Kernenergie als Schiffsantrieb

Auch der Schiffsverkehr gerät neben Stromerzeugung und Autoindustrie unter gewaltigen Druck. So hat die IMO (United Nations International Maritime Organisation) bereits eine Verringerung der CO2-Emissionen um 50% bis 2050 (bezogen auf 2008) beschlossen. Das erfordert eine gewaltige Kraftanstrengung die unser aller Lebenshaltungskosten betrifft. Der Seehandel ist das Herz des Welthandels. Die Größe dieses „Industriezweigs“ ist der Öffentlichkeit meist gar nicht bewußt. Immerhin machen die Reedereien, Hafenbetriebe, Versorger, Werften etc. jährlich einen Umsatz von rund 7000 Milliarden US-Dollar – das ist fast das Doppelte des Bruttoinlandsprodukts von Deutschland. An einem solchen Wirtschaftsgiganten schraubt man nicht mal eben herum. Man vergleiche dies mal mit den Versuchen einer „Dekarbonisierung“ der Autoindustrie und der Stromversorgung in Deutschland. Trotzdem sind Schiffe schon heute ein sehr umweltfreundliches Verkehrsmittel. Sie haben einen Anteil am Welthandel von über 90%, bei einem Anteil von nur etwa 3% an der „Luftverschmutzung“.

Situation heute

Dominierender Antrieb bei allen Frachtschiffen ist der Dieselmotor in all seinen Varianten. Er zeichnet sich durch einen geringen Verbrauch (Wirkungsgrad bis über 50%) bei ausgesprochener Robustheit aus. So hat er auch die Dampfmaschinen bei großen Schiffen abgelöst und ist deshalb selbst im Marineschiffbau eine Ergänzung zur Gasturbine. Er konnte bisher auch – wenn auch zu erhöhten Kosten – alle Anforderungen an die Luftreinhaltung (Ruß, Stickoxide) erfüllen. Wegen seiner Robustheit war er wirtschaftlich konkurrenzlos. Bislang konnte er mit billigem Schweröl (ein anderes Wort für Raffinerierückstände) betrieben werden. Dies geschieht in vielen Gegenden noch immer – ob legal oder illegal. Ein großes Containerschiff verbraucht über 200 to Öl pro Tag. Das entspricht in etwa dem Tankinhalt von drei Mittelklassewagen pro Minute.

Will man nun dem Klimaschutz-Wahn folgen, müssen diese etwa 600 to CO2 pro Schiff und Tag mindestens um die Hälfte verringert werden. Ein schwieriges und extrem kostenträchtiges Unterfangen. Im Moment sind folgende Strategien in der Erprobung:

  • verflüssigtes Erdgas LNG (CH4), welches problemlos in konventionellen Schiffsdieseln mit verfeuert werden kann. Allerdings nehmen die Kryotanks einen erheblichen Raum ein, der als Frachtraum verloren geht. Dies ist deshalb nur eine Übergangslösung bzw. nur für die Küstenschifffahrt geeignet.
  • Methanol (CH3 OH), das wenigstens bei Umgebungsbedingungen flüssig ist und damit in den Brennstofftanks gelagert werden kann. Leider ist der Heizwert nur halb so hoch, wie der von Diesel. Deshalb auch weniger für lange Reisen geeignet.
  • Soll es CO2-frei sein, ist Ammoniak (NH3) im Gespräch. Es ist giftig, aber wenigstens bei moderaten Bedingungen (bei 20°C etwa 9 bar erforderlich oder drucklos bei -33°C) flüssig zu lagern. Allerdings ist auch sein Energiegehalt nur etwa halb so groß, wie der von Diesel. Dies bedeutet bei Langstrecken einen erheblichen Verlust an Laderaum.
  • Gänzlich ungeeignet ist der Wasserstoff als Treibstoff. Wegen seiner extrem niedrigen Temperaturen (-253°C) und seines geringen Energiegehaltes pro Volumen. Man kommt schnell in die Verlegenheit, einen Flüssiggastanker mit Containerstellplätzen zu entwerfen. Wasserstoff ist – wenn überhaupt – nur für die Küstenschifffahrt geeignet. Wahrscheinlich sogar – wegen des ungünstigen Zündverlaufs für einen Verbrennungsmotor – über den Umweg einer Brennstoffzelle als Elektroantrieb.

Außerdem sollte man neben den Kosten auch nicht die Gesamtbilanz der CO2-Freisetzung vernachlässigen. Alle CO2 freien oder armen Brennstoffe sind chemische Produkte, die mit großem Energieaufwand hergestellt werden müssen. Die Herstellung mittels Wind und Sonne ist eine eher romantische Vorstellung. Die CO2– Abscheidung und Endlagerung wiederum ist für alle „Ökos“ Teufelswerk. Auch wer diesen Weg einschlagen will, landet daher zwangsläufig bei der Kernenergie. Wird der Wasserstoff nicht über Kernenergie hergestellt und die enormen Energiemengen zur Synthese von NH3 (hoher Druck und hohe Temperaturen notwendig) nicht ebenfalls durch Kernenergie abgedeckt, wird die „Dekarbonisierung“ ein Rohrkrepierer: Es würde mehr CO2 freigesetzt, als bei der direkten Verfeuerung von Diesel. Noch absurder ist die Verwendung von Methanol, welches aus Fossiler-Energie (z. B. Erdgas) gewonnen werden muß. Auf Phantasmen, wie die Gewinnung von CO2 aus der Luft – welches wohl an anderer Stelle bei der Energiegewinnung in die Luft geblasen wurde (?) – braucht man gar nicht einzugehen.

Der Schritt zur Kernenergie

Auch bei Containerschiffen gilt eine Kostendegression mit der Größe. Vorläufig ist das Ende der Fahnenstange bei 24 000 TEU (Twenty-foot Equivalent Unit) erreicht. Interessant ist, daß nicht die Hafenwirtschaft, sondern der Antrieb die technische Grenze vorgibt. Diese Ultra Large Container Vessel (ULCV) haben etwa eine Länge von 400m, eine Breite von 61m bei einer Tragfähigkeit von 230000 tdw. Die Grenze bei Schiffsdieseln liegt heute bei über 80 MW (z. B. Emma-Maersk-Klasse mit 14 770 TEU, 14 Zylinder-Zweitakter, Höchstgeschwindigkeit 27 kn (50 km/h) dauerhaft). Containerschiffe müssen schnell sein, damit sie sich in die eingespielten Umlaufzeiten für die Perlenketten der Logistik-Branche einreihen können. Darin ist das Problem der erforderlichen Antriebsleistung begründet: Die Antriebsleistung steigt mit der 3. Potenz der Geschwindigkeit. Verdoppelt man die Geschwindigkeit, verkürzt sich zwar die Reisezeit auf die Hälfte, aber die erforderliche Antriebsleistung steigt um das Achtfache und der Energieverbrauch somit um das Vierfache. In der Tat hat der Zwang der hohen Treibstoffpreise zu längeren Umlaufzeiten geführt, was wiederum die Anzahl der notwendigen Containerschiffe erhöht hat. Selbstverständlich führt auch das zu höheren Frachtraten und damit zu steigenden Konsumentenpreisen.

Genau an dieser Stelle kommt die Kernenergie in die Sichtweise der Reeder: Die Investition für ein Schiff mit Kernreaktor dürfte wesentlich höher sein, als die für einem Dieselantrieb. Der Brennstoffverbrauch (Uran, Thorium) ist aber demgegenüber zu vernachlässigen. Plötzlich senkt die Geschwindigkeit auch noch die anteiligen Investitionskosten. Heutige Hüllen sind bereits für 30 kn (56 km/h) gut. Mit dieser Reisegeschwindigkeit verkürzt sich eine Pazifik-Überquerung von 12 Tagen auf etwa 7 Tage. Eine Rotterdam-Korea-Rundreise von heute etwa 80 bis 85 Tagen auf etwa 45 Tage. Würde man dann statt dessen den Umweg um Afrika nehmen, könnte man die 1,5 Millionen USD Transitgebühren für den Kanal von Suez plus einem notwenigen Tankstopp in Singapore sparen.

Der wahrscheinliche Weg

Kernenergie und Schiffe ist überhaupt nichts neues. Man denke nur an die unzähligen Atom-U-Boote und Flugzeugträger etc. Schließlich fing mit dem Bau der Nautilus die moderne Reaktortechnik an. Die kommerzielle Nutzung ist in USA, Deutschland und Japan allerdings kläglich gescheitert. Diese Schiffe waren mehr als Werbeträger, denn als Frachtschiffe gedacht – schön aber unbrauchbar. Eine Sonderstellung nehmen noch die erfolgreichen russischen Eisbrecher ein.

Für Containerschiffe müssen neue Reaktorkonzepte her. Sie müssen ihre gesamte Brennstoffladung (30 Jahre für 30 kn) von Anbeginn mit an Bord haben. Es ist kein Brennelementewechsel in „normalen“ Häfen möglich. Dafür gibt es eine Reihe von Gründen. So müßten solche Häfen und deren Länder alle Anforderungen an Nuklear-Staaten erfüllen. Wegen der Nutzungsdauer (2×25 Jahre) werden z. B. die Druckwasserreaktoren der US-Marine mit hoch angereichertem Uran betrieben. Mit solchem waffengrädigen Uran darf nur in den einschlägigen Marine-Werften in den USA umgegangen werden. Für Handelsschiffe wäre das aus Gründen der Proliferation ein Killerkriterium.

Im Moment werden Flüssigsalzreaktoren in der Fachpresse favorisiert. Es ist kein Zufall, daß auch in Dänemark – von dem in Deutschland immer gern das Bild eines Öko-Bullerbüs gezeichnet wird – gleich zwei Konsortien an der Entwicklung solcher Reaktoren arbeiten. Schiffsdiesel (MAN B&W Diesel) und Container-Reederei (Maersk) sind traditionelle Branchen in Dänemark, in denen die Dänen immer international in der Spitzenklasse vertreten waren und die Entwicklung maßgeblich mit vorangetrieben haben.

Der Schiffsantrieb mit Reaktoren hat noch einen Nebeneffekt. Schiffe brauchen auch im Hafen beträchtliche Mengen elektrischer Energie (Kühl-Container, Anlagentechnik usw.). Heute ist es daher üblich, zumindest Hilfsdiesel auch während der Liegezeiten weiter zu betreiben. Die Versorgung mit „Landstrom“ ist eine Totgeburt wegen der enormen Spitzenleistungen für den Hafen. Im Gegenteil könnten die Schiffe mit Reaktoren, umweltfreundlichen Strom während der Liegezeiten preiswert für die Häfen liefern.

Sicherheit

Reaktoren für Schiffe müssen inhärent sicher sein. Sie müssen einen wachfreien Betrieb ermöglichen und extrem wartungsarm sein. Auf Hoher See muß sich bei Störungen die Betriebsmannschaft mit Bordmitteln selber helfen. Es sind deshalb Seeleute mit speziellen Kenntnissen über Reaktortechnik auszubilden und entsprechende Überwachungsregime zu entwickeln. Zumindest in der Anfangszeit sollten nukleare Schiffe nur unter der Flagge von Staaten mit Kernenergie betrieben werden dürfen. Eine ausgiebige Fernüberwachung ist zu entwickeln und (international) zu praktizieren. Nur so kann den Seefahrern Hilfestellung geleistet werden und Vertrauen in der Öffentlichkeit erhalten werden.

Kernreaktoren können gut geschützt (Kollisionen) und gut abgeschirmt (Schutz der Besatzung vor Strahlung) im Innern von Schiffen eingebaut werden. Sie müssen selbst bei einem Untergang in einem gesicherten Zustand verbleiben. Mit heutigen Mitteln könnten sogar versunkene Reaktoren in der Tiefsee ferngesteuert geborgen werden. Entsprechende Konstruktionen (Haltepunkte) und Hilfsmittel (z. B. zur Fernortung) sind vorzusehen. Schiffsunglücke wird man nie ausschließen können. Wie allerdings die gesunkenen Atom-U-Boote zeigen, geht auch von untergegangenen Reaktoren nur eine sehr geringe Gefahr aus. Das Meer selbst ist eine sehr gute Abschirmung.

Versicherung und Klassifizierung

Gerade im Transportgewerbe ist die Versicherung von speziellen Risiken Alltagsgeschäft. Man ist gewohnt im Schadensfall mit außergewöhnlich hohen Summen umzugehen. So wurde z. B. für Tanker als Konsequenz des Exxon Valdez Unglücks in Alaska eine unbegrenzte Haftung eingeführt (Pollution Act of 1990, OPA90). Damit sich Versicherungen auf so etwas einlassen können, sind genaue Sicherheitsvorschriften und deren Überwachung erforderlich. Bei Schiffen sind hierfür die Klassifikationsgesellschaften maßgeblich. Sie erarbeiten Konstruktionsvorschriften, führen die Bauüberwachung durch und erstellen die Betriebsvorschriften. Ferner führen sie regelmäßig Wiederholungsprüfungen durch. Daneben führen die nationalen Küstenschützer bei jedem Einlaufen Kontrollen durch. So gilt die US-Coast-Guard beispielsweise als besonders pingelig und ist von vielen Seeleuten gefürchtet. Bei Verstößen drohen hohe Geldstrafen für die Reeder bis hin zu (oft praktizierten) Gefängnisstrafen für das verantwortliche Personal.

Der Stand der Dinge

Es geht bei diesem Thema wieder einmal nicht darum, was irgendwelche „Experten für alles und nichts“ in Deutschland glauben darüber zu wissen, sondern was der Rest der Welt denkt und will. Die Thematik der nuklearen Schiffsantriebe ist bei der UNO angesiedelt, bei der Deutschland ohnehin meist nur eine Statistenrolle einnimmt. Es gibt drei internationale Abkommen unter der Aufsicht der IMO: SOLAS (Safety of Life at Sea), MARPOL (Prevention of Polution from ships) und STCW (Standards of Training, Certifikation and Watch keeping of Seafarers). Bereits das Kapitel 8 der SOLAS bezieht sich auf Schiffe mit nuklearem Antrieb. Es wurde bereits 1981 einstimmig verabschiedet. Es ist allerdings sehr speziell für Druckwasserreaktoren geschrieben (Stand der Technik vor 40 Jahren). Die IMO arbeitet bereits daran, diese Regeln für „modernere“ Reaktoren zu erweitern. Noch älter ist die ≫Convention on the Liability of Operators of Nuclear Ships≪ aus dem Jahre 1962. Gleichwohl ist dies eine ausbaufähige Basis. Bis 2023 soll die Klassifikation für Containerschiffe mit Nuklearantrieb fertig sein. 2025 soll ein ≫proof-of-concept≪ für einen Flüssigsalzreaktor vorliegen. Ab 2024/25 soll die Arbeit bei der IMO mit dem Ziel eines ersten Schiffs um 2030 aufgenommen werden.

Aussicht auf Erfolg

Man arbeitet in verschiedenen Ländern an Flüssigsalzreaktoren (MSR). Bisher schien ein Eindringen in den Markt der Stromerzeugung eher unwahrscheinlich. Zu etabliert sind dort die Leichtwasserreaktoren. Hier liegt aber ein völlig neuer Markt im Zusammenhang mit Handelsschiffen vor. MSR scheinen für diese Anwendung entscheidende Vorteile zu besitzen. Der Markt wäre alles andere als klein. Die beständig wachsende Weltflotte besteht heute schon aus über 100 000 Schiffen über 100 to. Dabei sind die größten 7000 verantwortlich für 50% der Luftverschmutzung. Ein Schiffsreaktor wäre deshalb schlagartig ein Massenprodukt. Eine völlig neue Situation für die kerntechnische Industrie. Hält der Klima-Wahn an, wird kaum ein anderer Weg bleiben. Die Herstellung „CO2armer“ Kraftstoffe kann nur für kleinere Schiffe eine notwendige Krücke sein.

Reeder sind und waren sehr innovativ. Viele Reedereien sind immer noch Familienbetriebe. Dies ist ein nicht zu unterschätzender Vorteil gegenüber Staatsbetrieben oder Großkonzernen. Wenn man eigenes Geld einsetzt, ist man sehr erfolgsorientiert. Andererseits sind Großreedereien in der Lage, sehr schnell auch dreistellige Millionenbeträge zu mobilisieren. Risikokapital gibt es genug, es muß jedenfalls nicht zwingend in das x-te Startup für „Digitalisierung“ oder „Fahrradkuriere“ gepumpt werden.

