U-Battery aus Europa

Auch in Europa geht (noch) die Reaktorentwicklung weiter. Es begann 2008 an den Universitäten: University of Manchester (UK) und Technology University of Delft (NL). Es ging um die Entwicklung eines Reaktors zur Stromerzeugung und zur gleichzeitigen Auskopplung von Wärme (mit Temperaturen bis 750 °C) für Heiz- und industrielle Zwecke. Vorgabe war eine optimale Lösung für das Dreieck aus: Sicherheit, Wirtschaftlichkeit und Umweltfreundlichkeit zu finden.

Interessant ist schon mal die Erschließung völlig neuer Marktsegmente durch die Reaktorleistung (hier 10 MWth und 4 MWel) und die nutzbare Temperatur (hier 750 °C). Diese neue Klasse wird als MMR (.micro modular reactor) bezeichnet. Wie schon die Bezeichnung „Uran-Batterie“ andeutet, wird ferner eine ununterbrochene Betriebszeit von mindestens 5 – 10 Jahren vorgesehen. Hiermit wird das Marktsegment der Kraft-Wärme-Kopplung auf der Basis von „Schiffsdieseln“ und kleinen Gasturbinen angestrebt. Ein sich in der Industrie immer weiter (steigende Strompreise und sinkende Versorgungssicherheit durch Wind und Sonne) verbreitendes Konzept. Hinzu kommen die Inselnetze in abgelegenen Regionen (Kleinstädte), Bergwerke und Produktionsplattformen auf dem Meer, Verdichterstationen in Pipelines usw. Hierfür kann ebenfalls auch die hohe Betriebstemperatur — selbst bei reiner Stromproduktion — von Vorteil sein, da sie problemlos Trockenkühlung (Wüstengebiete) erlaubt.

Die treibende Kraft hinter diesem Projekt ist — in diesem Sinne sicherlich nicht ganz zufällig — das Konsortium URENCO. Ein weltweiter Betreiber von Urananreicherungsanlagen. Solche Kaskaden aus Zentrifugen brauchen kontinuierlich gewaltige Mengen elektrische Energie. Man sucht also selbst nach einer Lösung für die immer teurere Versorgung.

Der Reaktor

Wieder ein neuer „Papierreaktor“ mehr, könnte man denken. Ganz so ist es aber nicht. Man hat von Anfang an auf erprobte Technik gesetzt. Es ist reine Entwicklungsarbeit — insbesondere für die Nachweise in einem erfolgreichen Genehmigungsverfahren — aber keine Forschung mehr zu leisten. Insofern ist der angestrebte Baubeginn 2024 durchaus realisierbar.

Fangen wir mit dem Brennstoff an. Es sind [TRISO] (TRISO) Brennelemente vorgesehen. Dieser Brennstofftyp ist bereits in mehreren Ländern erfolgreich angewendet worden. Diese Brennelemente überstehen problemlos Temperaturen von 1800 °C. Dadurch sind solche Reaktoren inhärent sicher. Gemeint ist damit, daß die Kettenreaktion auf jeden Fall infolge des Temperaturanstiegs zusammenbricht und eine Kernschmelze durch die Nachzerfallswärme (Fukushima) ausgeschlossen ist. Man braucht somit keine Notkühlsysteme, dies spart Kosten und vor allem: Was man nicht hat, kann auch nicht kaputt gehen oder falsch bedient werden. Der Sicherheitsgewinn ist dadurch so groß, daß sich alle denkbaren Unfälle nur auf den Reaktor und sein schützendes Gebäude beschränken. Nennenswerte Radioaktivität kann nicht austreten und damit beschränken sich alle Sicherheitsanforderungen nur noch auf das Kraftwerksgelände selbst. Eine „revolutionäre Feststellung“, der sich die Genehmigungsbehörden langsam anschließen. Dies hat erhebliche Auswirkungen auf die möglichen Standorte, Versicherungsprämien etc. Ein nicht mehr umkehrbarer Schritt auf dem Weg zu einem „normalen Kraftwerk“ oder einer „üblichen Chemieanlage“. Die Errichtung solcher Reaktoren in unmittelbarer Nähe zu Städten (Fernwärme) oder Industrieanlagen (Chemiepark, Automobilwerk etc.) ist nur noch eine Frage der Zeit.

