295px|mini|Kernkraftwerk Olkiluoto mit einem EPR in Reaktorblock 3 (links im Bild) Der EPR ist eine Baureihe von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren, die von den französischen Unternehmen Framatome (zwischen 2001 und 2017 Teil des Areva-Konzerns) und Électricité de France (EDF) sowie dem deutschen Unternehmen Siemens (Nuklearsparte seit 2001 mit Framatome fusioniert) entwickelt wurde. Früher als European Pressurized Reactor oder European Pressurized Water Reactor (Europäischer Druckwasserreaktor) bezeichnet und im nichteuropäischen Ausland als Evolutionary Power Reactor (Evolutionärer Leistungsreaktor) vermarktet, ist die Abkürzung EPR heute ein eigenständiger Markenname; die Langform wird kaum noch verwendet.
Der erste EPR ging am 29. Juni 2018 in China in Taishan ans Netz. 2019 nahm der zweite Block in Taishan seinen kommerziellen Betrieb auf. Der 2005 begonnene EPR-Reaktor im Olkiluoto (Finnland) nahm am 16. April 2023 den regulären Betrieb auf.https://www.grs.de/en/news/finlands-epr-olkiluoto-3-starts-commercial-operation Der 2007 im Kernkraftwerk Flamanville (Frankreich) begonnene EPR ging im Sommer 2024 (statt wie geplant 2012) in Betrieb.Neuer Reaktor im On-off-Betrieb Hinkley Point C soll zwischen 2029 und 2031 in Betrieb gehen. Zwei weitere Reaktoren sind im englischen Sizewell geplant.
Im Februar 2022 hat Emmanuel Macron eine „Renaissance der Kernenergie“ und den Bau von mindestens sechs weiterentwickelten EPR 2-Reaktoren in Frankreich angekündigt, von denen der erste im Jahr 2035 ans Netz gehen sollte. Ende 2025 wurde mit einer Inbetriebnahme frühestens ab 2038 gerechnet.
Entwicklungsgeschichte des EPR Beginn der Entwicklung 1989 unterzeichneten Framatome und Siemens ein Kooperationsabkommen zur Entwicklung eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors. 1991 entschieden sich auch Électricité de France und deutsche Unternehmen, ihre Entwicklungsarbeiten zusammenzuführen. Anfang 1992 veröffentlichten Deutschland und Frankreich dann ein European Utility Requirement (EUR) für einen European Pressurized Water Reactor (EPR). 1993 folgte der Vorschlag der Reaktor-Sicherheitskommission, gemeinsame Sicherheitsstandards für zukünftige Druckwasserreaktoren zu erarbeiten. (PDF; 746 kB) Die ersten beiden Zielvorgaben wurden im Februar 1994 veröffentlicht, der Hauptteil Ende 1994.IAEA Studsvik Report: ADVANCED NUCLEAR REACTOR TYPES AND TECHNOLOGIES (PDF; 7,1 MB).
Ein Schwerpunkt der neuen Sicherheitsziele war die Beherrschung von Kernschmelzunfällen. Kernkraftwerke der 2. Generation hatten noch keine ausreichenden Sicherheitseinrichtungen, um eine komplette Kernschmelze zu beherrschen. In Frankreich kam es zuletzt 1980 im Kernkraftwerk Saint-Laurent zu einem Unfall mit teilweiser Kernschmelze. Auch bei dem Unfall im Kernkraftwerk Fukushima Daiichi im Jahr 2011 handelt es sich um einen Kernschmelzunfall. Um das Verhalten des geschmolzenen Kernmaterials, des sogenannte Coriums, besser zu verstehen, wurden einige Forschungsprogramme initiiert. Sie schufen die physikalischen Grundlagen zur Entwicklung von Auffangvorrichtungen für das Corium, sogenannter Core-Catcher (Kernfänger).