Aktionsplan für eine saubere Energieversorgung im UK

Durch den Brexit befreit von der Engstirnigkeit der Merkel Entourage: von der Leyen, Timmermans und „Ska“ Keller, besinnt sich das Vereinigte Königreich nun wieder auf seine Zukunft und seinen Platz in der Geschichte. Gerade im Zusammenhang mit dem Brexit sollte nie vergessen werden, welch peinliche Rolle Deutschland im Hickhack auf den Neubau des Kernkraftwerks Hinkley Point C gespielt hat. Ein entscheidender Tropfen, der das Faß zum Überlaufen brachte. Während man in Deutschland eine kindliche Lust an der Zerstörung an den Tag legt – Sprengung von Kühltürmen bei funktionsfähigen Kernkraftwerken, Abschaltung modernster Kohlekraftwerke etc. – macht man sich im Vereinigten Königreich Gedanken, wie man als Industrieland weiter bestehen kann. Keine Spur von der deutschen Sehnsucht nach dem Biedermeier: Fleischlos mit dem Lastenrad durch den Windpark. Bemerkenswert ist, daß man im UK die Kernenergie nicht nur unter dem Aspekt der sicheren Energieversorgung und geringer Umweltbelastungen betrachtet, sondern sie ausdrücklich auch als Technologieträger für eine moderne industrielle Gesellschaft mit gut bezahlten Arbeitsplätzen sieht. Hier treffen zwei gänzlich unterschiedliche Vorstellungen über ein zukünftiges Gesellschaftsideal gegeneinander an.

Die Reaktorfrage

Im UK stand man der Kernenergie immer positiv gegenüber. Trotz Unglücksfällen im In- und Ausland. Diese waren stets nur Anlass die Technik zu verbessern und sicherer zu machen. Ganz so, wie die Titanic oder die Comet nicht zur Aufgabe der Seefahrt oder des Flugverkehrs geführt haben. Nur in Deutschland gelang es, eine Technik als Vehikel für eine angestrebte Gesellschaftsveränderung zu mißbrauchen. Ob dies nun an der sprichwörtlichen „German-Angst“, der Sehnsucht nach (zukünftiger) Idylle, der jahrzehntelangen Indoktrination oder einfach an dieser toxischen Mischung insgesamt liegt, mag jeder für sich entscheiden. Tatsache ist aber, daß in keinem Land der Welt Kernenergie so zwanghaft von jeder Überlegung ausgeschlossen wird. Hier regiert (wieder einmal) einfach nur der deutsche Fanatismus die Welt retten zu wollen – egal ob diese das überhaupt so will – mit der (aus deutscher Sicht) einzig wahren und edlen Sonnen- und Windenergie. Wenn dieses Ansinnen nicht so zerstörerisch wäre, könnte man einfach nur darüber lachen.

Wie gänzlich anders stellt sich die Situation im UK dar: Die Ära der ursprünglich 15 AGR (Advanced Gas-cooled Reactors) neigt sich unweigerlich dem Ende zu. Noch sind sie eine zentrale Stütze der Stromversorgung, aber ihre technische Lebensdauer ist erreicht und eine Nachrüstung ist unwirtschaftlich. Hier bahnt sich also das „natürliche“ Ende von Kernkraftwerken an – nicht zu verwechseln mit der mutwilligen Zerstörung von immer noch modernen Kernkraftwerken aus ideologischer Verblendung in Deutschland. Deshalb hat man sich längst im UK entschieden, die abgängigen Kernkraftwerke durch neue zu ersetzen. Zwei große Leichtwasser-Reaktoren sind in Hinkley Point (2×1680 MWel, Typ EPR) bereits im Bau. Über die Finanzierung einer baugleichen Anlage in Sizewell wird nächstes Jahr entschieden. Auch diese Anlage könnte längst in Bau sein, wenn der Brexit früher gekommen wäre und die Politkommissare in Brüssel nicht länger meinten, sie könnten den Briten vorschreiben, wie sie Kraftwerke zu bauen und zu finanzieren hätten. Diese vier Blöcke reichen aber nicht einmal aus, um die vorhandenen Kernkraftwerke zu ersetzen. Ursprünglich wollte man noch Siedewasserreaktoren aus Japan und sogar Druckwasserreaktoren aus China kaufen. Eine schnelle, aber politisch bzw. volkswirtschaftlich wenig sinnvolle Lösung.

Inzwischen gibt es den Trend zu SMR: Reaktoren kleinerer Leistung, aber dafür industriell herstellbar. Die „Kleinheit“ beseitigt ein altes Problem von Industriestaaten ohne geeignete Schwerindustrie. Die Reaktordruckbehälter, Rohlinge der Turbinenwellen etc. können nur noch von wenigen Herstellern weltweit geliefert werden. Geht man auf kleine Leistungen zurück, erschließt sich wieder das Potential im eigenen Land. So ist man bestrebt aus Rolls-Royce (R&R) einen vollwertigen Reaktorhersteller zu machen. Die derzeitige Planung läuft auf den Bau von 16 Kernkraftwerken im eigenen Land heraus. Es ist bereits ein Industriekonsortium gebildet worden und man geht bei etwa 16 Reaktoren von dem Aufbau einer wirtschaftlichen Serienproduktion aus. Darüberhinaus werden schon Verhandlungen mit Partnerländern gestartet. Es soll sich um einen modularen Reaktor mit etwa 475 MWel handeln. Schon eher eine mittlere Größe als ein SMR, aber genau richtig für den Weltmarkt alternder Kohlekraftwerke. Der erste Reaktor könnte Anfang der 2030er Jahre den Betrieb aufnehmen. Dies erfordert jedoch eine konzertierte Aktion zwischen Politik (Wille) und Verwaltung (Genehmigungsverfahren). Technisch, sind keine Probleme erkennbar.

Fortschrittlicher Brennstoffkreislauf

Man hat im UK immer schon großen Wert auf geschlossene Brennstoffkreisläufe vom Natururan über Recycling bis zur Lagerung radioaktiver Abfälle gelegt. Nie war es Ziel, nur etwa 1% des Natururans zu nutzen und den Rest einfach „zu entsorgen“. Heute verwendet man dafür werbewirksam das modische Wieselwort „Nachhaltigkeit“. Gemeint ist die Rückgewinnung von Uran und Plutonium aus abgebrannten Brennstäben. Manch einer kann sich vielleicht noch erinnern, daß einst Deutschland auch in UK „hat aufbereiten lassen“, bis man sich von durchtriebenen Rot-Grünen-Ideologen die Wiederaufbereitung hat abschwatzen lassen, um den Popanz der „ungelösten Atommüllfrage“ zu erschaffen. Alles begann mit dem PUREX-Verfahren. Die Entwicklung blieb aber nicht vor Jahrzehnten stehen. Die Verfahrenstechnik wurde stetig verbessert (Arbeitsschutz, Kostensenkung etc.). Für die Wiederverwendung von Plutonium und Uran in Leichtwasserreaktoren wird es weiterhin seine Bedeutung behalten. Schwerpunkt der Entwicklung liegt heute auf der Abtrennung noch verwendbarer Elemente bzw. der „Entschärfung der Endlagerfrage“ durch die Entfernung langlebiger minorer Aktinoide aus der „Spaltproduktsuppe“. Für den Übergang auf Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum oder Flüssigsalzen liegt auch im UK der Schwerpunkt auf der Entwicklung pyrochemischer Verfahren. Bei diesen ist das Ziel nicht möglich reines Uran und Plutonium zurück zu gewinnen, sondern einen „neuen Brennstoff“ für Reaktoren mit schnellen Neutronen, der möglichst wenig störende Spaltprodukte enthält.

Die Urananreicherung, die Herstellung von Brennelementen und deren Wiederaufbereitung – kurz Brennstoffkreislauf – steht in unmittelbarem Zusammenhang mit dem verwendeten Reaktortyp. Bei der Anreicherung geht heute die Bandbreite von etwa 1,5 bis knapp unter 20 Prozent U235. Die Brennstäbe bei Leichtwasserreaktoren bestehen heute fast ausschließlich aus Uranoxid. Diese werden stetig im Detail verbessert. Der Einsatz rein metallischer Brennstäbe und solcher mit höherer Dichte auf der Basis von Urannitrid steht unmittelbar bevor. Hinzu kommt noch die Schiene der „ummantelten Kügelchen“ für Hochtemperatur-Reaktoren und flüssiger Brennstoff, aufgelöst in einer Salzschmelze.

Das eigentlich bemerkenswerte ist die Breite und genaue zeitliche Gliederung der AFCP-Advanced-Nuclear-Roadmaps. Ganz anders als in Deutschland legt man großen Wert auf die Ausstattung der beteiligten Forschungsinstitute und die Ausbildung. Von Ausstieg aus der „Atomkraft“ kann hier nicht die Rede sein. Es sind 34 private Forschungseinrichtungen, staatliche Labore und Institute an Universitäten beteiligt. Allein im Zeitraum von 2016 bis 2021 hat man fast 600 Millionen Euro hier investiert. Darüberhinaus legt man auch viel Wert auf die Ausbildung von „Facharbeitern“ – nicht zuletzt auf Grund der Erfahrungen mit dem Projekt Hinkley Point C.

Was nun Deutschland?

In Deutschland ist es momentan erklärtes Ziel von CDU/CSU, FDP, SPD, DIE LINKE und BÜNDNIS 90/DIE GRÜNEN die Kerntechnik möglichst mit Stumpf und Stiel auszurotten. Was soll man auch von einer Hotelfachfrau als Forschungsminister erwarten? Nichts gegen diesen Beruf, aber wer geht schon bei Zahnschmerzen zum Bäcker? Was anderes, als diese Farce der „Endlagersuche“ soll herauskommen, wenn man sie einer Theaterwissenschaftlerin und einem Sozialwirt überläßt? Wobei die von uns allen bezahlten Rücklagen in Milliardenhöhe für den „Atommüll“ ausgerechnet einem verstockten Altkommunisten anvertraut werden. Wer seinem Hund den Sonntagsbraten zur Verwaltung anvertraut, muß sich nicht wundern, wenn das Essen einst sehr mager ausfallen wird. Energieversorgung ist nicht irgendeine Nebensächlichkeit, sondern ohne ausreichende und billige Energie gibt es keinen Wohlstand. Konkret bedeutet das, Lohnsenkungen, Arbeitslosigkeit und geringere Sozialleistungen. Noch stehen wir bloß am Rande des Abgrunds, aber in menschlichen Dimensionen fehlt nur noch ein kleiner Schritt.

Man könnte den Wahnsinn der „Energiewende“ noch stoppen. Gerade bei unseren Nachbarn – die vom absehbaren Absturz Deutschlands unmittelbar betroffen werden – würde man uns mit offen Armen zurück in der Realität begrüßen. Es kommt bald eine (vielleicht letzte) Möglichkeit den Wahnsinn zu stoppen. Keine einzige Stimme für die Parteien der „Energiewende“, denn der so harmlos verklärte Ausstieg aus Kohle und Kernenergie ist die zentrale Frage dieser Bundestagswahl. Corona, Klimakatastrophe etc. sind nur Ablenkungsmanöver. Der einzige Sinn einer Demokratie besteht in der Möglichkeit, eine Regierung nur durch ein Kreuz in der Wahlkabine wegzuschicken. Jedenfalls kann diesmal keiner wieder sagen, er hätte von nichts gewußt. Oder im Umkehrschluss: Wer nicht zur Wahl geht oder die sich selbst als „Demokratische Parteien“ selbst überhöhende Einheitsfront wählt, soll nicht meckern, wenn er seinen Arbeitsplatz verliert oder seine karge Rente durch steigende Preise verbrennen sieht.

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.

Flugscharen zu Schwertern?

Kaum baut China seinen dritten natriumgekühlten Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum, kommen die einschlägigen „Atomkraftgegner“ wieder unter ihren Steinen hervorgekrochen und erzählen das Märchen von den „Bomben aus den schnellen Brütern“ neu. Diesmal in der Version ‎China. Genau dieser Henry Sokolski hat schon 2010 seine steilen Thesen bei der Heirich Böll Stiftung (Die grüne politische Stiftung) unter dem Titel Wege aus dem nuklearen Dilemma verbreitet. Eigentlich nur neuer Wein aus alten Schläuchen. Gleichwohl Hauptgift der „Atomkraftgegner“ im doppelten Sinne: Erstens, der Mythos vom nicht wiederverwendbaren Atommüll und die „Endlagerfrage“ muß aufrecht erhalten bleiben und zweitens, es gibt keine Trennung zwischen friedlicher Nutzung der Kernenergie und „Atombomben“. Genau das, was schlichte Gemüter mit guten Herzen an die Wahlurnen oder auf Demos treiben soll. Es ist deshalb nötig, die Schleier der Propaganda etwas beiseite zu schieben.

Die Rolle Chinas

Da uns Claudia Kemfert und ihre Kumpane in unzähligen Auftritten im Staatsfernsehen erklärt haben, daß Wind und Sonne die einzig wahren Energieträger sind und „Atomkraft ganz, ganz unwirtschaftlich ist“, muß natürlich eine Begründung für den Ausbau der Kernenergie in China her: Was geht da besser, als „atomare“ Aufrüstung? Die Enthüllung ist, China baut gar keine Kern-Kraftwerke für die Stromerzeugung, sondern will nur Plutonium erzeugen, um daraus Bomben zu bauen oder wenigstens die Welt zu vergiften. Klingt alles – aber bestimmt nicht zufällig – nach Dr. Fu Manchu bzw. ist einfach nur schlechte Propaganda. Aber Vorsicht, langjährige Erfahrung mit dem Ökosozialismus zeigt, daß es denen egal ist, ob wahr oder falsch, Hauptsache die Spinnereien werden so lange in allen Medien wiederholt, bis jeder sie nachplappert und sie dadurch auf mystische Art wahr erscheinen.

Man mag ja über das kommunistische China denken was man will, aber China hat es gar nicht nötig, heimlich Kernwaffen zu produzieren. China ist seit 1964 „Atommacht“ – ganz im Gegenteil z. B. zum Iran. Inzwischen mit allem was dazu gehört, wie z. B. Raketen. Niemand dürfte daran zweifeln, daß China in der Lage wäre, weltweit einen „Atomschlag“ auszuführen. Aber will es das wirklich? Zweifellos hat China imperiale Gelüste, aber gerade deshalb wird es einen Atomkrieg vermeiden. Die blitzartige Einäscherung von Shanghai (ca. 26 Millionen Menschen) oder Peking (ca. 20 Millionen) würde China schneller in die Knie zwingen, als Hiroshima und Nagasaki das japanische Kaiserreich. China ist mit seiner Bevölkerungsstruktur längst nicht mehr in der Lage einen Atomkrieg zu führen. China kann auch nur auf Abschreckung setzen. Dafür reichen seine geschätzt 350 Sprengköpfe aus. Das mag gegenüber Russland (6375 Sprengköpfe) und USA (5800) gering erscheinen, ist aber in der Größenordnung von GB und Frankreich. Gerade für seine imperialen Züge im Pazifik – und nicht zuletzt für die latente Bedrohung von Taiwan – braucht es eine starke konventionelle Armee und Marine. Ein nukleares Wettrüsten frißt aber Unmengen Geld.

Selbst wenn China einen Ausbau seiner Nuklearstreitkräfte plant, kann es sogar auf Vorräte an für Waffen geeignetem Plutonium (geschätzt 2,5 bis 3,5 to) für weitere 480 Sprengköpfe zurückgreifen. Darüberhinaus noch auf hochangereichertes Uran (geschätzt 11 bis 17 to) für weitere etwa 1000 Sprengköpfe. Wenn das nicht reicht, kann man noch entsprechende Produktionsanlagen reaktivieren.

Plutonium ist nicht gleich Plutonium

An dieser Stelle ist noch ein bißchen Neutronenphysik nötig. Plutonium wird in jedem Reaktortyp aus U238 durch das Einfangen von Neutronen gebildet. Die Typen unterscheiden sich lediglich durch ihre Konversionsrate. Bei Leichtwasserreaktoren beträgt diese etwa 0,6. Das heißt statistisch betrachtet, wenn 10 Kerne gespalten wurden, haben sich 6 Plutoniumatome neu gebildet. Ist die Konversionsrate größer 1, spricht man von Brütern. Es werden also mehr Kerne – die zu Spontanspaltungen neigen, wie U235 und Pu239 – neu gebildet als verbraucht. Mit schnellen Neutronen kann man alle Kerne spalten, braucht aber eine höhere Anreicherung als bei langsamen (abgebremsten oder moderierten) Neutronen.

Wenn nun ein Neutron auf einen Kern Pu239 (Halbwertszeit 24 110 Jahre) trifft, wird er nicht zwingend gespalten, sondern es bildet sich (manchmal) Pu240 (Halbwertszeit 6 564 Jahre), aus diesem kann sich Pu241(Halbwertszeit 14,35 Jahre) bilden und daraus sogar Pu242 (Halbwertszeit 375 000 Jahre). Wichtig ist nur, daß man je nach Fahrweise und Betriebsdauer des Reaktors ein wildes Isotopengemisch erhält, welches man chemisch nicht trennen kann. Aus verschiedenen Gründen ist aber lediglich das Isotop Pu239 für eine Kernwaffe geeignet. Man unterscheidet deshalb zwischen Reaktor-Plutonium und Waffen-Plutonium. Letzteres muß mindestens eine Reinheit von 93% Pu239 haben. Es ist deshalb Unsinn – aber immer wieder gern von „Atomkraftgegnern“ gemacht – aus der Menge an anfallendem Reaktorplutonium aus Kernkraftwerken irgendwelche „Atombomben“ zusammen zu spekulieren. Noch einmal in aller Deutlichkeit: Aus dem Reaktorplutonium üblicher Kernkraftwerke läßt sich nur eine „Atombombe“ bauen, mit der man nicht einmal Fensterscheiben zum wackeln bringen kann.