Als Kühlmittel ist Helium vorgesehen. Der Reaktorkern wird aus sechseckigen Brennelementen als massiver Block aufgebaut. Mit dieser Technik besitzt GB eine jahrzehntelange Erfahrung. Kein Land besitzt mehr Betriebsjahre mit Reaktorgraphit. Der Vorteil gegenüber einem Kugelhaufen sind definierte Kanäle für das Kühlmittel und die Regelstäbe. Vor allen Dingen ergibt sich aber kein Staubproblem aus dem Abrieb der Kugeln während des Betriebs. Die notwendigen Rohrleitungen und das Gebläse zur Umwälzung des Heliums bleiben sauber. Dies erleichtert etwaige Wartungs- und Reparaturarbeiten. Der komplette Reaktor kann in einer Fabrik gebaut und getestet werden und mit einem LKW einsatzbereit auf die Baustelle gebracht werden.

Als Brennstoff dient angereichertes Uran. Die Anreicherung (< 20% U235) erlaubt einen mehrjährigen Betrieb ohne einen Brennstoffwechsel („Batterie“). Ob der Brennstoff vor Ort im Kraftwerk gewechselt werden muß oder der gesamte Reaktor zurück zum Hersteller gebracht werden kann, ist noch nicht abschließend geklärt (Strahlenschutz). Der Ansatz einer „Batterie“ verringert jedenfalls die Größe eines etwaigen Brennelementenlagers am Kraftwerk und schließt eine mißbräuchliche Nutzung praktisch aus (Proliferation). Damit ist ein solches Kraftwerk auch problemlos in „zwielichtigen Staaten“ einsetzbar. Ferner verringert sich der Personalaufwand im Kraftwerk. Ein solches Kraftwerk wäre halbautomatisch und fernüberwacht betreibbar. Was den Umfang des erforderlichen Werkschutzes anbelangt, sind die Genehmigungsbehörden noch gefragt. Eine Chemieanlage — egal wie gefährlich — kommt heutzutage mit einem üblichen Werkschutz aus, während von Kernkraftwerken erwartet wird, eine komplette Privatarmee zu unterhalten. Alles Ausgeburten von „Atomkraftgegnern“ um die Kosten in die Höhe zu treiben. Verkauft wird so etwas als Schutz gegen den Terrorismus.

Der konventionelle Teil

Man plant keinen Dampfkreislauf, sondern eine Gasturbine als Antrieb des Generators. Kein ganz neuer Gedanke, aber bisher ist z. B. Südafrika an der Entwicklung einer Heliumturbine gescheitert. Helium ist thermodynamisch zu eigenwillig und außerdem ist bei einem Kugelhaufenreaktor mit einer radioaktiven Staubbelastung zu rechnen. Bei der U-Battery hat man sich deshalb für einen sekundären Kreislauf mit Stickstoff entschieden. Vordergründig kompliziert und verteuert ein zusätzlicher Wärmeübertrager zwischen Reaktorkreislauf (Helium) und Turbinenkreislauf (Stickstoff) das Kraftwerk, aber man hat es sekundärseitig nur noch mit einem sauberen und nicht strahlenden Gas zur beliebigen Verwendung zu tun. Stickstoff ist nahezu Luft (rund 78% N2) und man kann deshalb handelsübliche Gasturbinen verwenden. Auch an dieser Stelle erscheint das wirtschaftliche Risiko sehr gering. Der Wärmeübertrager Helium/Stickstoff übernimmt lediglich die Funktion der Brennkammer eines Flugzeugtriebwerkes (Leistungsklasse). Bei der vorgesehenen hohen Temperatur von 750°C des Stickstoffs bleibt nach der Turbine noch jegliche Freiheit für die Verwendung der Abwärme (Fernwärme, Prozessdampf etc.). Die immer noch hohe Temperatur am Austritt einer Gasturbine erlaubt problemlos eine Kühlung mit Umgebungsluft ohne große Verschlechterung des Wirkungsgrades. Ein immenser Vorteil für alle ariden Gebiete.

Die Projektierer

Eine zügige Verwirklichung scheint durch die Zusammensetzung der beteiligten Unternehmen nicht unwahrscheinlich: Amec Foster Wheeler (über 40000 Mitarbeiter in 50 Ländern) mit umfangreicher Erfahrung in Öl- und Gasprojekten. Cammel Laird als Werft. Laing O’Rourke als Ingenieurunternehmen. Atkins für Spezialtransporte. Rolls Royce als international führender Produzent von Gasturbinen (Flugzeuge und Schiffe), darüberhinaus mit umfangreicher Erfahrung in der Kerntechnik.