Forschungsprojekt COMAS Im Rahmen des COMAS-Projektes (Corium on Material Surfaces) wurde von 1993 bis 1999 das Ausbreitungsverhalten prototypischer Kernschmelzen untersucht. In diesem von der Europäischen Union und vom deutschen Bundesministerium für Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie (BMBF) geförderten Forschungsvorhaben wurde der LAVA-Code entwickelt, um die Ausbreitung der Schmelze zu simulieren. Dabei wurde auf Erkenntnisse zur Ausbreitung von Lava aus der Vulkanologie zurückgegriffen und diese um detailliertere Modelle zum Wärmeübergang und zur Rheologie des Coriums ergänzt. Die Validierung erfolgte in Zusammenarbeit der RWTH Aachen mit Siempelkamp. Zur Vorbereitung der Großversuche erfolgten kleine Laborexperimente durch die Firma Siemens KWU.lrst.rwth-aachen.de: Die Versuchsreihe begann mit dem Experiment KATS-14: Dabei flossen 176 kg Oxidmasse (85 % Al2O3, 10 % SiO2, 5 % FeO) und 154 kg Eisenmasse durch zwei Kanäle auf Cordieritplatten, um Ausbreitungsgeschwindigkeit und Temperaturverlauf zu validieren. Danach folgte mit COMAS EU-2b das eigentliche Experiment: Die als Corium R bezeichnete Versuchsmasse von 630 kg wurde in verschiedene Kanäle aus Beton, Keramik und Gusseisen geschüttet und dabei vermessen. Zur Simulation der Schmelzeausbreitung entsprach der Versuchsaufbau im Maßstab 1:6 der EPR-Ausführung.siempelkamp.com: Die Zusammensetzung der Schmelze bestand aus 31,1 % UO2, 23,8 % ZrO2, 18,8 % FeO, 15,1 % SiO2, 5,7 % Cr2O3, 4,6 % Al2O3 und 0,9 % CaO. Bei allen Versuchen wurde die notwendige Schmelzenthalpie durch eine Thermitreaktion zugeführt.eurosafe-forum.org: ()
Forschungsprojekt VULCANO Weiterführende Untersuchungen durch das CEA fanden in Frankreich im Jahre 1997/1998 in Cadarache mit den VULCANO-Experimenten statt. VULCANO stand dabei für Versatile UO2 Lab for Corium Analyses and Observations und sollte die Vielseitigkeit der Versuchsreihe zum Ausdruck bringen. Gegenüber den COMAS-Experimenten, welche nur in Kanälen stattfanden, wurde hier der Fluss des Coriums vom Kanal in die Ausbreitungsfläche (engl. spreading area) untersucht. Die trapezförmige Ausbreitungsfläche wurde mit einem Schachbrettmuster versehen, um die Vermessung der Ausbreitung mit einer Kamera zu ermöglichen. Da bei einer hohen Fließgeschwindigkeit die Ausbreitung des Coriums im Kernfänger sichergestellt werden kann, konzentrierten sich die Versuche auf kleine Flussraten von weniger als einem Liter pro Sekunde. Bei den anfänglichen Versuchen der VE-Serie wurde Hafnium als Uranersatz genommen, um den Ofen zu justieren. Dabei stellte sich auch heraus, dass die Schmelze nie durch eine Krustenbildung an der Front gestoppt wurde.CEA: The VULCANO Spreading Programme (PDF; 341 kB)
TestMasse-Prozent Masse Flussrate Gusstemp. Ergebnis VE-01 50 % HfO2, 10 % ZrO2, 10 % SiO2, 15 % AI2O3, 15 % CaO 12 kg 0,1 l/s 2370 K geringe Ausbreitung VE-02 70 % HfO2, 13 % ZrO2, 7 % SiO2, 10 % Al2O3 21 kg 0,1 l/s 2470 K geringe Ausbreitung VE-03 35 % HfO2, 5 % ZrO2, 30 % SiO2, 25 % FeO, 5 % Fe 22 kg 0,1 l/s 2420 K geringe Ausbreitung VE-04 70 % HfO2, 13 % ZrO2,11 % SiO2, 8 % FeO 12 kg 0,7 l/s 2620 K Akkumulation VE-06 53 % HfO2, 10 % ZrO2, 14 % SiO2, 13 % FeO, 10 % Fe 42 kg 0,8 l/s > 2300 K 45 cm Ausbreitung VE-07 34 % HfO2, 26 % ZrO2, 25 % SiO2, 15 % FeO 25 kg 0,5 l/s 2270 K 55 cm Ausbreitung
Das erste „scharfe“ Experiment VE-U1 mit Urandioxid fand am 2. Dezember 1997 statt. Die Schmelze entsprach mit einer Zusammensetzung von 45 % UO2, 20 % ZrO2, 20 % SiO2, 13 % Fe3O4 und 2 % Fe2O3 dem Corium des EPR nach Verlassen der Reaktorgrube und dem Durchschmelzen der Opferplatte. Der Temperaturbereich des Coriums entsprach etwa 900 K zwischen den festen und flüssigen Bestandteilen, die Temperatur am Ofenauslass wurde zwischen 2450 K und 2650 K gehalten. Eine Testmenge von 47 kg wurde mit 2,5 kg/s in den Kanal gegossen und floss 1,2 Meter die Rampe herab, bei einer Schichtdicke von 2–3 cm. Die Ausbreitungsgeschwindigkeit konnte dabei zu 10–20 cm/s bestimmt werden. Bei näherer Untersuchung konnte ein sehr poröser Aufbau der erstarrten Schmelze festgestellt werden. Weitere Untersuchungen folgten. Bei dem Versuch VE-U7 wurde zum Beispiel eine achsensymmetrische Trennwand in Kanal und Ausbreitungsfläche gestellt. Dadurch konnten zwei verschiedene Trägersubstrate gleichzeitig untersucht werden. Während die eine Hälfte mit hochfestem Beton ausgekleidet war, bestand die andere Hälfte aus Zirconiumdioxid. Die Ausbreitung der Schmelze auf der Keramik wurde vorab mit dem LAVA-Code untersucht, dabei konnte eine gute Übereinstimmung mit dem Experiment auch kurz vor der Erstarrung des Coriums gezeigt werden.