Gleichwohl ist es kein Problem, Waffen-Plutonium herzustellen, wenn man die Erzeugung verstanden hat. Aus U238 bildet sich U239, welches mit einer Halbwertszeit von 24 Minuten in Np239 zerfällt und dieses zerfällt wiederum mit einer Halbwertszeit von 2,4 Tagen in Pu239. Der wesentliche Trick ist also, man läßt die Brennstäbe nur kurz im Reaktor verweilen. Will man hochreines Waffen-Plutonium herstellen, hat man dafür immer spezielle Anlagen verwendet, in denen die entstandene Wärme einfach als Abfall an die Umgebung abgegeben wurde. Die Brennelemente waren nur so kurz „abgebrannt“, daß sie einfach in Wasserbecken fielen und früher sogar nur mit Zangen entnommen wurden. Da sie so schwach strahlen, ist die Wiederaufbereitung ebenfalls viel einfacher als bei Brennelementen aus Kernkraftwerken. Kurzum, es ist einfach idiotisch, „Atombomben“ mit Kernkraftwerken herstellen zu wollen. Ganz besonders dann, wenn man – wie China als anerkannte „Atommacht“ – Heimlichkeit gar nicht nötig hat.

Warum baut China nun Natriumgekühlte-Reaktoren?

China setzt voll auf Kernenergie. Man geht beim Ausbau langfristig und in klar definierten Schritten vor. Erst kauft und klaut man das gesamte weltweit vorhandene Wissen zusammen. Diese Phase ist bezüglich Reaktoren der dritten Generation abgeschlossen. Jetzt geht man in die Serienproduktion mit „Eigenentwicklungen“, für die man keine Lizenzgebühren mehr bezahlt und keine Einschränkungen mehr akzeptieren muß. Chinesische Druckwasserreaktoren haben inzwischen Bauzeiten von rund fünf Jahren und Baukosten auf dem Niveau modernster Kohlekraftwerke mit Rauchgaswäsche und höchsten Wirkungsgraden. Die Auslegungslebensdauer bewegt sich auf dem internationalen Standard von 60 Jahren und wird real 100 Jahre überschreiten. Die Reaktoren, die heute ans Netz gehen, werden die Jahrhundertwende noch überleben. Wie immer, wird nicht die Technik, sondern die individuelle Wirtschaftlichkeit über deren Ende entscheiden.

China hat aber von Anbeginn der Nutzung von Kernenergie ein Problem: Zumindest die wirtschaftlich förderbaren Uranvorkommen im eigenen Land sind sehr gering. Deshalb gilt schon heute die Dreierregel: Ein Drittel aus inländischer Förderung, ein Drittel durch Kauf am Weltmarkt und ein Drittel aus ausländischen, aber von China betriebenen, Minen. Man darf dabei nie aus den Augen verlieren, daß ein abgebranntes Brennelement immer noch rund 95% Energieträger enthält. Es baut sich also ein gewaltiger Schatz auf, den es (langfristig) zu heben gilt. Die einzig verfügbare erprobte Technik zur Spaltung von U238 kommt derzeit aus Russland in der Form des mit Natrium gekühlten und schnellem Neutronenspektrum betriebenen BN-600. Dieser Reaktor ist seit 1981 in Beloyarsk am Netz. Inzwischen haben umfangreiche Nachrüstungen (seit 2010) stattgefunden und drei neue Dampferzeuger sind in Vorbereitung, die die genehmigte Betriebsdauer auf 60 Jahre erhöhen. Auf der Basis dieses Typs (1500 MWth, 600 MWel) hat China zwei Reaktoren für das Kraftwerk Xiapu bestellt. Sie sind seit 2018 in Bau und sollen 2023 bzw. 2026 den kommerziellen Betrieb aufnehmen. Sie können mit Uranoxid (Anreicherung 17 bis 26%) oder Mischoxid (100 GWd/t Abbrand) bestückt werden. Später ist sogar eine Beladung mit metallischem Brennstoff (100–120 GWd/t) vorgesehen. Dies würde auch ganz neue Wege bezüglich der Wiederaufbereitung ermöglichen. Der Brennstoff für die ersten sieben Jahre kommt von TCEL aus Russland. China geht auch hier wieder extrem konservativ vor.

Eine grobe Abschätzung ergibt für diese Reaktoren bei einer Erstbeladung mit Mischoxid einen Bedarf von etwa 10 to pro Reaktor. Dabei ist ein Verhältnis von (abgereichertem) Uran und Plutonium von etwa 8:2 erforderlich. Jedes Jahr dürfte eine Nachladung von rund 5 to MOX-Brennelementen pro Reaktor nötig sein. Die tatsächlichen Werte hängen stark von der jährlichen Auslastung und dem erzielten Abbrand (Werkstoffproblematik) ab. Die Energiedichte von natriumgekühlten Reaktoren ist sehr hoch: Der Reaktorkern eines BN-600 ist nur etwa 1m hoch, bei einem Durchmesser von etwa 2m (369 Brennelemente mit je 127 Brennstäben).

Die Wiederaufbereitung

Parallel läuft ein Programm zur Wiederaufbereitung. Aufbauend auf die umfangreiche Erfahrung aus der Waffenproduktion wurde bis 2005 eine Pilotanlage zur Aufbereitung ziviler Brennelemente gebaut. Ab 2010 begann der heiße Testbetrieb. Zahlreiche Verzögerungen ergaben aber erst 2017 einen halbwegs zufrieden stellenden Betrieb. Im Jahre 2011 wurde der Bau einer Anlage mit einer Kapazität von 200 toSM/a in Jinta beschlossen. Sie sollte 2020 in Betrieb gehen. Neben dieser Anlage wird auch eine Fertigung für MOX-Brennelemente mit einer Kapazität von 20 t/a errichtet. Diese Anlagen reichen für einen BN-600 Reaktor aus. Parallel ziehen sich seit Jahren Verhandlungen mit Frankreich über eine Wiederaufbereitungsanlage mit 800 t/a für Brennelemente aus Druckwasserreaktoren hin. Bisher scheiterten die Verhandlungen an den Preisvorstellungen der EDF.

Bezüglich der Wiederaufbereitung steht China nicht unter Zeitdruck: (Noch) sind die Weltmarktpreise für Uran niedrig, China verfügt bereits über große Kapazitäten zur Anreicherung und zur Produktion von Brennelementen für Druckwasserreaktoren. Die zeitlich nahezu unbefristete Lagerung von abgebrannten Brennelementen ist kein Problem – schon gar nicht für China mit seinen Wüsten. Es ist also folgerichtig, sich auf den Zubau der konventionellen Reaktorflotte (Generation III) zu konzentrieren. Jedes neue Kernkraftwerk am Netz kann potentiell alte umweltverschmutzende Kohlekraftwerke ersetzen. Der derzeitige Einstieg in die Reaktoren mit Natriumkühlung ist vergleichbar mit dem Einstieg in die Druckwasserreaktoren in den 1980er Jahren. Auch diesmal wird weniger auf Exotik als auf erprobte Technik gesetzt – nur verengt sich hier der Weltmarkt derzeit auf Russland.

Zusammenfassung

China setzt konsequent auf den Ausbau der Kernenergie:

  • Am Ende von 2019 verfügte China über eine installierte Leistung von 50 GWel. Geplant war eine Leistung von 58 GWel. Die kleine Delle kam durch die Reaktion auf das Unglück von Fukushima. Im laufenden Fünfjahrplan (2021 – 2025) ist eine Leistung von 70 GWel geplant. Beauftragt sind vier Reaktoren vom Typ CAP1000, vier vom russischen Typ VVER- V491, ein SMR vom Typ ACP100 und ein Hualong One. Alles Druckwasserreaktoren der III. Generation.
  • Seit 2011 ist der Chinese Experimental Fast Reactor (CEFR) mit einer Leistung von 65 MWth / 20 MWel in Betrieb. Er wird mit auf 64% angereichertem Uran betrieben. Reaktor und Brennstoff kommen aus Russland.
  • Seit 2017 bzw. 2020 befinden sich zwei schnelle Reaktoren mit Natriumkühlung in Xiapu in Bau. Die beiden russischen Reaktoren mit 1500 MWth / 600 MWel sollen 2023 bzw. 2026 ans Netz gehen. Die Brennstoffversorgung für sieben Jahre erfolgt aus einer neuen Fabrik in Russland. Beide Länder erzielen dadurch für ihre Programme mit schnellen Reaktoren einen bedeutenden Kostenvorteil. Beide Länder bevorzugen zusammen eine evolutionäre Strategie in Richtung 1000 MWel. (Russland verfügt bereits über einen BN-800 in Beloyarsk).
  • Bereits 1983 hat China einen geschlossenen Brennstoffkreislauf beschlossen. Seit 2015 gibt es eine Testanlage für die Aufbereitung ziviler Brennelemente in Jinta. Sie soll eine Kapazität von 50 to/a haben. Ihr Bau und Betrieb war mit zahlreichen Schwierigkeiten verbunden.
  • In Jiuquan ist eine 200 to/a Demonstrationsanlage in Bau. Die Bauarbeiten sind fertig und letztes Jahr hat die Montage der Verfahrenstechnik begonnen. Geplante Inbetriebnahme ist 2025. Inzwischen ist ein baugleicher zweiter Strang in Arbeit, der noch vor 2030 fertiggestellt sein soll.
  • Seit 2018 sind neben den zwei Wiederaufbereitungsanlagen auch zwei Brennelementefabriken für Mischoxid mit einer Kapazität von je 20 to/a in Bau. In ihnen kann das aus der Wiederaufbereitung von abgebrannten Brennelementen aus den Druckwasserreaktoren zurückgewonnene Uran und Plutonium zu neuen Brennelementen verarbeitet werden.
  • In Beishan laufen seit Jahren die vorbereitenden Untersuchungen und Baumaßnahmen für ein geologisches Endlager für die hochaktiven Reststoffe. Geplant ist eine Inbetriebnahme bis 2050.

NELA

Das Kunstwort NELA ist eine Abkürzung für den Nuclear Energy Leadership Act. Eine Anweisung des US-Senats („Länderkammer der USA“) an den Secretary of Energy („Energieminister“ ), die Ziele für die zukünftige friedliche Nutzung der Kernenergie in den USA aufzustellen, eine vielseitig verwendbare Quelle für schnelle Neutronen auf der Basis eines Kernreaktors zu bauen (VTR) und High-Assay-Uran (Anmerkung: Uran mit knapp unter 20% Anreicherung, HALEU) für Forschung, Entwicklung und den Bau eines fortschrittlichen Reaktors etc. bereit zu stellen.

Die Reaktion auf dieses Gesetz – z. B. durch den Milliardär Bill Gates – war geradezu euphorisch. Der ehemalige Mitbegründer von Microsoft hält Kernenergie für eine der wichtigsten Zukunftstechnologien und ist auch aktiv und mit eigenem Geld an der Förderung beteiligt. So soll in seine Gründung TerraPower LLC Nuclear Energy bereits über eine Milliarde US-Dollar Risikokapital geflossen sein. Er war auch nicht ganz unschuldig an dieser Gesetzgebung, da seine Ankündigung mit seinem Reaktortyp nach China abzuwandern, mächtig Staub aufgewirbelt hat – man muß nicht extra erwähnen, daß dieser Schachzug bei Donald Trump voll ins Schwarze getroffen hat.

Politische Auswirkungen

Mag auch im deutschen Staatsfernsehen immer wieder der Eindruck geschürt werden, die USA seinen vollkommen gespalten und stünden kurz vor einem Bürgerkrieg, so ist dieses Gesetz ausdrücklich von Demokraten und Republikanern gemeinsam eingebracht worden.

Es gibt aber noch einen weiteren Hinweis für eine in der Bevölkerung breit vorhandene Zustimmung. Im Senat ist jeder Bundesstaat – unabhängig von Größe und Bevölkerung – durch zwei Senatoren vertreten. Jeder Senator ist für sechs Jahre gewählt und die Wahlen finden zeitversetzt alle zwei Jahre statt. Anders als in Deutschland („Parteiendemokratie“), werden die Senatoren direkt durch die Einwohner ihres Bundesstaates gewählt. Sie besitzen daher einen hohen Bekanntheitsgrad und entsprechendes Ansehen – deshalb wird keiner ein Gesetz einbringen, das seine Wiederwahl gefährdet. Insofern wird die Standortsuche nur eine Formsache sein. Verzögerungen durch „Bürgerproteste“ sind nicht zu erwarten.

Inhalt der Anweisung

NELA beinhaltet eine Menge tiefgreifender Veränderungen für die zukünftige Entwicklung der friedlichen Nutzung der Kernenergie: Endlich scheint der Gegensatz von hohen Investitionen – bei später extrem geringen Betriebskosten – verstanden und als Besonderheit der Kerntechnik akzeptiert zu sein. Es soll eine Wiederbelebung der sog. „schnellen Reaktoren“ erfolgen, diesmal jedoch nicht wegen (falsch eingeschätzter) kleiner Uranreserven, sondern zur „Entschärfung“ der Atommüll-Problematik. Die Zeit ist dafür reif. Gibt es doch auch in den USA mehrere tausend Tonnen abgebrannter Brennelemente, die durch jahrzehntelange Lagerung bereits so stark abgeklungen sind, daß sie förmlich nach einer Wiederaufbereitung schreien.

(Section 2) Genehmigung von langfristigen Energielieferungsverträgen

In den USA sind Verträge zwischen Energieerzeugern und öffentlichen Versorgern über die PPA (Power Purchase Agreement) reglementiert. Zukünftig dürfen Verträge über eine Laufzeit von 40 Jahren (bisher 10 Jahre) für Kernkraftwerke abgeschlossen werden. Die Zahlungsströme über die Vertragslaufzeit sind eine wichtige Grundlage für eine Finanzierung durch Kreditgeber.

(Section 3) Langfristige Pilotverträge

Der Energieminister soll insbesondere mit dem Verteidigungsminister und dem Minister für die Heimatverteidigung langfristige Verträge zur Versorgung mit Kernenergie ausarbeiten. Ziel ist mindestens ein Vertrag mit einem kommerziellen Kernkraftwerk bis zum 31.12.2023.

Der Minister soll neuartige Reaktoren (first-of-a-kind ) und neue kerntechnische Verfahren besonders berücksichtigen, die eine zuverlässige und belastbare (Anmerkung: also ausdrücklich keine wetterabhängigen und an Rohrleitungen gebundene Systeme) Energieversorgung von besonders wichtigen Einrichtungen ermöglichen. Insbesondere für abgelegene Regionen (Anmerkung: Militärstützpunkte etc.) und bei Inselbetrieb geeignete Systeme.

Es sind unter diesen Umständen ausdrücklich höhere, als Marktpreise erlaubt.

(Section 4) Entwicklungsziele für fortschrittliche Kernreaktoren

Unter fortschrittliche Reaktoren werden auch Prototypen verstanden, die besondere Fortschritte zur jeweils neusten Generation aufweisen:

  • Zusätzliche inhärente Sicherheiten,
  • geringerwertige (Anmerkung: Im Sinne von Menge und Aktivität) Abfälle,
  • bessere Brennstoffausnutzung (Anmerkung: Weniger Natur-Uran),
  • größere Toleranz gegenüber Ausfall der Kühlung,
  • höhere Verfügbarkeit (Anmerkung: Brennelementewechsel etc.),
  • besserer Wirkungsgrad,
  • geringerer Verbrauch an Kühlwasser,
  • die Fähigkeit zur Erzeugung elektrischer Energie und Heizwärme,
  • Anpassung an wachsende Verbräuche durch einen modularen Aufbau,
  • flexible Leistungsbereitstellung zum Ausgleich zwischen dem Angebot an wetterabhängigen Energien und der Verbrauchernachfrage
  • und Fusionsreaktoren.

Es soll ein Projekt zur Demonstration durchgeführt werden. Darunter wird ein fortschrittlicher Reaktor verstanden, der

  • innerhalb eines Versorgungsgebietes als Kraftwerk eingesetzt wird,
  • oder in irgendeinem anderen Zusammenhang, der den kommerziellen Einsatz eines solchen Reaktors erlaubt, eingesetzt wird.

Zu diesem Zweck soll der Minister möglichst bald nach dem Inkrafttreten, die Forschung und Entwicklung von fortschrittlicher, bezahlbarer und sauberer Kernenergie im eigenen Land vorantreiben. Zu diesem Zweck soll die Eignung verschiedener fortschrittlicher Reaktortechnologien für eine Anwendung durch private Unternehmen nachgewiesen werden:

  • zur Gewinnung von emissionsfreier elektrischer Leistung bei einem Energiepreis von bis zu 60 $ pro Megawattstunde, gemittelt über die geplante Lebensdauer des Kraftwerks,
  • zur Versorgung durch Fernwärme, Wärme in industriellen Prozessen und zur Herstellung synthetischer Kraftstoffe,
  • als Backup (Anmerkung: Für „Flatterstrom“) oder beim Einsatz von betriebsnotwendigen Strom-Versorgungsanlagen (Anmerkung: Rechenzentren, militärische Anlagen etc.).

