SMR-2021, Linglong One (ACP100)

Im July startete offiziell der Bau des ersten Small Modular Reactors (SMR) in Changjiang auf der Insel Hainan. Es wird der weltweit erste landgestützte SMR. Das Kraftwerk besteht aus zwei Blöcken vom Typ „Linglong One“ (ACP100) mit je 125 MWel. China National Nuclear Corporation (CNNC) plant die Inbetriebnahme für 2026 (geplante Bauzeit 58 Monate). Die Entwicklung dieses Reaktors läuft seit 2010. Es war der erste SMR, der schon 2016 eine Zulassung durch die International Atomic Energy Agency (IAEA) erhielt. Der Reaktor gilt als ein „Schlüssel-Projekt“ des 12. Fünf-Jahr-Plans. Er kann über eine Milliarde kWh pro Jahr produzieren, was für über 500 000 chinesische Haushalte ausreicht. Man setzt große Hoffnungen in eine Serienproduktion für zentralchinesische Städte als Ersatz für Kohlekraftwerke. Eine schwimmende Version – nach russischem Vorbild – ist in Zusammenarbeit mit der Lloyd’s-Schiffs-Klassifikation ebenfalls in Vorbereitung. Es ist überdeutlich, daß man mit den frühzeitigen internationalen Zulassungen auch auf den Export setzt. Hat China erstmal ein Kraftwerk im Betrieb vorzuzeigen, können die Investoren kommen und Bestellungen aufgeben. Für diese Leistungsklasse gibt es in Schwellen- und Entwicklungsländern einen gewaltigen Markt. Serienproduktion wiederum senkt die Kosten – nach diesem Muster hat China schon die Weltmärkte auf ganz anderen Gebieten erobert.

Der ACP100

Dieser SMR ist kein revolutionärer Entwurf, sondern ein integrierter Druckwasserreaktor. Die Dampferzeuger sitzen ebenfalls im Reaktordruckgefäß. Dies wird möglich, da sich der Reaktorkern mit der Leistung verkleinert. Es handelt sich um 16 OTSG (once-through steam generator) als Rohr in Rohr Konstruktion. Der Bruch einer Hauptkühlmittelleitung – ein wesentliches Auslegungskriterium bei konventionellen Druckwasserreaktoren – ist damit ausgeschlossen. Der Dampf verläßt wie bei einem Siedewasserreaktor den Druckbehälter. Der Druck im Reaktor beträgt 150 bar, der Druck des Dampfes nur 40 bar. Die Eintrittstemperatur des Wassers in den Kern beträgt 286,5 °C, die Austrittstemperatur 319,5 °C. Die Austrittstemperatur des Dampfes beträgt mindestens 290 °C. Das mag nicht viel erscheinen, reicht aber für die Stromerzeugung und viele Anwendungen aus. Der Gesamtwirkungsgrad ist mit 32% gering, aber kein großer Nachteil, da Uran als Brennstoff billig ist. Andererseits sind Wandstärken und Werkstoffe besonders kostengünstig (Investition). Die vier Spaltrohrpumpen sind außen an das Druckgefäß angeflanscht.

Der Kern besteht aus 57 Brennelementen in einer 17×17 Anordnung und ist nur 2,15 m hoch. Das Druckgefäß hat eine Höhe von 10 m bei einem Durchmesser von 3,35 m. Dies führt zu einem Naturumlauf im Falle der Not- und Nachkühlung. Die Pumpen werden nur für die Umwälzung im Betrieb benötigt. Dies führt zu einer passiven Sicherheit im Falle eines Black-Out (Fukushima). Die Reaktivität wird über Regelstäbe, abbrennbare Gifte und die Borkonzentration im Kühlwasser geregelt. Die 21 Regelstäbe werden über Elektromagnete gehalten und fallen bei einem Stromausfall automatisch in den Kern. Die Urananreicherung beträgt 1,9 bis 4,95%. Damit ist ein Ladezyklus von 24 Monaten möglich (hohe Verfügbarkeit).