Forschungsprojekt ECOSTAR mini|Im DISCO-Experiment untersuchte Effekte bei einem Hochdruckversagen des Reaktordruckbehälters
Am ECOSTAR-Projekt (Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research) beteiligten sich zwölf europäische Forschungseinrichtungen und die Firmen Framatome ANP und Becker Technologies. Das Programm sollte ursprünglich drei Jahre andauern, jedoch stieg nach zwei Jahren ein Projektpartner aus, worauf das Forschungszentrum Karlsruhe die Koordination übernahm und das Programm um ein Jahr bis Ende 2003 verlängert wurde. Dabei fanden Untersuchungen zu folgenden Themen statt: Freisetzung der Schmelze aus dem Reaktordruckbehälter (RDB), Ausbreitung dieser und die Erosion des Betonbodens dabei sowie die Kühlung der Schmelze im Kernfänger. Im Detail wurden folgende Experimente durchgeführt: Ausbreitung der Schmelze: Die DISCO-Experimente am Forschungszentrum Karlsruhe bestimmten die Menge an Corium, die bei einem Hochdruckversagen des Reaktordruckbehälters in das Containment abfließt und nicht in der Reaktorgrube zurückbleibt. Dazu wurde ein 1:18-Modell der Reaktorgrube des EPR untersucht. Die Experimente erfolgten mit Wasser (DISCO-C) und geschmolzenen, dichten Metallen als Flüssigkeit (DISCO-H). Dabei wurden systematisch seitliche Brüche, Löcher, horizontale Schlitze und ein Aufreißen der Bodenkalotte untersucht. Die heißen Experimente erfolgten mit einer Aluminium-Eisenschmelze, Dampf und einem zentralen Loch in der Bodenkalotte. Zur Jet-Erosion wurden die KAJET-Experimente durchgeführt. Bei lokalem Versagen des Reaktordruckbehälters unter Druck kann das Corium als kompakter Strahl aus diesem gedrückt werden, was die Erosion der Betonwände beschleunigt. Dazu wurde am Forschungszentrum Karlsruhe die Erosion des Betons durch Flüssigmetallstrahlen bei Gasdrücken von 3–8 bar untersucht. Die Simulation des Coriums erfolgte durch eine Aluminium-Eisenschmelze mit bis zu 160 kg Masse, welche durch eine Thermitreaktion auf etwa 2000 °C aufgeheizt wurde. Die höchste Erosionsrate konnte dabei zu 10 mm/s bestimmt werden; die Erosionstiefe im Unfallszenario betrug etwa 130 mm. Der Transport der Schmelze wurde ebenfalls am Forschungszentrum Karlsruhe untersucht. Bei ECOKATS-1 wurden 600 kg Oxidschmelze mit 2 l/s auf eine 3 Meter mal 4 Meter große Betonfläche gegossen. Der Versuch wurde dabei als Benchmark für die Ausbreitungscodes LAVA, CORFLOW und THEMA herangezogen. Diese Codes konnten dadurch zur Auslegung und Zulassung von Kernkraftwerken verwendet werden. Bei ECOKATS-2 wurde eine große Masse von 3200 kg Oxid-/Metallschmelze mit 20 l/s auf eine 2 m × 2 m Betonfläche gegossen. Dies entspricht Strömungsbedingungen, wie sie in einem Unfallszenario erwartet werden. Die Schmelze breitete sich dabei in weniger als 60 Sekunden 20 cm dick auf der Fläche aus und gaste dabei mit starken Wasserstoffflammen aus. Das Phasendiagramm des Mehrkomponenten-UO2-ZrO2-Beton-Stoffgemischs und verschiedener Oxidmischungen wurde von der CEA und dem tschechischen Nuclear Research Institute untersucht. Framatome ANP untersuchte die Interaktion von Schmelze und Beton bei verschiedenen Heizraten in kleinen Experimenten. Der radioaktive Zerfall wurde dabei durch dauerhaftes Heizen simuliert. Auch hier konnte keine Krustenbildung beobachtet werden.