Entwicklungsziele für die (staatliche) Kernforschung sind in diesem Sinne Demonstrationsprojekte, die nicht durch private Unternehmen durchgeführt werden können, da diese nicht in der Lage oder willens sind, das erhebliche finanzielle Risiko der Forschung zu tragen. Es soll der Zugang von Privatunternehmen zu staatlichen Forschungseinrichtungen oder die Nutzung staatlicher Forschungsergebnisse erleichtert werden.

Der Minister soll bis zum 30.9.2028 mindestens in ein Abkommen mit mindestens vier verschiedenen fortschrittlichen Reaktoren eintreten. Der Minister soll in diesem Sinne verschiedene Verfahren zur primären Kühlung (Anmerkung: Metalle, Gas, Salzschmelzen etc.) aussuchen. Er sollte dabei anstreben, daß die Langzeitkosten für elektrische Energie und Wärme konkurrenzfähig sind. Die in die Auswahl einbezogenen Reaktortypen sind durch externe Gutachten zu überprüfen. Es sollen in Zusammenarbeit mit privaten Unternehmen geeignete Liegenschaften ermittelt werden. Es sind staatliche Stellen, die National Laboratories und „höhere Bildungseinrichtungen“ direkt anzusprechen. Neben traditionellen Abnehmern, wie z. B. Stromversorger, sind auch potentielle Anwender neuer Technologien, wie z. B die petrochemische Industrie, sowie die Entwickler fortschrittlicher Reaktoren einzubeziehen.

Der Minister soll sicherstellen, daß er die Forschung auf Schlüsselgebieten der Kernenergie erleichtert, die Erkenntnisse über den gesamten Entwicklungsprozess, die Sicherheitstests und das Genehmigungsverfahren umsetzt. Aufgelegte Forschungsprogramme sollten Wert darauf legen, daß sie Lösungen für die Strahlenbelastung (Anmerkung: Schnelle Neutronen sind fürs Material schädlicher als thermische) und korrodierende Kühlmittel (Anmerkung: z. B. Salzschmelzen) bereitstellen und für die Zulassung fortschrittlicher Brennstoffe (Anmerkung: z. B. metallische zur einfacheren Wiederaufbereitung) sorgen.

Herausforderungen bezüglich Modellierung und Simulation, die den Konstruktionsprozess und das Zulassungsverfahren beschleunigen können, sind zeitnah zu realisieren.

Zugehörige Technologien, wie z.B. elektro-chemische Verfahren oder Wiederaufbereitungsverfahren, die das Volumen der Abfälle und deren Halbwertszeiten verringern, sind entwickelt. Die Infrastruktur, wie z. B. die „versatile fast neutron source“ und Prüfstände für Salzschmelzen sind errichtet. Das Grundlagenwissen über die Physik und Chemie von anderen Kühlmitteln als Wasser, wurde vertieft. Um die Kosten für die Realisierung fortschrittlicher Kernreaktoren zu senken, wurden fortschrittliche Herstellungs- und Konstruktionsverfahren, sowie Materialien untersucht.

(Section 5) Strategische Planung für die Kernenergie

Nicht später als 180 Tage nach dem Inkrafttreten soll der Minister den Fachausschüssen von Senat und Parlament einen 10-Jahres-Plan für die Strategie der Umsetzung vorlegen.(Anmerkung: Bisher gibt es keine übergreifende Koordinierung der Forschung und Entwicklung. Kernforschung wird von verschiedensten Regierungsstellen mit jeweils eigener Zielsetzung betrieben.)

Mindestens im Zwei-Jahres-Turnus hat der Minister den einschlägigen Fachausschüssen von Senat und Parlament einen aktualisierten 10-Jahres-Plan vorzulegen. Die Abweichungen oder die nicht Erfüllung sind zu begründen. (Anmerkung: Damit soll erreicht werden, daß neueste Forschungsergebnisse – von wem auch immer – unmittelbar in die laufende Entwicklung neuartiger Reaktoren einfliessen können und so die Zeitdauer bis zur Markteinführung verkürzt wird.)

(Section 6) Vielseitig verwendbare Quelle schneller Neutronen auf der Basis eines Reaktors

Als „Schnelle Neutronen“ werden hier Neutronen mit einer Bewegungsenergie von über 100 Kiloelektronenvolt verstanden. Der Minister soll für diese Quelle verantwortlich sein und sie soll als öffentliche Einrichtung betrieben werden. (Anmerkung: Hinter dieser „Quelle“ verbirgt sich ein Reaktor auf der Basis des PRISM Konzepts von GE Hitachi. Aufträge wurden bereits erteilt und Mittel von bis zu 800 Milionen Dollar jährlich in den Haushalt eingestellt. Man rechnet mit Gesamtkosten von bis zu sechs Milliarden Dollar. Es wird also diesmal nicht gekleckert. Als „Forschungsreaktor“ unterliegt er auch nicht dem normalen Genehmigungsverfahren mit seiner bekannt langen Dauer – auch hier heißt es: Zurück in die Zukunft.)

Der VTR (Versatile Test Reactor) soll die öffentliche Forschung mit „schnellen Neutronen“ sicherstellen. (Anmerkung: Seit der Ausserbetriebsetzung des Halden-Reaktors in Norwegen ist selbst die Industrie bei Bestrahlungsexperimenten auf China und Rußland angewiesen – ein absolutes No Go für die nationale Sicherheit.) Der Minister soll gewährleisten, daß die Quelle die Bestrahlung mit dem schnellen Neutronenspektrum ermöglicht und für neuartige Forschungsanforderungen erweiterbar ist. Der Minister soll gewährleisten:

  • Die Fähigkeit Experimente und Materialtests unter hohen Temperaturen durchzuführen.
  • Hohe Flüsse von schnellen Neutronen, wie sie bisher an anderen Forschungseinrichtungen nicht möglich sind.
  • Eine optimale Basis für zukünftige Forscher zu schaffen.
  • Eine maximale Flexibilität bei der Bestrahlung und ein maximales Volumen zu schaffen, damit so viele Forschergruppen wie praktikabel, tätig sein können.
  • Möglichkeiten zur Bestrahlung von Neutronen mit einem geringeren Energiespektrum zu gewährleisten.
  • Verschiedene Kreisläufe für Tests mit verschiedenen Brennstoffen und Kühlmitteln.
  • Zusätzliche Einrichtungen zur Untersuchung der Eigenschaften vor und nach der Bestrahlung.
  • Geringe Kosten für den Betrieb und Unterhalt über die gesamte Lebenszeit.

Der Minister soll bis spätestens zum Ende des Jahres 2025 die Anlage in Betrieb nehmen. (Anmerkung: Make America Great Again. Dieses Programm ist nur mit dem Bau des ersten Atom U-Boots oder dem Apollo-Programm in seinem Ehrgeiz vergleichbar.)

(Section 7) Programm zur Sicherheit von fortgeschrittenem Brennstoff

Zur Unterstützung der Kernwaffenproduktion und der Schiffsreaktoren (der Marine) benötigen die USA einen vollständigen Brennstoffkreislauf für leicht- und hochangereichertes Uran: Uranminen, Konversion, Anreicherung und Brennstoffherstellung.

Viele Unternehmen in den USA benötigen den Zugang zu Uran mit einer Anreicherung von knapp unter 20%-U235 (HALEU) für:

  • Erste Brennstofftests
  • Betrieb von Demonstrationsreaktoren
  • Kommerzieller Betrieb von fortschrittlichen Reaktoren

Bis heute existiert keine Anlage zur Herstellung von Brennstoff mit einer Anreicherung von mehr als 5%-U235 in den USA. Ein gesunder kommerzieller Brennstoffkreislauf mit höherer Anreicherung wäre gut für die einschlägigen Bereiche der nationalen Sicherheit und für die fortschrittliche kerntechnische Industrie der USA. Durch die Bereitstellung von Uran mit einer Anreicherung von knapp bis unter 20% aus den Beständen für die Rüstung für erste Brennstofftests und einen Demonstrationsreaktor könnte

  • der Weg bis zur Markteinführung solcher Konzepte,
  • die Entwicklung eines Marktes für fortgeschrittene Reaktoren
  • und ein wachsender kommerzieller Brennstoffkreislauf

beschleunigt werden. (Anmerkung: Hier wird das „Henne-Ei“ Problem durch eine Öffnung der Schatulle der Rüstung durchbrochen. Ein Zeichen, daß es mit einer möglichst schnellen Umsetzung sehr ernst gemeint ist. Gleichzeitig wird mit der Verwendung von höher angereichertem Uran die Plutonium-Problematik geschickt umschifft. Auch diese Pragmatik, deutet auf den festen Willen zu einer schnellen Entwicklung hin.)

Der Minister soll nicht später als in einem Jahr nach Inkraftsetzung höher angereichertes Uran bereitstellen und Verträge für Verkauf, Weiterverkauf, Übertragung und Vermietung zur Verwendung in kommerziellen oder nicht kommerziellen Reaktoren ausarbeiten.

Jeder Mietvertrag sollte eine Klausel enthalten, daß der Brennstoff im Eigentum des Ministeriums verbleibt, einschließlich einer Endlagerung der radioaktiven Abfälle infolge der Bestrahlung, und einer Wiederaufbereitung.(Anmerkung: Bei einer Miete könnten also die vorhandenen (militärischen) Wiederaufbereitungsanlagen und das WIPP als (staatliches) Endlager genutzt werden. Dies dürfte Störungen durch die „Anti-Atombewegung“ nahezu unmöglich machen.)

Bis Ende 2022 hat der Minister zwei Tonnen (bezogen auf den Gehalt von U235) und bis Ende 2025 zehn Tonnen zur Verfügung zu stellen. Dieses Programm endet 2034 oder wenn genug Uran aus kommerziellen Quellen zur Verfügung steht.

(Section 8) Qualitätsoffensive für Universitäten

Das Parlament stellt fest, daß Kernkraftwerke in den USA Milliarden Dollar Auftragsvolumen erzeugen und zehntausenden Amerikanern gut bezahlte Arbeitsplätze geben; dies gilt insbesondere in den Standort-Gemeinden. Der Weltmarkt für kommerzielle Kernkraftwerke wird in der Dekade 2018–2028 (nach Angabe der Handelskammer) um 740 Milliarden Dollar wachsen. Die Teilnahme und (wieder gewonnene) Führerschaft auf diesem Markt kann zu entsprechenden Exporten führen. Den Einfluß auf die internationalen Standards für Sicherheit, Schutz und gegen Weiterverbreitung könnten über die Handelsbeziehungen aufrechterhalten und weiter ausgebaut werden. Dies erfordert umfangreiche Investitionen in fortschrittliche Kerntechnik. Um die Welt in die nächste Generation kommerzieller Kernreaktoren zu führen, muß die Industrie für fortschrittliche Kernenergie in einen Zustand beschleunigten Wachstums versetzt werden. Dazu müssen Kooperationen (public-private-partnerships) zwischen den öffentlichen Institutionen und der Privatwirtschaft geschaffen werden. Neue Reaktoren stellen besondere Anforderungen an die Genehmigungs- und Überwachungsinstitutionen. Dafür sind hoch qualifizierte Arbeitskräfte nötig. Die Universitäten sollen jährlich mindestens 600 Absolventen (undergraduate students) bzw. 500 Absolventen (graduate students) der Kerntechnik hervorbringen. Dies ist der Mindestbedarf um eine internationale Führung auf diesem Gebiet zu erlangen. (Anmerkung: Hinzu kommen noch die von der Marine selbst ausgebildeten und aus deren aktiven Dienst ausgeschiedenen.)

Um auf dem neusten Stand Forschung und Entwicklung betreiben zu können, sind zusätzlich Fachkräfte auf den Gebieten Rüstungskontrolle, Nuklearmedizin und fortschrittlicher Fertigungsverfahren etc. auszubilden. (Anmerkung: Wie gut, daß auf Grund der unendlichen Weisheit unserer Kanzlerin, Deutschland bald nur noch „Windmühlenbauer“ und „Batterien in Autos Einsetzer“ braucht. Angepaßte Technologie halt, für die, „die noch nicht so lange hier leben“.)

Abschließende Bemerkungen

Es scheint, der Riese USA ist erwacht. Inzwischen kommen rund zwei Drittel aller neuen Kernkraftwerke aus China und Rußland. Die USA sind nicht mehr lange der größte Produzent elektrischer Energie aus Kernenergie. Das bedeutet, die Führungsrolle geht verloren. Die Druckwasser-Technologie ist ausgereizt. Es ist absehbar, wann China und Rußland vollständig aus eigener Kraft Kernkraftwerke auf internationalem Niveau bauen können. China wegen seiner breiteren industriellen Basis sicherlich früher. Beide Länder drängen massiv auf die Märkte in Schwellenländern. Was sie technisch noch nicht leisten können, machen sie über den Preis wett.

Hinzu kommt der Schock über die beiden aus dem Ruder gelaufenen Baustellen Vogtle und Summers: Man kriegt einen selbst entwickelten Reaktor im eigenen Land nicht mehr termingerecht und zu den geplanten Kosten fertig. Für die kerntechnische Industrie hat das wie die Unglücke mit der Raumfähre auf die Raumfahrtindustrie gewirkt. Es war höchste Zeit sich neu zu erfinden. Aus dem „Raumgleiter“ wurde ein privat entwickelter „Bleistift“, der senkrecht auf einem Ponton im Meer zur Wiederverwendung landet. Inzwischen plant man die Reise zum Mars.

In der Kerntechnik kommt die Abkehr vom immer größer werden (Kostendegression), zum genauen Gegenteil hin. Anstatt immer mehr (erforderliche) Sicherheitssysteme, hin zu „inhärenter Sicherheit“. Zur Kostensenkung Serienfertigung in der Fabrik. Ganz nebenbei die Erschließung neuer Märkte durch diese Maßnahmen: Kleinere Stromnetze, Länder die gar nicht so viel Kapital für ein konventionelles Kernkraftwerk aufbringen können, Länder die nicht über die Infrastruktur für Betrieb und Wartung verfügen usw.

Hinzu kommt die größer werdende – oder zumindest so empfundene – Problematik des „Atommülls“. Ein Leichtwasserreaktor produziert zwar – gemessen an einem fossilen Kraftwerk – verschwindend geringe Mengen an Abfall, aber mit steigender Anzahl werden auch die abgebrannten Brennelemente spürbar. Die naßchemische Wiederaufbereitung mit anschließender erneuter Verwendung des Plutoniums in Leichtwasserreaktoren (Mischoxid) hat sich auch nicht als der Hit erwiesen. Will man das „Atommüllproblem“ besser in den Griff kriegen, ist der Übergang zu Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum nötig. Nur mit schnellen Neutronen kann man alle Uran- und Plutoniumkerne erfolgreich spalten. So wird aus abgebrannten Brennelementen wieder neuer Brennstoff. Das verringert den Einsatz des Brennstoffs für eine vorgegebene Menge elektrischer Energie mindestens um den Faktor 60. Weniger Brennstoff, weniger Abfall. Hinzu kommt aber noch ein zweiter Vorteil: Nicht nur weniger, sondern auch weniger langlebiger Abfall. Die übrig bleibenden Spaltprodukte stellen nur eine Strahlenquelle für Jahrzehnte oder wenige Jahrhunderte dar. Früher stand das „Brüten“, heute das „vollständig aufbrauchen“ im Vordergrund. Brütertechnologie wird auf absehbare Zeit – wenn überhaupt jemals – nicht gebraucht. Schon heute haben wir Plutonium im Überfluß und Uran und Thorium sowieso. Deshalb kann man auch bei dieser Reaktortechnologie von den „Gigawattmaschinen“ abschied nehmen und auf kleinere, inhärent sichere Einheiten übergehen. Diese sind „walk-away-safe“. Man kann einfach die Turbine abstellen und nach Hause gehen. Keine Science Fiction, sondern zig mal beim EBER II praktiziert. Das Kernkraftwerk zur Strom- und Wärmeversorgung mitten in der Stadt, alles andere als Utopie. Natürlich für das Zeitalter nach dem Zusammenbruch des Öko-Sozialismus, versteht sich.

Weitere Nutzung für „Atommüll“

Während in Deutschland weiterhin abgebrannte Brennelemente als „Atommüll“ verteufelt werden, hat China bereits einen weiteren Weg für deren Nutzung eingeschlagen. Zwischen dem Betreiber von zwei Candu 6 Reaktoren in Quinshan TQNPC (China National Nuclear Corporation subsidy Third Quinshan Nuclear Power Company) und der kanadischen SNC-Lavalin wurde ein Vertrag zur Lieferung von Brennelementen aus 37M NUE (Natural Uranium Equivalent) abgeschlossen. Dies ist das Ergebnis einer mehr als zehnjährigen gemeinsamen Forschung und Entwicklungsarbeit. Seit 2008 werden im Reaktor QP III immer wieder NUE-Brennelemente als Dauertest eingesetzt. Diese praktischen Versuche dienten der Anpassung einiger Sicherheitsparameter und der Durchführung des Genehmigungsverfahrens. Jetzt sind die Arbeiten abgeschlossen und der Betrieb mit recyceltem Uran kann beginnen.