Sicherheitssysteme

Der ACP100 übernimmt die Sicherheitsphilosophie seiner „größeren Brüder“ der Megawatt-Klasse. Das passive Sicherheitssystem besteht wesentlich aus:

  • Abfuhr der Nachzerfallswärme. Das PDHRS (passive decay heat removal system) dient zur sicheren Abfuhr der Nachzerfallswärme auch bei einem völligen Stromausfall, dem Ausfall der Speisewasserversorgung oder dem Zusammenbruch der Wärmesenke (Tsunami in Fukushima). Die Nachwärme wird über den im Containment vorhandenen Sicherheitstank abgeführt. Der Wärmetransport geschieht über Naturumlauf. Das System ist so ausgelegt, daß sieben Tage lang keine Eingriffe nötig sind.
  • Notkühlung. Fällt die Kühlung durch z. B. eine Leckage aus, übernimmt automatisch das ECCS (emergency core cooling system). Es besteht aus den zwei Vorratstanks CST (coolant storage tanks), den zwei Druck-Einspeisungen SIT (safety injection tanks) und dem Sicherheitstank IRWST (in-refuelling water storage tank), der auch zur Abfuhr der Nachzerfallswärme dient. Ausgetretener Dampf kondensiert am Sicherheitsbehälter. Die Wärmeabfuhr geschieht passiv über dessen Oberfläche an die Außenluft.
  • Notstrom. Die Stromversorgung bei einem Störfall wird komplett für 72 Stunden aus Batterien abgedeckt. Die Batterien werden durch Notstromaggregate nachgeladen. Der Diesel-Vorrat reicht für sieben Tage.
  • Sicherheitstank. Der IRWST befindet sich auf der Grundplatte des Reaktors. Er enthält das borhaltige Wasser zur Befüllung aller Kammern bei einem Brennelementewechsel, zum Ersatz bei Kühlmittelverlusten durch Rohrbrüche etc. und zur Flutung der Reaktorkammer bei extrem schweren Störfällen. Er übernimmt auch die Niederschlagung des Dampfes beim Abblasen im Falle von Überdruck im System.
  • Brennelemente-Becken. Es befindet sich ebenfalls im Sicherheitsbehälter. Es ist so bemessen, daß es selbst bei der Lagerung von abgebrannten Brennelementen aus zehnjährigem Betrieb, keinerlei Eingriffe für sieben Tage erfordert.
  • Containment. Der Sicherheitsbehälter verhindert bei Störfällen den Austritt von radioaktiven Gasen. Er ist so groß, daß er die anfallende Kondensationswärme bei einem Störfall über seine Oberfläche an die Umgebung abgeben kann. Er umschließt den Reaktor mit all seinen Sicherheitssystemen. Zur Verhinderung von Knallgasexplosionen (Fukushima) ist er mit passiven Regeneratoren für Wasserstoff versehen.

Die ermittelte Wahrscheinlichkeit für Kernschäden CDF (Core damage frequency) wird mit einmal in einer Million Betriebsjahren angegeben und die Wahrscheinlichkeit für die Freisetzung größerer Mengen radioaktiver Stoffe LRF (Large Release frequency) mit weniger als einmal in zehn Millionen Betriebsjahren (Hinweis: 2 Reaktoren für ein Jahr, ergibt 2 Betriebsjahre in diesem Sinne). Diese Reaktoren sind nach chinesischer Auffassung so sicher, daß sie unmittelbar in chemischen Anlagen oder nahe Wohngebieten betrieben werden sollen.