Bemerkenswert ist die Ausweitung des Projektes auf den Commonwealth. Kanada und Indien sind bereits dabei. Läßt der „Brexit“ hier grüßen? Nach bisherigem Stand der Dinge, könnte der erste Reaktor in Chalk River in Kanada gebaut werden. Dies ist auch kein Zufall, da in Kanada bereits über 200 potentielle Standorte für einen solchen MMR ermittelt wurden. Für diese potentiellen Kunden ist bereits ein neuartiges Geschäftsmodell in Arbeit: Sie bezahlen nur die gelieferte Wärme und und die elektrische Energie. Das Kraftwerk wird dann von einer Zweckgesellschaft finanziert, gebaut und betrieben. So kann dem Kunden das wirtschaftliche Risiko abgenommen werden. Es ist nicht anzunehmen, daß irgendein Bergwerk oder eine Ölraffinerie bereit ist in das „Abenteuer Kerntechnik“ einzusteigen. Andererseits sind solche sog. „Betreibermodelle“ in der einschlägigen Industrie lange bekannt und erprobt.

Noch ein paar Daten

Der Reaktor hat einen Durchmesser von etwa 1,8 m und eine Länge von etwa 6 m. Er ist damit problemlos auf einem LKW transportierbar. Das Helium soll einen Betriebsdruck von ca. 40 bar haben und eine Austrittstemperatur von 750 °C. Damit ergibt sich eine notwendige Wandstärke von unter 100 mm. Dies ist wichtig, weil hierfür keine speziellen Schmieden bzw. Rohlinge erforderlich sind. Nur wenige Unternehmen weltweit können demgegenüber Druckbehälter für Leichtwasserreaktoren schmieden.

Als Brennstoff soll auf knapp 20% angereichertes Uran (high assay, low enriched uranium (HALEU)) verwendet werden. Damit werden die TRISO-Kügelchen hergestellt, die zu Tabletten mit einer Höhe von ca. 40 mm und einem Außendurchmesser von ca. 26 mm gepreßt werden. Aus diesen werden die sechseckigen Brennelemente mit einer Kantenlänge von 36 cm und einer Höhe von 80 cm aufgebaut. Sie enthalten alle Kanäle für Regelstäbe, Instrumentierung usw. Der Kern des Reaktors besteht aus je 6 Brennelementen in 4 Lagen übereinander. Er beinhaltet etwa 200 kg Uran. Dies reicht für einen ununterbrochenen Vollastbetrieb von 5 Jahren.

Eine Doppelblockanlage (2 x 4 MWel) erfordert einen Bauplatz von ca. 10 x 12 m (Reaktoren, Wärmeübertrager und Turbinen im „Keller“, Halle für Wartungsarbeiten darüber). Hinzu käme noch Platz für Schaltanlagen, Kühler, Büros etc.

Es wird von Baukosten zwischen 45 bis 78 Millionen € für eine Doppelblockanlage ausgegangen (5600 bis 9750 €/KW). Das mag auf den ersten Blick hoch anmuten, aber man bewegt sich mit dieser Leistung von 8 MWel im Marktsegment der sog. Dieselmotoren-Kraftwerke. Hinzu kommen in entlegenen Standorten noch die meist höheren Kosten für den Dieselkraftstoff. Der für die „U-Battery“ ermittelte Strompreis von 9 Cent/KWh dürfte somit für den angepeilten Kundenkreis sehr attraktiv sein.

Inzwischen gibt es eine sehr enge Kooperation zwischen Kanada und GB. Ein paralleles, aber kooperatives Genehmigungsverfahren zeichnet sich ab. Weiterhin sind Indien, Japan, Polen, USA und Neuseeland bereits mit im Boot. Vielleicht schon die erste Morgendämmerung, wohin die Reise von GB nach dem Brexit geht? Jedenfalls nicht in das Rest-Europa, in dem unsere Kanzlerin so gut und gerne lebt.

SMR, aktualisierter Stand

In der letzten Zeit kommt erneut Bewegung in die Entwicklung „kleiner“ Reaktoren. Anlass für eine Aktualisierung.

Was genau, soll ein SMR sein?