Die Reaktoren

Bei den Candu Reaktoren in Quinshan handelt es sich um mit schwerem Wasser (D2O) gekühlte und moderierte Reaktoren. Dieser Reaktor hat im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren keinen Druckbehälter in dem sich die Brennelemente befinden, sondern viele Druckröhren in denen jeweils nur eine Reihe einzelner Brennelemente stecken. Die Druckröhren sind waagerecht und sitzen wiederum in einem mit Schwerwasser gefüllten drucklosen Tank. Vorteil dieser Konstruktion ist, daß man kein dickwandiges Druckgefäß benötigt, sondern lediglich druckfeste Röhren von etwa 10 cm Durchmesser. Druckbehälter können nur eine Handvoll Schmieden weltweit fertigen. Deshalb kann diesen Reaktortyp z. B. Indien selbst herstellen. Als Nachteil erkauft man sich dieses Prinzip mit einem Gewirr von Rohrleitungen: Jede Druckröhre muß mit Vorlauf- und Rücklaufleitung mit den Dampferzeugern verbunden werden. Insgesamt ist die Herstellung aufwendiger und damit teurer.

Durch den Einsatz von Schwerwasser als Kühlmedium und Moderator gehen wesentlich weniger Neutronen verloren als bei Leichtwasserreaktoren. Man kommt deshalb mit Natururan als Brennstoff aus. Eine Anreicherung ist nicht nötig. Darüberhinaus ist das Konzept so flexibel, daß auch andere Brennstoffe wie Thorium oder eben abgebrannte Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren eingesetzt werden können. (Siehe hierzu auch den Artikel Reaktortypen in Europa – Teil6, CANDU in diesem Blog.)

Die Wiederaufbereitung

Wenn Brennelemente „abgebrannt“ sind, müssen sie entnommen werden und durch frische Brennelemente ersetzt werden. Sie sind aber keinesfalls Abfall, sondern können und sollten recycelt werden. Auch in Deutschland war deshalb eine eigene Wiederaufbereitungsanlage nach dem PUREX-Verfahren vorgesehen. Übergangsweise hat man Brennelemente in Frankreich und GB aufbereiten lassen. Aus bekannten ideologischen Gründen ist man davon abgegangen. Der Kampf gegen das Atom ist der zentrale Gründungsmythos von Bündnis 90 / Die Grünen.

Die Kerntechnik war der erste Industriezweig der nicht einfach Abfall produzieren wollte, sondern vielmehr der Begründer des industriellen Recyclings. In einem „abgebrannten“ — oder besser abgenutzten und für seinen ursprünglichen Verwendungszweck nicht mehr geeigneten — Brennelement sind lediglich rund 5 % Spaltprodukte. Das ist die „Asche“ der nuklearen Energieherstellung. Aber über 93% des Urans und zusätzlich rund 1% Plutonium sind für die Energiegewinnung wiederverwendbar!

Bei dem PUREX-Verfahren werden die Brennstäbe aufgelöst und anschließend durch eine mehrstufige flüssig-flüssig Extraktion in möglichst reines Uran und Plutonium zerlegt. Alles andere ist bei diesem Verfahren Abfall, wird in Glas eingeschmolzen und ist zur Endlagerung vorgesehen. Das Plutonium wird seit Jahrzehnten — auch in Deutschland — zusammen mit abgereichertem Uran zu sogenannten Mischoxid-Brennelementen verarbeitet und erneut in Leichtwasserreaktoren zur Energiegewinnung eingesetzt. Das zurückgewonnene Uran wird bisher fast ausschließlich eingelagert. Man kann es als „Ersatz“ für Natururan in Anreicherungsanlagen einsetzen. Es muß dazu aber in Uranhexafluorid umgewandelt werden. Ein, bei den heutigen Preisen für Natururan nicht wirtschaftlicher Weg.

Der NUE-Weg

Das Uran für Leichtwasserreaktoren hat eine ursprüngliche Anreicherung von 3% bis 5% U235. Im Reaktor wird sowohl U235 als auch Pu239 gespalten. Das Plutonium bildet sich kontinuierlich aus dem U238 durch das (parasitäre) Einfangen von Neutronen. Ein Teil davon, wird sofort wieder im Reaktor gespalten. Deshalb kann nicht alles U235 aufgebraucht werden bevor die zulässige Betriebsdauer des Brennelements erreicht ist. Oft hat das recycelte Uran noch einen höheren Anteil davon als das Natururan (0,7% U235). Es kann daher noch in Schwerwasserreaktoren eingesetzt werden. Allerdings ist die Natur immer etwas komplizierter als die Theorie. Nicht jeder U235 Kern wird auch gespalten, wenn er von einem Neutron getroffen wird. Es bildet sich auch U236 und sogar Spuren von U234. Alle diese Isotope haben ihre charakteristischen neutronenphysikalischen Eigenschaften. Es wird deshalb durch Verschneiden mit abgereichertem Uran ein dem „Natururan entsprechendes Äquivalent“ (NUE) hergestellt. Dies ist aber eine reine Frage der Analyse (welche Isotopenzusammensetzung?), der Rechnung (neutronenphysikalische Bestimmung) und der Mischung. Ein vergleichbar geringer Aufwand, verglichen z. B. mit einer Anreicherung.

Man kann etwa mit dem recycelten Uran aus vier Leichtwasserreaktoren einen zusätzlichen Schwerwasserreaktor betreiben. Die zusätzliche Energie wird ohne zusätzlichen Verbrauch von Natururan erzeugt — Energie aus „Atommüll“. China betrachtet ihr kerntechnisches Programm offensichtlich von Anfang an als System. Im Zentrum stehen die Leichtwasserreaktoren und eine Wiederaufbereitung des „Atommülls“. Nach dem Vorbild von Frankreich wird dadurch der endgültig zu lagernde Abfall beträchtlich entschärft und verringert. Das anfallende Plutonium wird über Mischoxid wieder den Leichtwasserreaktoren zugeführt. Das zurückgewonnene Uran den Schwerwasserreaktoren. Mittelfristig soll eine weitere Nutzung über natriumgekühlte Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum erfolgen. Beachtenswert ist die Vorgehensweise: Zwar in voller Breite aller am Weltmarkt erhältlichen Reaktortypen, aber stets in kleinen Schritten in enger Kooperation mit internationalen Partnern. Ganz nebenbei ist dadurch eine der bedeutendsten kerntechnischen Industrien der Welt aufgebaut worden. Ein nicht zu unterschätzender und bewußt angestrebter Nebeneffekt. Kerntechnik ist eine Schlüsseltechnologie, die weit in die industrielle Welt ausstrahlt. So war es einst auch in Deutschland, aber hier wird dieser Vorteil zusehends aufgebraucht. Manch ein Grüner wird sich noch die Augen reiben, wie schnell der „Exportweltmeister“ zu einem mittelmäßigen Industriestandort verkommen sein wird.

Evolution der Brennstäbe

Auch die kontinuierliche Weiterentwicklung einzelner Bauteile kann die Sicherheit von Reaktoren erhöhen. Dies gilt besonders nach den Erfahrungen aus dem Unglück in Fukushima.

Brennstäbe heute

Brennstäbe für Leichtwasserreaktoren haben eine Durchmesser von nur 11 mm bei einer Länge von fast 5 m. Sie sind deshalb so instabil, daß sie zu sog. Brennelementen fest zusammengebaut werden. Dort werden sie durch Abstandshalter und Befestigungsplatten in ihrer Position gehalten. Zusätzlich enthalten die noch Einbauten für Regelstäbe, Messeinrichtungen usw. Wichtig in diesem Zusammenhang ist, daß solche Brennelemente mit sehr engen Toleranzen gefertigt werden müssen, da z. B. die sich ergebenden Abstände sehr entscheidend für die Strömungsverhältnisse (Kühlung) und die Abbremsung der Neutronen sind.

Die Brennstäbe bestehen aus Hüllrohren aus Zirkalloy mit Wandstärken von weniger als einem Millimeter und sind mit Tabletten aus Urandioxid gefüllt. Auf die Konsequenzen aus dieser Materialwahl wird später noch eingegangen werden. Die Tabletten sind gesintert („gebrannt“ wie eine Keramik) und anschließend sehr präzise im Durchmesser geschliffen; an den Stirnflächen konkav gearbeitet, um Ausdehnungen im Betrieb zu kompensieren usw. All dieser Aufwand ist nötig, um die Temperaturverteilung im Griff zu behalten.

Das Temperaturproblem

Brennstäbe dürfen nicht schmelzen, denn dann ändert sich ihre mechanische Festigkeit und ihre Abmessungen (Kühlung und Neutronenspektrum). Keramiken sind zwar chemisch sehr beständig, besitzen aber gegenüber Metallen nur eine sehr schlechte Wärmeleitung. Jeder kennt den Unterschied, der schon mal heißen Kaffee aus einem Metallbecher getrunken hat. Außerdem sind Keramiken sehr spröde.

Die gesamte Wärme kann nur über den Umfang an das Kühlwasser abgegeben werden. Sie entsteht aber ziemlich gleich verteilt innerhalb des Brennstabes, da er für Neutronen ziemlich durchsichtig ist. Dies hat zur Folge, daß es einen sehr starken Temperaturunterschied zwischen Zentrum und Oberfläche gibt. Zusätzlich verschlechtert sich auch noch die Wärmeleitfähigkeit mit zunehmender Temperatur. All das führt dazu, daß der Brennstab in seinem Innern bereits aufschmelzen kann, obwohl er an seiner Oberfläche noch relativ kalt ist. Die Temperaturdifferenz zwischen Oberfläche und Kühlwasser ist aber in dieser Phase die bestimmende Größe für die Wärmeabfuhr.

Steigt die Oberflächentemperatur über die Verdampfungstemperatur des Kühlwassers, fängt das Wasser (an der Oberfläche) an zu verdampfen. Die Dampfblasen kondensieren nach deren Ablösung im umgebenden „kalten“ Wasser. Durch dieses sogenannte „unterkühlte Blasensieden“ kann man sehr große Wärmemengen abführen. Tückisch ist nur, wenn die Wärmeproduktion durch Kernspaltung einen Grenzwert übersteigt, bildet sich eine geschlossenen Dampfschicht auf der Oberfläche die auch noch stark isolierend wirkt. Als Folge steigt die Temperatur in der dünnen Brennstabhülle explosionsartig an. Dampf in Verbindung mit hoher Temperatur führt aber zur Oxidation des Zirkalloy. Die Hülle verliert schnell ihre Festigkeit.

Harrisburg und auch Fukushima

Bricht die Kühlung zusammen, überhitzen die Brennstäbe. Wie Fukushima gezeigt hat, kann das auch noch (kurz) nach dem Abschalten des Reaktors geschehen, da dann die Nachzerfallswärme noch sehr groß ist. Durch die hohen Temperaturen in den Brennstabhüllen in Verbindung mit Wasserdampf oxidieren die Hüllen und setzen dabei große Mengen Wasserstoff frei. Dieser Wasserstoff hat zu den fürchterlichen Explosionen in den Reaktorgebäuden geführt. In Harrisburg waren die Wasserstoffmengen zwar beherrschbar, aber auch damals schon zerfielen Teile des Reaktorkerns. Die Wiederbenetzung konnte zwar schlimmeres verhindern – aber man schrecke mal eine glühende Tasse mit Wasser ab.

Für alle Leichtwasserreaktoren bedeutet das, die zulässigen Temperaturen müssen bei allen Betriebsbedingungen in allen Teilen des Reaktorkerns sicher eingehalten werden. Mit anderen Worten, die Kühlung darf nie versagen. In diesem Sinne ist der Sicherheitsgewinn einer passiven (auf die natürlichen Kräfte, wie z. B. Schwerkraft beruhende) Kühlung zu verstehen.

Oberflächenschutz der Brennstäbe

Insbesondere nach den Ereignissen in Fukushima hat man unterschiedlichste Maßnahmen ergriffen, um die Sicherheit bestehender Kraftwerke weiter zu erhöhen. Außerhalb Deutschlands nach den üblichen Vorgehensweisen wie sie bei Flugzeugabstürzen, Schiffsunglücken etc. üblich sind: Akribische Untersuchung der Schadensabläufe mit dem Zweck Schwachstellen zu ermitteln und Lösungen dafür zu finden. Ein Weg war die Verbesserung der Brennstabhüllen. Zu diesem Zweck hat man z. B. in den USA das Entwicklungsprogramm „Enhanced Accident-tolerant Fuel programme.“ gestartet.

Aus einer internationalen Zusammenarbeit haben sich zwei neue Konzepte – IronClad und ARMOR. – entwickelt, deren Prototypen im Kernkraftwerk Hatch in Georgia, USA seit März 2018 im Normalbetrieb getestet werden. Der Test unter realen Bedingungen in einem laufenden Kernkraftwerk ist ein üblicher Entwicklungsschritt. Nur so kann man Fehlentwicklungen vermeiden.

IronClad sind Hüllrohre, die aus einer Eisen-Chrom-Aluminium-Legierung bestehen. Man glaubt damit einen wesentlich robusteren Werkstoff gefunden zu haben, der nicht so temperaturempfindlich ist, nicht so leicht oxidiert und kein Wasserstoffgas produziert.

ARMOR ist ein eher evolutionärer Ansatz. Man panzert konventionelle Hüllrohre mit einer Schutzschicht auf der Basis von Chrom. Es sind Produkte dreier Hersteller in der Erprobung: Global Nuclear Fuel-Japan Co (GE-Hitachi), Framatom mit zusätzlich mit Chrom geimpften Brennstofftabletten und EnCore Fuel.(Westinghouse) mit Tabletten auf der Basis von Uran-Siliciden.

Ein ganz neues Konzept

Das Unternehmen Lightbridge hat das Bauelement Brennstab noch einmal ganz neu gedacht und bereits prototypenreif entwickelt. Inzwischen ist man eine Kooperation für die Weiterentwicklung und Serienproduktion mit Framatom eingegangen. Entscheidend war die Anforderung des Ersatzes von Brennstäben in konventionellen Leichtwasserreaktoren im Betrieb. Deshalb ist nicht nur ein Ersatz, sondern auch ein gemischter Betrieb mit konventionellen Brennelementen angestrebt worden.

Der Übergang von keramischem Uranoxid auf eine metallische Legierung aus Uran und Zirkon ist für Leichtwasserreaktoren revolutionär. Bisher wurde so etwas nur in schnellen Reaktoren mit Natrium – und nicht Wasser – als Kühlmittel gemacht. Ebenso neu ist die Form: Sie sind nicht mehr zylindrisch, sondern kreuzförmig. Diese Kreuze sind spiralförmig verdreht, sodaß sich vier gewindeähnliche Kanäle für das Kühlwasser bilden.. Außen sind sie mit einer dünnen und fest verbundenen Schicht aus Zirkon versehen um eine übliche Wasserchemie zu gewährleisten. Diese „Gewindestäbe“ liegen in dem Brennelement dicht beieinander, sodaß keine Abstandshalter mehr erforderlich sind.

Metall verfügt über eine bessere Wärmeleitung als Keramik und die Kreuzform ergibt eine größere Oberfläche und dünnere Querschnitte. Beides führt zu geringeren Betriebs- und Spitzentemperaturen (starke und schnelle Lastschwankungen). Der Strömungswiderstand solcher Brennelemente ist kleiner, wodurch sich der Durchfluß durch den Kern bei gleicher Pumpenleistung erhöht. Man geht deshalb von einer möglichen Leistungssteigerung von 10% aus. Ein nicht zu unterschätzender wirtschaftlicher Anreiz, wenn man in einer bestehenden Flotte für „kleines Geld“ ganze Kraftwerke zusätzlich erhält.

Die neuen Lightbridge-Brennelemente vertragen alle Leistungstransienten besser, sind aber vom Prinzip her gegen längerfristige Kühlmittelverluste anfälliger, da Metalle einen geringeren Schmelzpunkt als Keramiken besitzen. Dies war der Hauptgrund für die ursprüngliche Wahl von Uranoxid als Werkstoff.

Bei einer Simulation eines Abrisses einer Hauptkühlmittelleitung bei einem VVER-1000 Druckwasserreaktor ergab sich eine maximale Kerntemperatur von 500 °C. Dieser Wert liegt weit unterhalb von der Temperatur, bei der überhaupt Wasserstoff (900 °C) gebildet wird. Durch die hohe Wärmeleitung stellt sich bereits wieder nach 60 Sekunden nach erfolgter Wiederbenetzung erneut die normale Betriebstemperatur ein. Bei konventionellen Brennelementen steigt die Temperatur auf über 1000 °C und erreicht erst nach acht Minuten wieder den stabilen Zustand. Dies hat einen erheblichen Druckanstieg im Reaktor zur Folge, der ein ansprechen der Sicherheitsventile erforderlich macht. Bei diesem Abblasen gelangen auch geringe Mengen von radioaktivem Jod und Cäsium (zumindest) in das Containment. Der Abriß einer Hauptkühlmittelleitung ist der Auslegungsstörfall, der sicher beherrscht werden muß.. In diesem Sinne führen die Lightbridge-Brennelemente zu einem Sicherheitsgewinn.