Die Anwendungspalette

Die Auslegungslebensdauer beträgt 60 Jahre. Bei entsprechender Pflege und Nachrüstung kann von mindestens 100 Jahren ausgegangen werden. Photovoltaik- oder Windkraftanlagen sind nach wenigen Jahrzehnten Schrott, erfordern also vielfache Neuinvestitionen in diesem Zeitraum. Hinzu kommt, daß diese Reaktoren – wann immer man will – mit einer Verfügbarkeit von mindestens 90% laufen. Sie sind nicht wetterabhängig. Strebt man demgegenüber eine Vollversorgung nur durch Wind und Sonne an, muß man ein zigfaches dieser Leistung (Speicher- und Umwandlungsverluste) bauen und finanzieren. Wegen des gigantischen Flächenbedarfs scheidet eine dezentrale Versorgung von Großverbrauchern aus. Hinzu kommen deshalb noch die notwendigen Hochspannungstrassen. Diese SMR sind nicht exotisch, sondern bestehen aus Werkstoffen und Bauteilen die Industriestandard sind. Die integrierten Reaktoren sind dabei so klein (Länge mal Breite ca. 12m x 4m, 300 to Gewicht), daß sie problemlos über vorhandene Transportketten geliefert werden können. Durch die Fertigung in der Fabrik, sind die Montagezeiten nur gering. Die Rohbauten können durch Firmen vor Ort unter Anleitung (Schwellenländer) ausgeführt werden. Man darf auf die Preise gespannt sein.

Wer nun denkt, SMR ist gleich winzig, dem sollen einige Zahlen die möglichen Verwendungen aufzeigen. Jeder dieser Reaktoren kann z. B.:

  • als reines Kraftwerk rund eine Million MWh elektrische Energie produzieren,
  • oder eine Chemieanlage mit 600 Tonnen Heißdampf pro Stunde von 40bar und 290°C versorgen,
  • oder als „Kombi-Kraftwerk“ nur 300 to/h Heißdampf liefern, aber dafür noch zusätzlich rund 62 MW Strom,
  • oder in ariden Gebieten (Kalifornien, Israel, Golfregion) über eine angeschlossene Umkehrosmose 65 000 Kubikmeter Trinkwasser pro Tag liefern,
  • oder für landwirtschaftliche Zwecke 100 000 Kubikmeter pro Tag voll entsalztes Wasser über eine Entspannungsverdampfung herstellen und zusätzlich noch über 80 MW Strom liefern.
  • ähnliche Überlegungen gelten für eine Kraft-Wärme-Kopplung zur Fernwärme oder Fernkälte-Versorgung einer Großstadt bei gleichzeitiger Stromversorgung.
  • bzw. zur dezentralen Herstellung von Wasserstoff mit einem Elektrolyseur für den Verkehr, die Industrie oder zur Spitzenstromerzeugung in einer Region (rund 600 000 Nm3 pro Tag).

Beginn einer neuen Ära?

Im Juni 2021 begann der Bau eines neuen Reaktors im sibirischen chemischen Kombinat Seversk. Der Ort ist nicht zufällig gewählt, sondern es handelt sich um ein grundsätzlich neues System: Ein spezieller Reaktor mit angeschlossener Wiederaufbereitung. Ziel ist ein Kernkraftwerk, dem lediglich Uran (aus abgebrannten Brennelementen) zugeführt wird und nur (endlagerfähige) Spaltprodukte abgeführt werden. Der entscheidende Punkt gegenüber herkömmlichen Reaktoren ist der Abfall Spaltprodukte. Die Problematik der Endlagerung über sehr lange Zeiträume wäre damit vom Tisch, da Spaltprodukte in weniger als 300 Jahren zerfallen sind. Die sehr langlebigen Transurane werden bei diesem Reaktor kontinuierlich „mit verbrannt“. Diese „Stromfabrik“ besteht also aus drei Einheiten: Der (neuartigen) Brennelemente-Fabrik, dem Kernreaktor und der Wiederaufbereitungsanlage. Die Brennelemente-Fabrik soll 2023 und die Wiederaufbereitung 2024 gebaut werden. Der Reaktor soll 2026 in Betrieb gehen.

