskräften tätig (Stand 2010).
Die Nachrüst- und Rekonstruktionsmaßnahmen für die Betriebszeitverlängerung von Block 3 wurden im Jahr 2011 mit 88 Änderungsmaßnahmen an Geräten, Gebäuden und Strukturen zu Kosten von rund 2,5 Milliarden Rubel abgeschlossen. Ein wesentlicher Teil bestand in dem Einbau eines digitalen Steuerungssystems. Bei den laufenden Inspektions- und Prüfungskontrollen wurde auch die staatliche Aufsichtsbehörde Finnlands (STUK) eingebunden.KKW Kola-3: Dezemberplan abgeschlossen, Öffentliches Informationszentrum des KKW Kola, 30. Dezember 2010 (russisch). Dem Block 4 wurde nach Abschluss der Umbauarbeiten im Jahr 2014 eine Lizenz für den Betrieb bis 2039 erteilt.
Die Nachrüstmaßnahme für Block 1 zur Lebensdauerverlängerung begannen 2016 und schließen den Bau eines neuen Gebäudes, das ein zusätzliches Notkühlsystem aufnehmen soll, mit ein.KKW Kola als Grundlage der Energiewirtschaft der Region: Gegenwart und Perspektiven, Rosenergoatom, 12. Mai 2016 (russisch). Die gerätetechnische Modernisierung umfasst den Austausch von Relaisschutz- und Automatisierungsgeräten für die Generator-Transformator-Einheiten, 6-kV Trennschalter für die Turbinengeneratoren, welche in 40 Relaisschutz- und Automatisierungsschränken eingebaut wurden. Hierfür wurden rund 100 km neue Kabelleitungen zu den Relaisschutz- und Automatisierungsgeräten verlegt.Im KKW Kola sollen 100 km neue Kabelleitungen verlegt werden, Öffentliches Informationszentrum des KKW Kola, 4. März 2020 (russisch).
Die Arbeiten für Verlängerung der Lebensdauer von Block 2 wurden 2019 mit einem Kostenaufwand von rund 4,5 Milliarden Rubel (etwa 72 Millionen US-Dollar) abgeschlossen, bevor die Aufsichtsbehörden die Laufzeitverlängerung bewilligte.Im Jahr 2019 wird das KKW Kola mehr als 10 Milliarden kWh Strom erzeugen, Öffentliches Informationszentrum des KKW Kola, 26. Dezember 2019 (russisch).