Es sind aber noch etliche praktische Erfahrungen zu sammeln. Ein Reaktor ist ein komplexes physikalisches und chemisches System. Dies betrifft z. B. das Rückhaltevermögen für Spaltprodukte unter allen möglichen Betriebs- und Störfallbedingungen. In der Kerntechnik dauert wegen der besonderen Sicherheitsansprüche halt alles länger. Die Maßeinheit für die Einführung von Neuerungen ist eher Jahrzehnte als Jahre.

Ein weiterer vielversprechender Entwicklungsaspekt ist der Zusatz von Thorium als „abbrennbarer Brutstoff“ zur Ausdehnung der erforderlichen Ladezyklen auf vier Jahre. Um solch lange Ladezyklen zu erreichen, muß man den Brennstoff höher anreichern. Um diese Überschußreaktivität zu kompensieren muß man abbrennbare Neutronengifte zumischen. Würde man Thorium verwenden, kann man diese Überschußneutronen zum Erbrüten von Uran-233 verwenden.. Längere Ladezyklen würden die Wirtschaftlichkeit bestehender Reaktoren weiter erhöhen.

Durch die Verwendung von metallischem Brennstoff ergeben sich auch völlig neue Perspektiven der Wiederaufbereitung. Durch den Übergang auf elektrochemische Verfahren – wie man sie bereits beim EBRII – erfolgreich ausprobiert hat, kann man zu kleinen Wiederaufbereitungsanlagen in der Nähe der Kernkraftwerke übergehen. Ein weiterer Lösungsweg für die angebliche Atommüllproblematik. Gerade im Zusammenhang mit der Wiederaufbereitung und Proliferation ist auch der Zusatz von Thorium besonders interessant.

Schlussbemerkung

Man sieht, daß die Leichtwasserreaktoren noch lange nicht am Ende ihrer Entwicklung angekommen sind. Insbesondere der Einsatz von metallischen Brennstäben ergibt nicht nur einen evolutionären Weg für bestehende Reaktoren, sondern auch für Neukonstruktionen. Im Zusammenhang mit passiver Kühlung kann ein erheblicher Sicherheitsgewinn erzielt werden. Irgendwann wird die Frage der Anpassung der Genehmigungsbedingungen gestellt werden müssen. Dann aber, beginnt das Kernenergiezeitalter erst richtig. Billige Energie im Überfluß. Egal, was in Deutschland darüber gemeint wird.

TRISO

Tri-Isotropic (TRISO) Brennstoff wird immer im Zusammenhang mit Hochtemperaturreaktoren (HTR) erwähnt. Oft mit schönen Bildern. Es lohnt sich, sich etwas näher damit zu beschäftigen.

Geschichte

Seit etwa 1957 wurde der Gedanke propagiert, sehr kleine Brennstoffpartikel mit geeigneten Mitteln zu ummanteln und als „Mini-Brennelemente“ einzusetzen. Im Vordergrund stand dabei der Gedanke, unterschiedlichste Brennstoffkombinationen zu verwenden: Hoch angereichertes Uran (HEU), schwach angereichertes Uran (LEU), Uran mit Thorium (U, Th), Uran mit Plutonium (U, Pu) und Plutonium (Pu). Es wurden umfangreiche Testreihen in aller Welt durchgeführt. Im Prinzip geht tatsächlich alles. Es gibt aber unterschiedlich Vor- und Nachteile.

So hat man z. B. in Deutschland auf Thorium als Brennstoff gesetzt. Man wollte damit eine zweite Schiene von Brutreaktoren schaffen, die die – wie man damals glaubte – geringen Uranvorräte strecken sollte. Diese Entwicklungsrichtung mündete in den Thorium-Hochtemperaturreaktor (THTR) in Hamm-Uentrop als Demonstrationskraftwerk. Diese Schiene kann man heute nur als Sackgasse bezeichnen. Jedenfalls so lange, wie die heutigen Regeln zur Nichtverbreitung von Kernwaffen bestehen bleiben. Man benötigte dafür nämlich auf 93% hoch angereichertes Uran. Heute lagern aus dieser Demonstration noch etwa 900 kg dieses Materials in der Form von schwach abgebrannten Brennelementen in Deutschland. Ein Thema, über das nicht gern öffentlich geredet wird: Die Grünen klammern sich an jedes Gramm, um ihren Gründungsmythos von der ungeklärten Entsorgungsfrage aufrecht erhalten zu können. Eigentlich müßte das Zeug längst in die USA verbracht sein. Es ist geradezu peinlich, wenn man vergleicht, welchen Aufwand die USA und sogar Rußland betreiben, um wenige Kilogramm aus Forschungsreaktoren weltweit wieder einzusammeln und zurück zu führen. In Deutschland steht das Zeug in mäßig bewachten Zwischenlagern rum. Eine tolle Ausgangsposition für Verhandlungen mit Iran, Nord Korea etc. Manchmal stellt man sich schon die Frage, ob das alles nur mit der Bildungsresistenz deutscher Politiker und ihrer ausgesuchten „Atomexperten“ erklärbar ist.

Aus diesen kleinsten Mini-Brennelementen kann man anschließend technische Brennelemente formen. Dafür haben sich zwei Wege heraus kristallisiert: Etwa tennisballgroße Kugeln oder sechseckige „Bausteine“ aus denen man einen Kern aufbauen kann. Die erste Variante ist besonders einfach zu produzieren und ermöglicht einen Reaktor, den man kontinuierlich beladen kann. Frische Kugeln werden oben eingebracht und gleichzeitig unten gebrauchte Kugeln ausgeschleust. Der eher konventionelle Aufbau aus Brennelementen ist dafür flexibler und auch für große Reaktoren geeignet. Letztendlich beruhen aber beide Prinzipien auf den sandartigen Mini-Brennelementen.

In Deutschland wurde zur Herstellung dieser Mini-Brennelemente das sogenannte Sol-Gel-Verfahren entwickelt. Später entwickelte die deutsche Firma NUKEM ein Verfahren für die freie Erstarrung solcher Kügelchen. Dieses Verfahren wurde von den Chinesen übernommen. Wiederum ein krasses Beispiel für den Ausverkauf deutscher Hochtechnologie. Einzig allein aus ideologischer Verblendung.

Herstellung der Kerne

Uranpulver (U3 O8) wird in Salpetersäure (HNO3) aufgelöst. Es bildet sich eine Uranylnitrat Lösung die noch mit Salmiak neutralisiert werden muß. Ihr werden diverse Alkohole zugesetzt um die Zähigkeit und Oberflächenspannung optimal einzustellen.

Diese eingestellte Lösung wird nun aus Glasröhren vertropft. Um die Tröpfchenbildung zu unterstützen, werden diese Röhrchen in Schwingungen versetzt. Aus jedem Röhrchen tropfen etwa 100 Tröpfchen pro Sekunde. Im freien Fall bilden sich daraus kreisrunde Kügelchen von definiertem Durchmesser. Noch sind es unbeständige Flüssigkeitstropfen. Diese fallen deshalb anschließend durch eine Ammoniak Atmosphäre (NH3), welche mit dem Uranylnitrat chemisch reagiert. Es bildet sich um die Kügelchen eine stabile Haut, die ausreicht, damit sie in dem anschließenden Bad ihre kreisrunde Form behalten. Es haben sich – noch weiche und empfindliche – Kugeln von knapp zwei Millimetern Durchmesser gebildet.

Diese Kugeln werden mit Dampf in rotierenden Trommeln behandelt. Dadurch wachsen in dem Gel Kristalle und sie werden fest. Anschließend werden diese Kugeln in mehreren Schritten mit Wasser und verschiedenen Chemikalien gründlich gewaschen. Dies ist wichtig, damit in den weiteren Verfahrensschritten kein Uran in die Kohlenstoffschichten verschleppt wird. Unter ständiger Rotation werden die Urankügelchen im Vakuum getrocknet. Die Kugeln schrumpfen dadurch auf etwa einen Millimeter Durchmesser. Im nächsten Schritt werden die Kügelchen bei 430 °C kalziniert. Durch diese hohe Temperatur zerlegen sich die organischen Bestandteile und werden ausgetrieben. Es bleiben Kügelchen aus UO3 mit einem Durchmesser von nur noch einem Dreiviertel-Millimeter zurück. Damit sich das UO3 zu UO2reduziert, werden sie in einem weiteren Schritt in einer Wasserstoff-Atmosphäre bei rund 600 °C geröstet. Im letzten Verfahrensschritt werden diese Kügelchen bei 1600 °C gebacken, um eine optimale Dichte und Festigkeit zu erlangen. Das Endprodukt sind Kügelchen mit knapp einem Halben-Millimeter Durchmesser. Sie werden noch fein gesiebt (zu klein = zu wenig Brennstoff und zu groß = zu viel Brennstoff) und die unrunden Partikel aussortiert.

Die Ummantelung

Ganz entscheidend beim TRISO-Konzept ist die Ummantelung der Brennstoffkerne. Sie muß gleichermaßen mehrere Funktionen erfüllen:

  • Mechanischer und chemischer Schutz der Brennstoffkerne vor Einwirkungen von außen. Die Ummantelung ist so stabil, daß sie einerseits für die direkte Endlagerung geeignet ist, andererseits aber eine Wiederaufbereitung erschwert.
  • Zurückhaltung von Spaltprodukten und Brennstoff, damit das Kühlmittel Helium möglichst sauber bleibt.
  • Volumenausgleich. Bei der Kernspaltung entsteht praktisch das gesamte Periodensystem – diese Stoffe können untereinander und mit dem freigewordenen überschüssigen Sauerstoff reagieren. Es ergeben sich auf jeden Fall neue chemische Verbindungen mit unterschiedlichen Dichten. Etwaige Ausdehnungen müssen durch die Ummantelung abgepuffert werden, um ein Aufsprengen der Brennelementen zu vermeiden.

Es werden insgesamt vier Schichten aufgetragen:

  1. Als innerste Schicht (≈ 95 µm), eine Schicht aus porösem Kohlenstoff. Sie soll wie ein Schwamm aus dem Kern austretende Spaltprodukte (z.B. die Edelgase) aufnehmen und auf Volumenänderungen ausgleichend wirken.
  2. Als zweite Schicht (≈ 40 µm), ebenfalls eine Kohlenstoffschicht, aber diesmal von hoher Dichte.
  3. Als dritte Schicht (≈ 35 µm), eine Schicht aus chemisch sehr widerstandsfähigem Siliciumcarbid. Sie hält fast alle Spaltprodukte auch unter extremen Bedingungen (Störfall) nahezu vollständig zurück.
  4. Als äußere Schicht (≈ 40 µm), wird noch eine weitere Schicht aus besonders dichtem Kohlenstoff aufgebracht.

Die Schichten werden aus der Gasphase abgeschieden. Für die porösen Schichten wird Azetylen (C2 H2) und für die dichten Schichten zusätzlich Propylen (C3 H6) verwendet. Zur Erzeugung der Schicht aus Siliciumcarbid wird Methylchlorsilane (CH3 SiCl5) verwendet.

Die Bildung der Schichten erfolgt in einem zylindrischen Reaktor, in dem die Brennstoffkügelchen geschüttet werden und anschließend von unten die Reaktionsgase eingeblasen werden. Dabei werden die Gase in eine so hohe Strömungsgeschwindigkeit versetzt, daß die Kügelchen gerade schweben (Wirbelschicht). Über die Steuerung der Temperatur (1200 bis 1500 °C) wird die Zersetzung der Gase und die Abscheidung auf den Kügelchen gesteuert.

Die Brennelemente

Es wird ein Pulver aus 64% Naturgraphit, 16% Elektrographit und 20% Phenolharz hergestellt. Mit diesem Pulver werden die ummantelten Kerne in einer rotierenden Trommel etwa 200 µm überzogen und bei 80 °C getrocknet. Diese Grünlinge dürfen einen Durchmesser von 1,1 bis 1,5 mm haben. Sie werden bei Raumtemperatur mit einem Druck von 50 bar in Silikonformen zu den brennstoffhaltigen Kernen der Brennelemente gepreßt. Eine zweite Form wird mit Reaktorgraphit ausgekleidet, die grünen Kerne eingelegt und mit einem Druck von 3000 bar zusammengepreßt. Dies ergibt die charakteristischen Kugeln für einen Kugelhaufenreaktor.

Damit sich das Phenolharz in Graphit zersetzt, werden die Kugeln in einer Argonatmosphäre auf 800 °C erhitzt. Zur Härtung werden sie anschließend noch in einem Vakuum bei fast 2000 °C geglüht. Wenn sie alle Qualitätstest bestanden haben, sind sie nun für den Einsatz im Reaktor fertig.

Qualitätskontrolle

Die Verfahrensschritte sind nicht geheimnisvoll. Das eigentliche Wissen liegt in der erforderlichen Qualitätskontrolle. Alle Verfahren müssen bei jedem Zwischenschritt zerstörungsfrei erfolgen. Wird bei einem Fertigungsschritt ein Fehler gemacht, ist das gesamte Fertigprodukt Ausschuss. Es muß also sehr sorgfältig geprüft werden. Hinzu kommt die astronomische Anzahl von Brennstoffkernchen. Es mußten deshalb ganz neue statistische Verfahren entwickelt werden.

Mögliche Fehler im Betrieb

Die Brennelemente sollen im Idealfall alle Spaltprodukte vollständig zurückhalten. Gelangt keine Radioaktivität in das Kühlmittel Helium, kann auch keine Radioaktivität aus dem Kraftwerk austreten. Es lohnt sich also, mögliche Schäden etwas näher zu betrachten. Ganz, lassen sich Schäden in der Technik nie verhindern. Es ist vielmehr entscheidend, wieviel Radioaktivität – auch bei einem schwersten Störfall – das Kraftwerksgelände verlassen kann.

  • Überdruck in den Kernen. Es entstehen gasförmige Spaltprodukte, insbesondere Edelgase. Hinzu kommt ein Sauerstoffüberschuss durch die Kernspaltung, da nicht jedes Sauerstoffatom der chemischen Verbindung UOeinen neuen Partner findet. Es bildet sich Kohlenmonoxid aus der Ummantelung. Diese Gase sollen in der ersten, porösen Schicht zurückgehalten werden. Werden die Qualitätsrichtlinien eingehalten, ergibt sich daraus kein ernsthaftes Problem.
  • Durch die Neutronenstrahlung schrumpft und dehnt sich der Kohlenstoff der Ummantelungen aus. Durch diese Spannungen können Risse auftreten. In Deutschland konnte diese Fehlerquelle fast vollständig ausgeschaltet werden.
  • Durch die Temperaturunterschiede zwischen dem Kern und der Oberfläche können Teile des Kerns in die Umhüllung wandern. Auch dieses Problem kann durch eine konsequente Qualitätskontrolle klein gehalten werden.
  • Edelmetalle greifen die Siliciumcarbid-Schicht chemisch an. Insbesondere Silber kann diese Schichten passieren und bildet unerwünschte Ablagerungen im Reaktor. Generell gilt, daß in die Ummantelung gewanderte Spaltprodukte bei der erhöhten Temperatur eines Störfalls zu unerwarteten Freisetzungen führen können.

Zusammenfasend kann man feststellen, daß hochwertig produzierte Brennelemente der beste Schutz gegen Freisetzungen bei einem Störfall sind. Hinzu kommt eine (aufwendige) Überprüfung jeder ausgeschleusten Kugel auf Schäden und den erfolgten Abbrand. Je weniger Kugeln „am Limit“ sich im Reaktor befinden, je größer sind die Sicherheitsreserven für einen Störfall. Dies war eine Erkenntnis des Versuchsreaktors AVR in Jülich, der als Forschungsreaktor natürlich seine Grenzen erkunden mußte.

Brennstoffkreisläufe

Durch die sehr guten neutronenphysikalischen Eigenschaften und die extreme Temperaturbeständigkeit von Kohlenstoff ist das TRISO-Konzept sehr flexibel. Es ist gering angereichertes Uran verwendbar, aber auch Mischoxide oder sogar reines Plutonium, sowie Kreisläufe auf der Basis von Thorium.

Favorit ist derzeit die Verwendung von leicht angereichertem Uran. Allerdings muß die Anreicherung deutlich höher als bei Leichtwasserreaktoren sein. Ursache ist beim TRISO-Brennstoff die räumliche Verteilung, durch die eine Selbstabschirmung eintritt.

Gemische aus Plutonium und Uran können auch verwendet werden. Diese können als Karbide oder Nitrite eingesetzt werden. Favorit dürfte wegen der Erfahrungen in Leichtwasserreaktoren Mischoxide (MOX) sein.

Es wurden sogar reine Plutonium-Brennstoffe untersucht. Dies geschah aus dem Gedanken, insbesondere Plutonium aus einer Abrüstung zu verbrennen. Vielen Kritikern machen die weltweit ständig steigenden Plutoniumvorräte sorgen. Allerdings ist bis zu einem Prototyp noch sehr viel Forschung und Entwicklung nötig.