Der BREST-OD-300

Das Entwicklungsziel dieses Reaktors der vierten Generation war „natürliche Sicherheit“. Das Kühlmittel ist nicht Wasser unter hohem Druck, sondern nahezu druckloses Blei. Der Reaktorkern befindet sich deshalb nicht in einem dickwandigen Druckbehälter, sondern in einem (nahezu drucklosen) Tank für flüssiges Blei. Der Schmelzpunkt von Blei liegt bei rund 330°C. Dies ergibt ein neuartiges Sicherheitsproblem, denn es muß gewährleistet sein, daß das Blei an keiner Stelle einfriert und irgendwelche Kanäle verstopft. Andererseits ist der Siedepunkt mit über 1700°C so hoch, daß sich kein Druck im Reaktorkreislauf aufbauen kann. Leckagen sind unproblematisch, da Blei weder mit Luft noch mit Wasser heftig reagiert. Blei wird praktisch auch nicht aktiviert, sodaß nur ein einfacher Kreislauf nötig ist, was Kosten spart und das System vereinfacht. Die Austrittstemperatur des Blei beträgt rund 540°C. Ist also weit von der Siedetemperatur entfernt. Hinzu kommt die große Wärmespeicherfähigkeit des Blei (spezifisch und über das Tankvolumen), die alle Lastsprünge abfedert. Ein solcher Reaktor ist in seinem (sicherheitstechnischen) Verhalten sehr gutmütig.

Blei ist ein sehr schlechter Moderator, der die Neutronen kaum abbremst. Schnelle Neutronen können zwar alles Uran, Plutonium und sogar die minoren Aktinoide spalten – das allerdings mit einer weit geringen Wahrscheinlichkeit. Als Konsequenz muß man entweder eine hohe Anreicherung oder einen höheren Gehalt an Plutonium verwenden. In diesem Sinne sind solche Reaktoren sinnvollerweise als Nachfolger der Leichtwasserreaktoren anzusehen. Erst wenn man entsprechend viele abgebrannte Brennelemente besitzt – von „Atomkraftgegnern“ fälschlicherweise als „Atommüll“ bezeichnet – aus denen man das Plutonium extrahieren kann, kann man sinnvollerweise mit dem Aufbau einer Flotte schneller Reaktoren beginnen. Für jede Erstbeladung muß das Plutonium von außen kommen. Läuft ein solcher Reaktor, kann er genug neues Plutonium bilden um für seinen Weiterbetrieb selbst zu sorgen. Man muß dann nur die Spaltprodukte entfernen (die nukleare Asche) und die gespaltenen Kerne durch U238 – ebenfalls von „Atomkraftgegnern“ als „Atommüll“ bezeichnet – ersetzen. In diesem Sinne verfügen wir bereits heute über gigantische Energievorkommen in der Form abgebrannter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren. Bisher war die Nutzung wegen der geringen Natururan-Preise noch unwirtschaftlich. Allerdings kommen die stets steigenden Lagerkosten für abgebrannte Brennelemente einer schnelleren Nutzung entgegen.

Da Blei ein schlechter Moderator ist, kann man die Gitterabstände im Kern vergrößern. Durch den verringerten Strömungswiderstand kann man mehr Wärme über Naturkonvektion abführen, was die Notkühlung auch nach einem Blackout (Fukushima) ermöglicht. Zu diesem Zweck sind Kamine (2 von 4 genügen) vorhanden, die die Restwärme passiv an die Umgebungsluft abführen. Selbst unter vollständigem Verlust der Wärmesenke bei voller Leistung von 700 MWth erreicht die Hüllrohr-Temperatur am ungünstigsten Brennstab keine 900°C. Für die Hüllen aus Stahl kein großes Problem: Ein Unglück wie in Fukushima wäre gar nicht möglich. Es könnte kein Knallgas entstehen (Reaktion der Zirconium-Hüllen mit Wasserdampf) und es wäre keine aktive Not-Kühlung nötig. Treffender kann man nicht verdeutlichen, was mit „natürliche Sicherheit“ gemeint ist.

Die Brennstäbe

Auch hier geht man neue Wege. Bei herkömmlichen Reaktoren verwendet man Urandioxid als Brennstoff in Hüllrohren aus Zirkalloy. Uranoxid ist eine (spröde) Keramik mit schlechter Wärmeleitung. Es kann bei einem Störfall passieren, daß die Brennstäbe in ihrem Zentrum bereits aufschmelzen und Spaltprodukte frei setzen, während sie ansonsten noch intakt sind. Fallen sie kurzzeitig und lokal trocken (Kühlmittelverlust-Störfall), kann die Abschreckung durch die Notkühlung fatale Konsequenzen haben (Harrisburg, Fukushima).