Die Definition eines „SMR“ (Small Modular Reactor) ist etwas vage. In den USA beruht sie auf dem ENERGY POLICY ACT von 2015. Im Abschnitt 608 „Treatment of Modular Reactors“ ist sie wie folgend definiert: Ein Kraftwerk mit höchstens 1300 MWel Gesamtleistung, welches aus mindestens zwei Blöcken mit einer elektrischen Leistung von 100 bis 300 MWel besteht. Dies ist eine etwas sehr geschraubte Definition, aber Politiker und Juristen brauchen wohl so etwas. Wenigstens wird nichts über die anzuwendende Technik vorgeschrieben. Inzwischen gibt es SMR-Entwürfe mit den Kühlmitteln Wasser, Edelgas, Salzschmelze und Flüssigmetall in der Entwicklung.

Zu welchen technischen Verrenkungen solche politischen Akte dann führen, sieht man am Projekt von NuScale Power: Dort werden zwei Reaktoren mit einer äquivalenten Leistung von je 50 MWel auf eine gemeinsame Turbine vorgeschlagen. Förderkriterium erfüllt. Es gibt aber zahlreiche Anwendungen, wo durchaus eine kleinere (thermische) Leistung sinnvoller ist: Kleine Städte in abgelegenen Regionen (Sibirien), Militärische Stützpunkte auf Inseln (China), Ölförderung und Minen (Kanada) etc. Wie es ausschaut, sind genau hier die ersten Anwendungen zu erwarten.

Weltmarkt

Im Jahr 2016 bestand der weltweite Primärenergieverbrauch zu 85% aus fossilen Energieträgern (33% Öl, 28% Kohle und 24% Erdgas). Demgegenüber ist die Kernenergie mit 5% geradezu vernachlässigbar. Sie wurde (nahezu) ausschließlich in der Stromversorgung eingesetzt. Dies hat sie übrigens mit den wetterabhängigen Energieformen Wasserkraft (7%) und „Renewables“ (3%) gemeinsam.

Der Bedarf an elektrischer Energie wird weltweit weiter ansteigen. Nach Schätzungen gibt es derzeit 1,2 Milliarden Menschen, die über keinen Stromanschluss verfügen und fast 3 Milliarden Menschen, die nicht einmal einen Kochherd besitzen. Alles Menschen, die alles dafür geben ihren mittelalterlichen Verhältnissen zu entfliehen – ganz im Gegenteil zu gewissen übersättigten Kreisen bei uns, deren falsches Ideal genau diesem Leben im vorindustriellen Zeitalter entspricht.

Will man in den Weiten Afrikas, Indiens usw. Kernenergie nutzbar machen, sind kleine Reaktoren der einzig gangbare Weg. Mit der heutigen Standardgröße von 1000+ MWel ist sonst der jahrzehntelange Weg über fossile Kraftwerke und großflächige Netze nötig. Um es an dieser Stelle deutlich zu sagen, wer das nicht will, muß unserer Erde noch zweimal Europa oder noch einmal China mit seinen fossilen Kraftwerken zusätzlich zumuten. Ob nun in Deutschland 40 Kohlekraftwerke geschlossen werden oder nicht, ist dafür nur der berühmte Tropfen auf den heißen Stein. Ganz nebenbei ist diese Frage auch der Lackmustest für alle „Klimaschützer“: Geht es wirklich um „Klimaschutz“ oder doch nur um „Gesellschaftsveränderung“?

Letztendlich wird der Preis pro installiertem Megawatt entscheiden. Er dürfte grundsätzlich höher sein, als bei fossilen Kraftwerken. Jedenfalls solange, wie man die bürokratischen Anforderungen aufrecht erhält. Allerdings muß man neben den höheren Brennstoffpreisen auch die notwendige Infrastruktur berücksichtigen: Ein Gaskraftwerk ist nur dann günstiger, wenn bereits eine geeignete Gasversorgung vorhanden ist. Für ein Kohlekraftwerk muß eine Eisenbahnlinie vorhanden sein. Hier kann ein SMR seinen Vorteil des geringen Kernbrennstoffverbrauchs – gerade in flächigen Ländern mit schlechter Infrastruktur – voll ausspielen.