Das aus Thorium gebildete U-233 ist mit Abstand das beste Spaltmaterial für thermische Reaktoren. Aus diesem Grunde wurde in USA und Deutschland schon sehr früh das Thorium-Brutreaktor-Konzept favorisiert. Allerdings dürfte die Verwendung von hoch angereichertem Uran heute nicht mehr praktikabel sein. Für eine mittlere Anreicherung bzw. Verwendung von Plutonium als Ersatz, ist noch sehr viel Forschung nötig.

Entsorgung

Ein TRISO-Brennelement besteht aus 94% Graphit. Einerseits ist das für eine (auch sehr lange) Zwischenlagerung eine sehr gute Verpackung, andererseits muß man gewaltige Volumen lagern. Es empfiehlt sich daher eine Wiederaufbereitung um das Volumen zur Endlagerung klein zu halten. Leider gilt aber: Je (mechanisch und chemisch) stabiler ein Brennelement ist, je geringer ist (auch) im Störfall die Freisetzung von Spaltprodukten. Allerdings ist es dann auch um so aufwendiger an diese Spaltprodukte und Wertstoffe heranzukommen. Bei noch nicht bestrahlten Brennelementen ist das Stand der Technik. Der Ausschuss jeder Produktionsstufe wird wieder in die Ursprungsprodukte zerlegt und wiederverwendet.

Im Betrieb wird radioaktives C14 gebildet. Dieser Kohlenstoff bleibt in der Matrix gelöst. Insbesondere bei Feuchtigkeit kann dieses C14 in der Form von CO2 Gas austreten. Ähnliches gilt für radioaktives Tritium H3. Die auftretenden Mengen sind so gering, daß sie bei einer Wiederaufbereitung nach entsprechender Verdünnung in die Umwelt abgegeben werden könnten. Beide Stoffe kommen ohnehin in der Natur vor.

Die Mengen sind nicht sonderlich hoch. Bei einem Hochtemperaturreaktor dürften in seinem Leben von 60 Jahren rund 5000 bis 10000 to abgebrannter Brennelemente anfallen. Diese entwickeln nach etwa drei Jahren etwa 100 W Wärme pro Lagerkanne. Dieser Wert halbiert sich noch einmal nach 50 Jahren. Eine Lagerung ist also kein Problem.

Hat man erstmal die Kerne „zerstört“ – gemeint ist damit, die Kohlenstoffschichten mechanisch und/oder chemisch entfernt – ist die Wiederaufbereitung in leicht modifizierten PUREX-Anlagen möglich.

Neuer Temperaturrekord für Brennstoffe gemeldet

Forscher am Idaho National Laboratory (INL) und beim Oak Ridge National Laboratory (ORNL) meldeten einen neuen Meilenstein bei der Entwicklung von Brennstoffen für einen Reaktor der sog. vierten Generation. Sie erreichten einen neuen Rekord von 1800 °C . „Ein sicherer und effizienterer Kernbrennstoff zeichnet sich am Horizont ab“ war die Meldung betitelt. Der weiterentwickelte TRISO-Brennstoff (tristructural-isotropic, Bilderstrecke hierzu) hätte sich als noch robuster als gedacht erwiesen. Die Entwicklung dieses Brennstoffes ist Bestandteil einer Reaktorentwicklung für besonders hohe Betriebstemperaturen (Very High Temperature Reactor Technology Development Office). Es ist die Wiederaufnahme einer Entwicklungsschiene zur Nutzung von Kernenergie in der Chemie. Insbesondere zur Umwandlung von Kohle in umweltfreundlichere Produkte oder zur großtechnischen (chemischen) Wasserstoffgewinnung. Am konsequentesten und weitesten wurde diese Schiene einst in Deutschland (THTR) entwickelt. Mußte aber – wie so vieles andere – aus politischen Gründen aufgegeben werden. Inzwischen wurde auch die Entwicklung in Südafrika mangels finanzieller Möglichkeiten fast vollständig eingestellt. Nur das andere „Kohleland“ China, verfolgt noch mit merklichem Einsatz die Weiterentwicklung. Die USA – auch das Saudi Arabien der Kohle genannt – betreiben mit allen eine enge Kooperation, insbesondere auf dem Sektor der Brennstoffentwicklung.

Der heutige Stand, ist das Ergebnis von 11 Jahren Entwicklung am INL und ORNL. Wobei diese Forschung, schon auf den deutschen Ergebnissen aus den 1980er Jahren aufbauen konnte. Dies nur mal so am Rande, wie lang Entwicklungszeiträumen in der Kerntechnik dauern. Dabei handelt es sich hier nur um ein Teil – dem Brennelement – eines neuen, gasgekühlten Hochtemperaturreaktors. Alle Teile koppeln aber später im Betrieb gegenseitig aufeinander zurück. Erinnert sei nur, an das Einfahren der Steuerstäbe in den Kugelhaufenreaktor in Hamm-Üntrop, welches zu unerwartetem Verschleiß geführt hatte. Die hier beschriebenen TRISO-Elemente waren drei Jahre zur Bestrahlung in einem Testreaktor (im Advanced Test Reactor des INL). Ziel war ein Abbrand von etwa 20%. Dies entspricht etwa dem doppelten Wert, der damals in Deutschland verwendeten Brennelemente. Je höher der Abbrand ist, um so mehr Spaltprodukte sind in den Brennelementen vorhanden und um so höher war die Strahlenbelastung.

Nach der Bestrahlung wurden sie in einem Ofen auf die Testtemperatur erhitzt. Hauptzweck eines solchen Versuches ist, zu messen, wieviel Spaltprodukte, von welcher Sorte, „ausgeschwitzt“ werden und wie stark die anderen Eigenschaften (Festigkeit, Korrosion etc.) nachlassen. Aus solchen Versuchen kann man wertvolle Erkenntnisse für die Optimierung des Herstellungsprozesses ableiten. Die Meßergebnisse sind so positiv, daß man sogar Tests bei noch höheren Temperaturen erwägt. Wichtig für die Sicherheitstechnik ist, daß bereits die jetzigen Temperaturen etwa 200 Grad über den möglichen Höchsttemperaturen bei einem Störfall liegen.

Unterschiede zu konventionellen Brennelementen

Ein Brennelement enthält den Spaltstoff (Uran, Plutonium) und soll später die bei der Kernspaltung entstehenden Produkte möglichst gut festhalten. Das Brennelement muß gekühlt werden. Bei einem Leichtwasserreaktor ist das Kühlmittel auch das Arbeitsmedium (Dampfturbine). Bei einem klassischen Hochtemperaturreaktor, dient Helium als Wärmeübertrager zwischen den Brennelementen und dem eigentlichen Dampfkreislauf. Verwendet man Helium als Kühlmittel und wünscht trotzdem ein thermisches Neutronenspektrum, benötigt man noch einen zusätzlichen Moderator. Diese Funktion übernimmt der Kohlenstoff in den TRISO-Elementen.

Ein Brennelement eines Druck- oder Siedewasserreaktors besteht aus vielen einzelnen Brennstäben (üblich 14 x 14 und 17 x 17). Jeder Brennstab ist mit Tabletten (kleine Zylinder mit etwa 1 cm Durchmesser und Höhe) aus Uranoxid gefüllt. Die Hülle besteht aus einem beidseitig verschlossenen Rohr aus einer Zirkonlegierung. Uranoxid ist in Wasser praktisch unlöslich und hat einen hohen Schmelzpunkt von über 2800 °C. Dies erscheint sehr hoch, kann aber relativ schnell im Innern eines Brennstabs erreicht werden, da Uranoxid ein schlechter Wärmeleiter ist. Es kommt deshalb bei einem Verlust des Kühlwassers – wie in Harrisburg und Fukushima – partiell zur „Kernschmelze“. Infolgedessen reagiert die Brennstabhülle mit Wasserdampf bei hoher Temperatur und es bilden sich beträchtliche Mengen Wasserstoff, die in Verbindung mit Luft explodieren können. Die ursprünglich im Brennstab zurückgehaltenen Spaltprodukte können freigesetzt werden. Dabei ist zu beachten, daß viele Spaltprodukte bei den hohen Temperaturen gasförmig sind. Sie breiten sich deshalb zumindest im Reaktor aus. Dies führt zu einer erheblichen Strahlenbelastung, die menschliche Eingriffe für lange Zeit unmöglich macht. Man muß also längere Zeit warten, bis man mit den Aufräumarbeiten beginnen kann. Dies war das Problem in Harrisburg und ist heute das Problem in Fukushima.

Die Kombination Uranoxid, eingeschweißt in einer Hülle aus einer Zirkonlegierung (Zirkalloy) ist für den „normalen“ Betrieb eine sehr gute Lösung. Solche Brennelemente sind sogar für Jahrzehnte problemlos in Wasserbecken oder Spezialbehältern (trocken) lagerbar. Anders verhält es sich, wenn sie – insbesondere aus dem vollen Betrieb heraus – „trocken fallen“: Die Temperatur des Brennstabs steigt sofort über den gesamten Querschnitt an. Dies liegt an der relativ gleichmäßigen Verteilung der Spaltprodukte (Nachzerfallswärme) und der schlechten Wärmeleitung von Uranoxid. Der Brennstab fängt regelrecht an zu glühen und kann in seinem Inneren bereits aufschmelzen. Ohne den Phasenübergang von Wasser zu Dampf (Verdampfungsenthalpie) ist der gewaltige Wärmestrom (dafür reicht schon die Nachzerfallswärme kurz nach Abschaltung) nicht aus dem Brennstab zu transportieren. Mit anderen Worten: Ist der Brennstab erst einmal von Dampf umgeben, heizt er sich immer weiter auf. Nun setzen zwei fatale Prozesse ein: Infolge der steigenden Temperatur verliert das Brennelement seine mechanische Festigkeit und das Material der Brennstoffhülle „verbrennt“ im heißen Wasserdampf und produziert dadurch beträchtliche Mengen Wasserstoff. In diesem Moment wird ein Teil der vorher eingeschlossenen radioaktiven Stoffe zumindest im Reaktordruckgefäß (Unfall in Harrisburg) oder sogar im Sicherheitsbehälter (Fukushima) freigesetzt. Die produzierte Menge Wasserstoff kann so groß sein, daß sie ein ganzes Kraftwerk zerstört. Die Bilder von der Explosion in Fukushima sind hinlänglich bekannt. Ist das passiert, wird auch eine beträchtliche Menge radioaktiver Stoffe in die Umwelt freigesetzt.

Man kann also zusammenfassend sagen: Die Konstruktion der Brennelemente eines Leichtwasserreaktors funktioniert nur so lange, wie sie ständig von flüssigem Wasser umgeben sind. Sind sie nicht mehr vollständig von Wasser benetzt, nimmt die Katastrophe innerhalb von Sekunden ihren Lauf und endet – zumindest – im Totalschaden des Reaktors. Die Sicherheit steht und fällt mit der Aufrechterhaltung einer „Notkühlung“. Ein „trocken fallen“ muß sicher verhindert werden. Dabei spielt es keine Rolle, ob dies von außen ausgelöst wird (Tsunami), durch technisches Versagen im Kraftwerk (Rohrbruch) oder auch durch menschliches Versagen (Bedienungsfehler). In diesen Zusammenhängen liegt die Begründung für die passiven Sicherheitseinrichtungen bei Reaktoren der sog. Generation III+.

Das TRISO-Konzept

Beim Tristructural-isotropic (TRISO) Brennstoff geht man nicht von einer Tablette mit einem Durchmesser von etwa 1 cm als Baustein aus, sondern von winzigen Körnern, im Bereich von zehntel Millimetern. Diese Körnchen werden mit vier Schichten umhüllt und besitzen anschließend einen Durchmesser von etwa einem Millimeter. Die erste Schicht besteht aus porösem Kohlenstoff. Sie kann wie ein Schwamm die Ausdehnungen des Brennstoffkerns ausgleichen und kann aus ihm entwichene Spaltprodukte (Gase) aufnehmen. Diese Schicht ist von einer weiteren Schicht aus dichtem pyrolitischem Kohlenstoff (PyC) umgeben. Nun folgt eine Schutzschicht aus Siliziumkarbid (SiC). Dieses Material ist sehr hart und chemisch widerstandsfähig. Außen folgt eine weitere Schicht Kohlenstoff. Ein solches Korn „Verbundwerkstoff“ ist gleichzeitig nahezu unzerbrechlich und äußerst temperaturbeständig. In diesem „Tresor“ sind Spaltstoff und Spaltprodukte für Jahrzehnte fest eingeschlossen. In Deutschland plante man die „abgebrannten“ Kugeln in Edelstahlbehälter einzuschweißen und diese dann in ein Endlager zu bringen.

Aus diesen kleinen TRISO-Körnern kann man in einem weiteren Verfahrensschritt handhabbare Brennelemente „backen“. Bei einem Kugelhaufenreaktor sind das etwa Tennisball große Kugeln aus solchen TRISO-Körnern, die durch weiteren Kohlenstoff miteinander verbunden sind. Das erforderliche Verhältnis, ist durch die Neutronenphysik vorgegeben, da bei diesem Reaktortyp der Kohlenstoff auch die Funktion des Moderators übernehmen muß. Das durch den Kugelhaufen strömende Helium dient nur dem Wärmetransport. Da weder Zirkalloy, noch Wasser vorhanden ist, kann bei einem Störfall auch keine größere Menge Wasserstoff gebildet werden. Eine Explosion, wie im Kraftwerk Fukushima, wäre ausgeschlossen.

Wie diverse Versuche mit Kugelhaufenreaktoren eindrucksvoll gezeigt haben, sind sie „inhärent sicher“. In China hat man beispielsweise in einem öffentlichen Versuch dem Reaktor bei voller Leistung die Wärmesenke entzogen. Der Reaktor „ging von alleine aus“ und verharrte in einem stabilen Zustand. Die Kettenreaktion wurde durch den extrem negativen Temperaturkoeffizienten des Reaktorgraphit und dem Dopplereffekt des Brennstoffs augenblicklich unterbrochen. Durch die Nachzerfallswärme verharrt der Reaktor in diesem „überhitzten Zustand“ für viele Stunden, ohne jedoch eine für den Brennstoff kritische Temperatur zu überschreiten (Eine maximale Brennstofftemperatur von 1600 °C wurde nach drei Tagen erreicht). Der Reaktor blieb unbeschädigt und konnte nach dem Versuch wieder in Betrieb gesetzt werden. Diese Demonstration war wichtig, da dieser Reaktortyp unmittelbar in Raffinerien als Wärmequelle eingesetzt werden soll.

Ein Reaktor mit TRISO-Brennstoff und Helium als Kühlmittel macht hauptsächlich zur Erzeugung von Hochtemperatur-Prozeßwärme Sinn. Der gegenüber Leichtwasserreaktoren höhere Kapitalaufwand, wiegt die Brennstoffeinsparung durch höhere Wirkungsgrade bei der Stromerzeugung nicht auf. Bei kleinen Reaktoren dieses Typs, ist wegen des günstigen Verhältnisses von Volumen zu Oberfläche, eine „Notkühlung“ nicht notwendig. Die geringe Leistung (einige Hundert Megawatt) ist für die Anwendung „Prozeßwärme“ kein Nachteil, da der Bedarf von Hochtemperaturwärme an einem Standort ohnehin begrenzt ist. Wegen der relativ geringen Stückzahlen ist eine Wiederaufbereitung eher unwirtschaftlich. Die Stabilität der TRISO-Elemente kommt einer direkten „Endlagerung“ entgegen. Geschieht diese rückholbar, kann das irgendwann bei Bedarf geschehen.

Wie in Deutschland eindrucksvoll gezeigt wurde, eignet sich dieses Reaktorkonzept hervorragend, um Thorium nutzbar zu machen. Bei Kugelhaufen ist eine Anreicherung von 8 bis 10% Spaltmaterial und für das US-Konzept der Prismenanordnung von 14 bis 19% erforderlich. Es wäre sogar eine Verwendung von „teilaufgearbeitetem“ Leichtwasserbrennstoff möglich. Wegen des hohen Abbrandes wären hiermit etwa 70% des vorhandenen „Atommülls“ nutzbar. Ein Konzept, ähnlich dem koreanischen DUPIC-Verfahren (Nachnutzung in Schwerwasserreaktoren).

Reaktortypen heute und in naher Zukunft

Warum haben sich einige Reaktoren durchgesetzt und andere nicht?

Bevor die technische Betrachtung los gehen kann, sind einige Vorbemerkungen erforderlich. Es sind die immer gleichen Sätze, die aber all zu gern gerade von Technikern und Wissenschaftlern verdrängt werden: Da draußen, in der realen Welt, außerhalb von Hörsälen und Politologenseminaren, kostet alles Geld und muß auch alles wieder Geld einbringen. Einen Euro, den man für Forschung ausgegeben hat, kann man nicht noch einmal für „soziale Projekte“ oder sonst irgend etwas ausgeben. In der Politik herrscht der nackte Verteilungskampf. Jeder in der Wirtschaft investierte Euro, muß nicht nur wieder eingespielt werden, sondern auch noch einige Cents zusätzlich einbringen – gemeinhin Gewinn genannt. Dies ist geradezu naturgesetzlich. Wie der „Real Existierende Sozialismus“ eindrücklich bewiesen hat, bricht sonst ein ganzes Gesellschaftssystem einfach in sich zusammen.