Bei diesem Typ verwendet man Uran-Plutonium-Nitrid als Brennstoff. Es besitzt eine um 30% größere Dichte, eine 4 bis 8 fache Wärmeleitung, gute Rückhaltung für Spaltprodukte, gute Formstabilität und geringe Reaktionen mit der Edelstahl-Hülle. Die hohe Dichte und gute Wärmeleitung führen zu geringeren Temperaturgradienten zwischen Zentrum und Umfang. Dies führt zu einer hohen Lebensdauer der Brennelemente (Brennstoffwechsel nur alle fünf Jahre) und großen Sicherheitsreserven für Störfälle.

Der Kern besteht aus 169 Brennelementen, hat eine Höhe von lediglich 1,1m und beinhaltet rund 20 to Brennstoff. Die Brennelemente sind sechseckig, wodurch sich eine sehr dichte Packung ergibt. Sie sind rundum offen, um bei einer etwaigen Verstopfung auch Querströmung zu ermöglichen. Auf Grund der Brennstoffeigenschaften und der Konstruktion ist die Neutronenökonomie so gut, daß keine separate Brutzone erforderlich ist und trotzdem eine Konversionsrate von Eins („Selbstversorgung“) erzielt wird.

Wiederaufbereitung

Bisher wurde großtechnisch nur das PUREX-Verfahren angewendet. Dieses nass-chemische Verfahren zielt – ursprünglich aus der Rüstung kommend – auf die Rückgewinnung von möglichst reinem Uran und (insbesondere ) Plutonium ab. Alles andere ist Abfall. Dieser ist wegen der minoren Aktinoide besonders langlebig und erfordert ein geologisches Tiefenlager zur Endlagerung. Bei diesem Reaktorkonzept sieht die Fragestellung gänzlich anders aus. Hier gilt es nur die Spaltprodukte – die nukleare Asche – zu entfernen. Alles andere soll und kann als Energieträger verbleiben. Die Spaltprodukte können anschließend weiterverarbeitet oder verglast werden und in Edelstahlbehälter abgefüllt werden. Wegen der relativ geringen Halbwertszeiten kann dieser Abfall je nach Gusto „tiefengelagert“ oder „ingenieurgelagert“ werden. Auf jeden Fall, zu verschwindend geringen Kosten gegenüber der Endlagerung von kompletten Brennelementen.

Der BREST-OD-300 im Allgemeinen

Der Reaktor verfügt über eine elektrische Leistung von 300 MWel bei einer thermische Leistung von 700 MWth. Er wäre per Definition damit noch ein SMR. Der Hersteller selbst betrachtet ihn eher als Vorläufer für einen Reaktor mit 1200 MWel, der etwa Anfang der 2030er Jahre gebaut werden soll. Es ist der russische Weg der kleinen, aufeinander aufbauenden Schritte mit immer mehr gesammelten Erfahrungen, die in das jeweilige Nachfolgemodell einfließen können. In diesem Zusammenhang muß man feststellen, daß die Entwicklung bleigekühlter Reaktoren in Russland eine Jahrzehnte lange Tradition hat. Sie reicht bis auf die U-Boote der Alfa-Klasse (Bauzeitraum 1968–1975, Außerdienststellung 1983 bis 1997) zurück. Zahlreiche Probleme bezüglich Korrosion und Verschleiß konnten inzwischen gelöst werden.

Der Aufbau ähnelt klassischen Druckwasserreaktoren: In der Mitte befindet sich der Reaktor. Von ihm gehen vier Kühlkreisläufe (flüssiges Blei) ab. Jeder Kühlkreislauf versorgt zwei Dampferzeuger. Das in den beiden Dampferzeugern abgekühlte Blei wird von einer Umwälzpumpe angesaugt und dem Reaktor wieder zugeführt. Die acht Dampferzeuger produzieren etwa 1500 to/h Dampf mit einer Temperatur von über 500°C. Auf Grund der höheren Dampftemperaturen ergeben sich bessere Wirkungsgrade und andere Anwendungsgebiete (z. B. Wasserstoffherstellung durch Hochtemperatur-Elektrolyse, Raffinerien, chemische Industrie etc.). Jeder Kühlkreislauf bildet eine separate Baugruppe mit kompletter Notkühlung, Umwälzpumpe etc. in einer eigenen „Betonkammer“. Das Ganze ist von einem Betonzylinder als Schutz gegen Einwirkungen von außen umgeben.