Der wirtschaftliche Blickwinkel

Üblicherweise werden bei Kraftwerken die spezifischen Produktionskosten mit zunehmender Leistung kleiner. Dies betrifft sowohl die spezifischen Investitionskosten (EUR/MW), wie auch die Betriebskosten (EUR/MWh). Bei Kernkraftwerken ergibt sich aber eine Besonderheit: Hohe Finanzierungskosten (Investition) bei nahezu vernachlässigbaren Brennstoffkosten. Eine wesentliche Ursache für die hohen Finanzierungskosten ist die lange Projektdauer. Vom ersten Beschluss ein Kraftwerk zu bauen, bis zur ersten Stromproduktion vergehen oft Jahrzehnte. In dieser langen Zeit summieren sich die Zinsen und Zinseszinsen zu beträchtlichen Schuldenbergen.

Wichtig dabei ist, daß die „Bauzeit“ weniger von der Größe abhängt, als von der Stückzahl. Wenn man nahezu baugleiche Kraftwerke in Serie baut – wie einst in USA und Frankreich und heute in China – kann man auch Großkraftwerke in wenigen Jahren erstellen. Es kommt viel mehr auf die Organisation und das Vorhandensein von erfahrenen Fachkräften an. Negativbeispiele sind hierfür die Projekte von Areva in Finnland und Frankreich und die Baustellen des AP-1000 in den USA. Immer, wenn man mit unerfahrenem Personal „neue“ Typen baut, geht alles schief, was nur schief gehen kann – und darüber hinaus. Es ist deshalb nicht verwunderlich, daß beide Modelle in China – obwohl wesentlich später begonnen – als erste fertig werden.

Genau diesen Umstand versucht man durch eine industrielle Serienproduktion bei den SMR zu umschiffen. Allerdings liegt darin auch die größte Schwierigkeit. Für ein so komplexes Gebilde wie ein Kernkraftwerk, gibt es nur Parallelen im Flugzeugbau. Hier wie dort, kostet es Milliarden, bis ein neues Modell bis zur Serienreife entwickelt ist. Der Weltmarkt für Verkehrsflugzeuge reduziert sich daher nahezu auf zwei Konzerne.

Momentan sind hierzu nur die USA in der Lage. Nur sie verfügen über das notwendige Kapital und die fachliche Infrastruktur. Wohl gemerkt, es geht nicht darum mal einen kleinen Reaktor zu bauen, sondern eine ganz neue Industrie zu erschaffen.

Die nationale Sicherheit

Letztendlich ist der Erfolg von SMR eine rein politische Frage. Will man oder will man nicht. Bemerkenswert in diesem Zusammenhang sind die Diskussionen in Großbritannien. Dort will man immer stärker, nachdem man bereits schmerzlich erfahren hat, was Deindustrialisierung für Folgen hat. Man ist sich aber darüber im Klaren, daß es ohne einen (finanziell) starken Partner nicht geht. Eine europäische Lösung erscheint immer unwahrscheinlicher – nicht nur wegen des Brexit. Die Chinesen klopfen bereits an der Tür. Wahrscheinlich bleibt nur die atlantische Verbindung übrig.

In den USA spielt die SMR-Lobby nun verstärkt die Karte der „Nationalen Sicherheit“ aus. Dafür gibt es zwei gewichtige Argumente. Eins ist die bereits im Verborgenen existierende Industrie für Schiffsreaktoren. Sie baut bereits in Kleinserien erfolgreich „SMR“. Seit der Diskussion über die Kostenexplosion bei der neusten Trägergeneration ist man einer Öffnung in Richtung ziviler Technik nicht mehr so abgeneigt. Die andere Argumentationsschiene betrifft die Weiterverbreitung von Kernwaffen. Durch ihre technologische Führung konnte die USA die Trennung von ziviler und militärischer Technik bei der Lieferung von Kernkraftwerken erfolgreich steuern. Heute gibt es aber mit Rußland (in Iran) und China (in Pakistan) zwei Spieler, die wesentlich lockerer mit diesem Problem umgehen. Wollen die USA weiterhin Einfluß ausüben, müssen sie schnellstens etwas neues bringen. Besonders für Staaten, die noch gar keine friedliche Nutzung der Kernenergie haben.

Die Förderung

Kein (privates) Energieversorgungsunternehmen kauft heute noch ein völlig neues Modell. Das wirtschaftliche Risiko ist einfach zu groß. Dies gilt um so mehr in einer Welt, in der aus ideologischen Gründen bestimmte Energieformen besonders bevorzugt und subventioniert werden. Planwirtschaft wuchert wie Krebs in einer Volkswirtschaft und verdrängt systematisch technische und wirtschaftliche Kriterien. Am Ende steht der erlebte Zusammenbruch solcher Systeme.