Die Evolution

Von den unzähligen Reaktortypen, haben nur drei – in der Reihenfolge ihrer Stückzahl – überlebt: Druckwasser-, Siedewasser- und Schwerwasserreaktoren. Gestorben sind alle mit Gas gekühlten, Graphit moderierten, und „schnellen“ Reaktoren. Manche sind über den Status eines Prototypen – wie z. B. die Salzbadreaktoren – nicht hinaus gekommen. Das sagt weniger über ihre „technischen Qualitäten“, als sehr viel mehr über die Gültigkeit der Vorbemerkung aus.

Die „schnellen“ Brüter

Das einzige, in der Natur vorkommende Material, mit dem man eine Kettenreaktion einleiten kann, ist Uran-235. Der Anteil dieses Isotops am Natururan beträgt nur 0,7%. Hört sich beängstigend gering an. Mit Prozenten ist das aber immer so eine Sache: Wenn man nicht fragt, von wieviel, kann man schnell zu falschen Schlüssen gelangen. Drei Dinge sind zu berücksichtigen, die sich gegenseitig positiv verstärken:

  1. Nach menschlichen Maßstäben, gibt es auf der Erde unerschöpflich viel Uran. Uran ist als Spurenelement überall vorhanden. Allein in den oberen 30 cm Erdschicht, sind auf jedem Quadratkilometer rund 1,5 to vorhanden (der durchschnittliche Urangehalt in der Erdkruste liegt bei 2,7 Gramm pro Tonne). Das Uran-Vorkommen im Meerwasser wird auf vier Milliarden Tonnen geschätzt. Der Menschheit wird das Uran also nie ausgehen. Eine von „Atomkraftgegnern“ immer wieder gern verbreitete angebliche Reichweite von ohnehin nur 30 bis 80 Jahren, ist einfach nur grottenschlechte Propaganda.
  2. Für uns Menschen setzt die Kernspaltung von Uran unvorstellbare – weil außerhalb unseres normalen Erfahrungshorizont liegend – Energiemengen frei. Die Spaltung eines einzelnen Gramms Uran setzt rund 22.800 kWh Wärme frei oder viel anschaulicher ausgedrückt, 13 boe (Fässer Rohöläquivalent). Zur Zeit kostet ein barrel (159 Liter) Rohöl rund 80 Euro am Weltmarkt. Ein Pound (453 gr) U3 O8 kostet aber nur etwa 50 US-Dollar – und damit nicht 1 Million (!!) Dollar, wie es seinem „Öläquivalent“ entsprechen würde. Diese Abschätzung macht deutlich, daß noch einige Zeit vergehen dürfte, bis das Uran auch nur im wirtschaftlichen Sinne knapp werden wird. Allein das bisher geförderte Uran (in der Form von Sprengköpfen, abgebrannten Brennelementen etc.) reicht für einige Jahrtausende aus, um den heutigen Weltbedarf an elektrischer Energie zu produzieren.
  3. In thermischen Reaktoren (gemeint ist damit, Reaktoren in denen überwiegend nur sehr langsame Neutronen die Kernspaltung betreiben.) wird vorwiegend Uran-235 genutzt, das aber im Natururan nur zu 0,7 % enthalten ist. Man glaubte, durch diesen „Faktor 100“ könnte sich vielleicht früher ein Engpass ergeben. Um so mehr, da bei Leichtwasserreaktoren eine Anreicherung auf 3 bis 5 % sinnvoll ist. Wegen der erforderlichen Anreicherung benötigt man fast die zehnfache Menge Natururan für die Erstbeladung eines solchen Reaktors. In Wirklichkeit ist es weit weniger dramatisch, da bei jeder Spaltung durch die Überschußneutronen neuer Spaltstoff (Plutonium) erzeugt wird. Die Konversionsrate bei heutiger Betriebsweise beträgt etwa 0,6. Mit anderen Worten, wenn 10 Kerne gespalten werden, bilden sich dadurch 6 neue „Spaltkerne“. Dafür benötigt man eine Wiederaufbereitungsanlage, deren Betrieb aber reichlich Geld kostet. Bei den heutigen, geringen Uranpreisen am Weltmarkt (siehe oben) lohnt sich das wirtschaftlich kaum. Man läßt die abgebrannten Brennelemente erst einmal stehen. Für die Kraftwerksbetreiber sind sie Abfall (weil nicht länger mehr im Reaktor einsetzbar), aber trotzdem Wertstofflager und keinesfalls Müll. Darüber hinaus sind sie um so leichter zu verarbeiten, je länger sie abgelagert sind.

Bedenkt man diese drei Punkte und den Vorspann, hat man unmittelbar die Antwort, warum sich Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum bis heute nicht kommerziell durchsetzen konnten. Sie sind in Bau und Betrieb wesentlich teurer als Leichtwasserreaktoren. So muß man Natrium- oder Bleilegierungen als Kühlmittel einsetzen. Eine völlig andere Technologie. Für Pumpen, Ventile und was man noch so alles in einem Kraftwerk braucht, gibt es nur weniger als eine Handvoll Hersteller, die alles in Einzelanfertigung herstellen mußten. Selbst das Kühlmittel ist ein Problem: Für vollentsalztes Wasser findet man heute praktisch in jeder Stadt einen Lieferanten. Für „Reaktornatrium“ gibt es nach Kenntnis des Autors praktisch nur einen Hersteller weltweit – übrigens ein deutsches Unternehmen – der bis nach Rußland und China liefert. In einem „natriumgekühlten“ Reaktor hat man drei Kühlkreisläufe (einen radioaktiven durch den Kern, einen Zwischenkreis zum Strahlenschutz und einen Wasser-Dampf-Kreislauf zur eigentlichen Stromerzeugung). Demgegenüber hat ein Siedewasserreaktor nur einen, der auch ohne Umwälzpumpen auskommen kann. Der Unterschied in Investitions- und Betriebskosten dürfte auch jedem Laien nachvollziehbar sein.

Weitaus schwerwiegender ist aber das wirtschaftliche Risiko. Kein verantwortungsvoller Energieversorger auf der Welt, wird sich für einen schnellen Reaktor zur kommerziellen Stromerzeugung entscheiden. Unkalkulierbares Genehmigungsverfahren mit unbestimmten Ausgang: Dafür findet sich keine Bank, die darauf einen Kredit gibt. Es bleibt daher auf absehbare Zeit wie es ist. Solche Reaktoren können nur in Rußland, China und Indien in staatlicher Regie gebaut werden. Sollten sich in einem „westlichen“ Land tatsächlich Politiker finden, die dafür die Verantwortung tragen wollen, könnte es sofort losgehen. Das Jahrzehnte dauernde Drama in Japan (Monju, Baubeginn 1984 (!), bis heute im ständigen Umbau) ist allerdings abschreckendes Beispiel genug. Technisch, gibt es keine grundlegenden Probleme mehr. Technisch, hätte das Projekt ungefähr das Risiko und den finanziellen Aufwand eines neuen Verkehrsflugzeugs oder einer neuen Weltraumrakete – nur für Politiker ist es eben nicht attraktiv. Dies ist übrigens keine Politikerschelte, denn die werden von uns selbst gewählt.

Selbst in USA läßt man sich für zig Milliarden lieber eine Mischoxid-Brennelemente-Fabrik von Areva bauen, nur um seinen vertraglichen Pflichten gegenüber Rußland aus dem Abrüstungsprogramm nachkommen zu können. Was in Frankreich funktioniert, kann so schlecht nicht sein. Die eigene IFR-Entwicklung hat man an Japan verscherbelt. Sie lebt heute unter dem Kürzel PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) in einem Gemeinschaftsunternehmen von GE und Hitachi Nuclear Energy (GEH) mehr schlecht als recht, weiter. 2012 hat sich GEH in Großbritannien um ein Projekt zur Beseitigung des nationalen Überschusses an Plutonium beworben. Als Alternative zu Mischoxid-Brennelementen, mit deren Fertigung man in GB keine berauschenden Erfahrungen gemacht hatte. Mal sehen, was daraus wird. Es sollte übrigens ausdrücklich kein „Brüter“, sondern ein „Brenner“ werden, der möglichst schnell, möglichst kostengünstig, große Mengen Plutonium untauglich für eine Waffenherstellung macht.

Die Hochtemperaturreaktoren

Immer wieder taucht die (zweifelhafte) Forderung nach höheren Temperaturen auf. Entweder ist die Begründung ein besserer Wirkungsgrad oder die Nutzung für die Chemie. Deutschland war nach der Ölkrise der 1970er federführend in der Entwicklung. Will man höhere Temperaturen (über 300 °C) erreichen, bleibt praktisch nur eine Gaskühlung, da bei Wasserdampf der Druck in eine nicht mehr sinnvolle Dimension ansteigt. Außerdem verläßt man im Reaktor das Naßdampfgebiet, was für die „Reaktordynamik“ nur Nachteile bringt.

In den 1950er Jahren hatte man das Problem mit „zu nassem“ Dampf im Turbinenbau. Ausserdem ging zwangsläufig der Bau von Reaktoren mit Graphit als Moderator (für die Rüstung) voran. In Großbritannien ergaben sich die MAGNOX-Reaktoren mit Natururan und CO2. als Kühlmittel. Sie wurden mit einem Druck von knapp 21 bar und 400 °C betrieben. Schon damals unwirtschaftlich. Die Entwicklung ging folgerichtig weiter, zum AGR mit rund dem doppelten Druck und einer Temperatur von 630 °C. Von diesem Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) wurden immerhin zehn Reaktoren mit einer Gesamtleistung von fast 6.000 MWe gebaut. Die hohe Temperatur in Verbindung mit CO2. führte zwar immer wieder zu Korrosionsproblemen, aber eigentlich sind es recht robuste Kraftwerke. Bei Neuplanungen geht man aber auch in Großbritannien ausschließlich von Leichtwasserreaktoren aus.

In der Sowjetunion erschuf man einen mit Graphit moderierten Druckröhren Reaktor (RBMK). Er erlangte in Tschernobyl traurige Berühmtheit. Es sind wohl immer noch acht Reaktoren in Betrieb. Die Mehrzahl wurde aber bereits aus dem Verkehr gezogen.

Auf die „echten“, mit Helium gekühlten Hochtemperatur-Reaktoren (z. B THTR in Deutschland mit 750 °C Austrittstemperatur) wird weiter unten noch eingegangen.

Kernenergie zur Stromproduktion

Bisher hat sich die Kernenergie weltweit ausschließlich zur Produktion elektrischer Energie durchgesetzt. Warum das auch auf absehbare Zeit so bleiben wird, später.

Nun hört man immer wieder das „Modewort“ von der „Energieeffizienz“. Gegen Leichtwasserreaktoren wird von „Atomkraftgegnern“ immer gern das Argument der angeblich schlechten Wirkungsgrade angeführt. Als Wirkungsgrad ist das Verhältnis von erhaltener Energie (die elektrische Energie, die aus dem Kraftwerk ins Netz geht) zu eingesetzter Energie (Spaltung von Uran oder Plutonium) definiert. Eine solche Definition macht in diesem Fall ohnehin wenig Sinn: Zumindest Plutonium ist ein (außer als Energieträger) wertloser Stoff, der potentiell sogar gefährlich (wie z. B. Quecksilber) ist. Eine andere Situation als bei Öl, Erdgas usw., die man auch als Rohstoff für vielfältige, andere Zwecke (Treibstoff, Kunststoffe etc.) nutzen kann. Ein besserer Wirkungsgrad macht bei der Kernenergie nur als „verminderte“ Betriebskosten Sinn. Wie aber schon oben gezeigt wurde, kostet Uran (energetisch betrachtet) fast nichts, aus dem Schornstein (im Vergleich zu einem Kohlekraftwerk) kommt auch nichts und die Asche (Spaltprodukte) ist weniger, als bei einem Gasturbinen-Kraftwerk aus dem Schornstein kommt. Alles keine Anreize, damit man um Wirkungsgrad-Punkte kämpft.

Trotzdem kann es nicht schaden, wenn man mal über den Zaun schaut. Die Spitzenwerte liegen heute für Koppelprozesse in Gasturbinen-Kraftwerken, mit nachgeschaltetem Dampfkreislauf zur Abwärmenutzung, bei 60%. Die modernsten Steinkohle-Kraftwerke haben Wirkungsgrade von 46% und der EPR von Areva 37%. Wenn man den Koppelprozeß mit 1 ansetzt, verhalten sich Kombi-, zu Steinkohle-Kraftwerk und Druckwasserreaktor wie 1,0 : 0,77 : 0,62. Alles keine Zahlen, um ein völlig neues Kraftwerkskonzept zu verkaufen (Sie erinnern sich noch an den Vorspann?).

Sehr interessant in diesem Zusammenhang wäre die Kraft-Wärme-Kopplung: Ein Kernkraftwerk als Heizkraftwerk. Plötzlich hätte man die gleichen Nutzungsgrade, wie aus den Prospekten der Block-Heiz-Kraft-Werk (BHKW) Hersteller und Rot/Grünen-Parteitagen – und das auch noch ohne Abgase und Geräusche. Ja, wenn nur die Strahlenphobie nicht wäre. Wir könnten leben, wie in der Schweiz (KKW Beznau) oder einst an der Unterelbe (KKW Stade).

Kernenergie als Wärmequelle

Mit Leichtwasserreaktoren läßt sich sinnvoll nur Wärme unter 300 °C herstellen. Wärme läßt sich wirtschaftlich immer nur über kurze Strecken transportieren. Andererseits nimmt gerade die Niedertemperaturwärme (Raumheizung, Warmwasser etc.) einen beträchtlichen Anteil in der nördlichen Hemisphäre ein. Man müßte lediglich Kernkraftwerke (vielleicht SMR?) in der Nähe von Metropolen bauen um „Fernwärme“ auszukoppeln.

Sehr hohe Temperaturen braucht man nur in der Industrie (Metalle, Glas etc.) und der Chemie. Diese Anwendungen sind heute eine Domäne von Erdgas und werden es auch bleiben. Hochtemperatur-Reaktoren wurden immer nur als Angebot für das Zeitalter nach dem „Ölzeitalter“ (wann das wohl sein wird?) vorgeschlagen. In Deutschland nannte man das „Kohle und Kernenergie“ und schuf den Thorium-Hochtemperatur-Reaktor (THTR), auch Kugelhaufen-Reaktor genannt. Er hat Austrittstemperaturen von 750 °C erreicht (für die Stromerzeugung mit Trockenkühlturm), sollte aber über 1000 °C für „Kalte Fernwärme“ und Wasserstoffproduktion erreichen.

Weltweit werden mehr als 500 Milliarden Normkubikmeter Wasserstoff produziert. Hauptsächlich aus Erdgas. Größte Verbraucher sind Raffinerien und Chemieanlagen. Folgt man einmal nicht Greenpeace und Putin („Wir brauchen mehr umweltfreundliche Gaskraftwerke“), sondern ersetzt im Gegenteil Erdgaskraftwerke durch Kernkraftwerke, kann man ganz konventionell riesige Wasserstoffmengen zusätzlich produzieren. Dagegen kann nicht mal die „Klima-Schutz-Staffel aus Potsdam“ etwas einwenden, denn bei der Umwandlung von Methan fällt nur Wasserstoff und CO2 an. Das Kohlendioxid kann nach texanisch, norwegischem Muster in den alten Öl- und Gasfeldern entsorgt werden oder nach niederländischem Muster in Tomaten. Der Einstieg in die „Wasserstoffwirtschaft“ kann erfolgen. Bis uns das Erdgas ausgeht, können Hochtemperaturreaktoren warten.

Fazit

Es geht mir hier nicht darum, für die Einstellung von Forschung und Entwicklung auf dem Gebiet der Kerntechnik einzutreten. Ganz im Gegenteil. Es nervt mich nur, wenn ganz schlaue Kernenergiegegner einem im Schafspelz gegenübertreten und einem erzählen wollen, daß sie ja eigentlich gar nicht gegen Kernenergie sind: Wenn, ja wenn, nur die „ungelöste Entsorgungsfrage“ erstmal gelöst ist und es „sichere Reaktoren“ gibt. Man würde ja in letzter Zeit auch immer von ganz „interessanten Konzepten“ lesen. Was spreche denn dagegen, erstmal abzuwarten? Bis dahin könnte man ja Wind und Sonne ausbauen. Die würden ja dadurch auch ständig billiger werden (Ha, ha, ha) und wahrscheinlich bräuchte man dann auch gar keine Kernenergie mehr. Und überhaupt, die „Energieeffizienz“ sei überhaupt die größte Ressource, man vertraue da ganz auf den Erfindergeist der „Deutschen Ingenieure“. Na denn ….