Anders als bei Leichtwasserreaktoren wird der Kern durch eine Lademaschine versorgt. Sie kann Brennelemente entnehmen, umsetzen und durch frische ersetzen. Verbrauchte Elemente werden im Bleitank bis zum erforderlichen Abklingen zwischen gelagert. Sie stehen also stets unter dem gleichen Schutz (Fukushima) wie der Reaktorkern. Ein Brennstoffzyklus dauert fünf Jahre (Leichtwasserreaktor 9 bis 16 Monate üblich). Sind erst einmal die üblichen Kinderkrankheiten beseitigt, kann man von einer noch besseren Verfügbarkeit als heute (etwa 90%) ausgehen. Geplant ist ein Abbrand zwischen 5,5% und 9% Schwermetall. An dieser Stelle erscheint es sinnvoll, sich die Materialströme und Abfallmengen zu verdeutlichen. Wenn dieser Reaktor das ganze Jahr voll durchläuft (Grundlast) verbraucht er etwa 270 kg Uran. Das ist gleichzeitig die Menge hochaktiver Spaltprodukte die jährlich anfällt. Geht man von einem mittleren Abbrand von 8% Schwermetall aus, sind etwa 3,5 to frische Brennelemente jährlich nötig. Das alles erinnert mehr an eine Anlage im Labormaßstab. Wollte man diese Strommenge von 2,6 TWh mit einem Offshore-Windpark erzeugen, müßte dieser mindestens 1000 MW umfassen oder bei einem Photovoltaik-Park mindestens 2000 MW. Wobei dies lediglich die gleiche Energieproduktion wäre. Da aber Wind und Sonne nur zufällig und unvorhersehbar sind (Wettervorhersage), müßten noch die zwingend erforderlichen Stromspeicher (zusätzliche Investitionen) und deren Verluste (ca. 50% für längere Ausfallzeiten) hinzugerechnet werden. Diese wenigen Zahlen machen deutlich, daß zumindest Russland nicht zurück ins Mittelalter will, ob nun „Klimakatastrophe“ oder nicht.

Sicherheit

Die vierte Generation soll noch einmal um Größenordnungen „sicherer“ sein als die derzeitige dritte Generation. Gemeint ist damit die Wahrscheinlichkeit für Unglücke, bei denen Radioaktivität das Betriebsgelände überschreitet und damit Anlieger gefährdet. Diese Reaktoren sollen so sicher sein, daß sie unmittelbar in einer Chemieanlage betrieben werden können, denn sie sind nicht gefährlicher als diese Anlagen selbst, wodurch völlig neue Anwendungen für Kernenergie möglich sind.

Da diese Kernkraftwerke mit dem „Abfall“ der bisherigen Kernkraftwerke betrieben werden können, sind sie extrem „nachhaltig“. Damit sind nicht nur die abgebrannten Brennelemente gemeint, sondern auch das „Abfall-Uran-238“ aus den Anreicherungsanlagen. Ganz neben bei, löst sich auch die „Endlagerfrage“. Spaltprodukte sind im Vergleich zu den Aktinoiden kurzlebig. Diese Form von „Atommüll“ ist nach wenigen Jahrzehnten weiterverarbeitbar. In ihnen sind jede Menge wertvoller Stoffe enthalten. Schon heute werden seltene Isotope aus dem Abfall der militärischen Wiederaufbereitung für z.B. medizinische Anwendungen gewonnen. Wer aber unbedingt möchte, kann sie auch weiterhin in geologischen Tiefenlagern verschwinden lassen. Nur eben zu viel geringeren Kosten.