In der realen Welt hofft man deshalb die politischen Fehlentscheidungen durch Forschungsförderung, Risikoübernahme, Subventionen etc. wieder zu heilen. Die SMR-Entwicklung ist dafür ein Paradebeispiel. Erst hat man ein bürokratisches und unkalkulierbares Genehmigungsverfahren erschaffen, welches man nun durch den Einsatz weiterer Steuergelder zu heilen versucht. In den USA hat man ein spezielles Förderprogramm für die Genehmigung von SMR als Leichtwasserreaktoren aufgelegt. Alle anderen Typen werden noch auf der Ebene von Forschungsreaktoren behandelt – Realisierung, wenn überhaupt, erst in Jahrzehnten zu erwarten.

Wenn man dann ein genehmigtes Modell hat, ist es trotzdem immer noch ein „Papierreaktor. Man muß dann noch jemanden finden, der auch einen gebaut haben will. Das ist der wesentliche Unterschied zwischen Kerntechnik und z. B. Flugzeugbau. Selbst wenn man einen Prototyp hat, kann man noch keine Bestellungen einsammeln, da auch für die Kunden nahezu unkalkulierbare politische Hürden existieren. Um es kurz zu machen, wenn Politik und Gesellschaft nicht radikal neu über das notwendige Eingehen von Risiken (Kern-, Gentechnik, Digitalisierung usw.) nachdenken, wird man generell keine Neuentwicklungen in den sog. Demokratien durchführen können – mit der Konsequenz, daß sich diese Gesellschaftsform durch Stagnation selbst abschafft. Vielleicht ist aber genau das, das wahre Ziel der „Großen Transformation“.

Im Moment sieht es so aus, daß man sich dessen zumindest in den USA und GB bewußt ist und deshalb die Frage der Energieversorgung auf die Ebene der „nationalen Sicherheit“ hievt, was nichts anderes heißt, daß der Staat für seine selbst geschaffenen Regularien auch die finanzielle Verantwortung übernehmen muß. Zahlen muß sowieso immer die Gesellschaft. Die Ebene der Steuermittel mit vorausgehenden Haushaltsberatungen und politischen Abwägungen der Einsatzzwecke ist jedoch wesentlich demokratischer, als das deutsche Modell der Zwangsgebühren, die nichts weiter als Schattenhaushalte sind.

So ist man in den USA auf gehandelt 20 Milliarden Dollar an bereitzustellenden Haushaltsmitteln für die „neue Kerntechnik“ angekommen. Wer Sicherheit will, muß dafür Geld bereitstellen. Anders als bei Rüstungsausgaben kann man allerdings von höheren Rückflüssen ausgehen.

Die internationale Situation

Jedenfalls ist die Kerntechnik weltweit alles andere als tot. Interessant ist die Liste der unterschiedlichen SMR-Projekte im Jahr 2017 in alphabetischer Reihenfolge der Länder: Argentinien (1), China (4), Dänemark (1), Frankreich (1), Indien (1), Japan (5), Kanada (2), Korea (1), Rußland (15), Südafrika (2), UK (1), USA (11).

Bereits im Bau befinden sich der CAREM-2S in Argentinien, der KLT-40S in Rußland und der HTR-PM in China.

Weit fortgeschritten im Genehmigungsverfahren bzw. der Konstruktion und damit kurzfristig baubar wären: SMART in Korea, RITM-200, BREST300-OD, SVBR und ABV-6M in Rußland, PRISM, NuScale, und mPower in den USA, PBMR-400 in Südafrika, 4S und GTHTR300 in Japan, ACP100 in China.

Bei den bereits im Bau befindlichen Reaktoren handelt es sich um erprobte Konzepte: Leichtwasserreaktoren und Kugelhaufenreaktor. Bei den kurzfristig realisierbaren Reaktoren kommen noch Reaktoren mit Natrium und Blei als Kühlmittel hinzu. Beides ebenfalls erprobte Konzepte mit teilweise Jahrzehnten Betriebserfahrungen zumindest als Prototypen.

Als einziger Reaktor mit kurzfristigem Potential für die Großserie scheint sich der Entwurf von NuScale Power heraus zu kristallisieren. Hoch modular, da nur eine Leistung von 50 MWel pro Reaktor. Voll integrierte Bauweise mit Dampferzeugern, Druckhaltung usw. in einem Behälter, daher komplett zu transportieren nach vollständigem Test in der Fabrik. Neuartiges Sicherheitskonzept als „Thermosflasche im Wasserbad“, bei dem der Austritt von Radioaktivität auch nach schwersten Störfällen ausgeschlossen ist. Wann und von wem wird die Fabrik dafür gebaut?

Die Kugelhaufen sind zurück

Weltweit tauchen Meldungen über Hochtemperaturreaktoren (HTR) mit Kugelhaufen als Kern auf. Es könnte eine Renaissance geben, wenn man es richtig anpackt.

Geschichte

Die Verwendung eines Gases als Kühlmittel geht bis auf die Anfänge der Kerntechnik zurück: 1956 ging in Calder Hall in Großbritannien das erste Magnox-Kraftwerk mit einer elektrischen Leistung von 50 MW ans Netz. Die Bezeichnung Magnox leitete sich aus dem Material für die Brennstabhüllen Magnesium und dem Kühlmittel Kohlendioxid ab. Bei dieser Werkstoffkombination ergab sich nur ein geringer Wirkungsgrad von rund 20%. Später ging man zu Brennstabhüllen aus Stahl, angereichertem Uran, höheren Drücken beim CO2 und höheren Betriebstemperaturen über. Dieser Advanced Gas Reactor (AGR) Typ ist teilweise heute noch in Betrieb, wird aber schon lange nicht mehr neu gebaut.

Das „Helium-Zeitalter“ begann 1965 in Großbritannien mit dem Dragon-Reaktor (20 MWth) und in Deutschland 1966 mit dem AVR Kugelhaufenreaktor in Jülich – eine 21 jährige Erfolgsgeschichte. Der AVR als Versuchskraftwerk ist weltweit die Mutter aller Kugelhaufen-Reaktoren bis zum heutigen Tag geblieben. Man kann mit Fug und Recht sagen, daß in Deutschland dieser mit Helium gekühlte Hochtemperaturreaktor bis zur Anwendungsreife entwickelt worden ist. Analog zu den Leichtwasserreaktoren in den USA. Ganz besonders betrifft dies die Forschung und Entwicklung der TRISO Brennelemente. Nicht auszudenken, wo der Entwicklungsstand heute wäre, wenn nicht die Wahnvorstellungen der Ökosozialisten aus SPD und Grünen über Deutschland hereingebrochen wären. Inhärent sichere Reaktoren, hohe Temperaturen auch zur Prozeßwärme, Trockenkühlung, kalte Fernwärme, Kohleveredelung: Alles deutsche Produkte, die heute weltweit (mühselig) nachvollzogen werden.

Der Unterschied

Bei Leichtwasserreaktoren (LWR) ist das Wasser Kühlmittel, Moderator („Neutronenbremse“) und Arbeitsmedium in einem. Dadurch kann man sehr kleine Kerne – nicht unbedingt Reaktoren – mit sehr hoher Leistungsdichte bauen. Genau diese hohe Leistungsdichte ist aber sicherheitstechnisch ein Problem bzw. Nachteil.

Bei den Hochtemperaturreaktoren ist das Gas ein reines Kühlmittel. Da es keinen Phasenübergang mehr gibt (vom Wasser als Flüssigkeit zum Dampf als Gas) ist der Temperatur- und Druckanstieg kontinuierlich und gemäßigt. Physikalische Explosionen sind damit ausgeschlossen. Verwendet man ein Edelgas wie Helium, sind auch chemische Reaktionen auszuschließen. Anders als bei den Störfällen von Harrisburg und Fukushima: Durch hohe Temperaturen und Trockenfallen der Brennstäbe kam es zur Wasserstoffbildung. Wie die Explosionen in Fukushima zeigten, ein ernsthaftes Sicherheitsrisiko.

Da Helium kaum mit Neutronen reagiert, wird es auch nicht aktiviert. Anders als z. B. die Kühlmittel CO2 und Wasser. Man braucht allerdings einen zusätzlichen Moderator. In diesem Falle das Reaktorgraphit der Brennelemente. Da das Bremsvermögen kleiner ist, benötigt man entsprechend mehr Volumen. Sicherheitstechnisch ist dies wiederum ein Vorteil: Man gewinnt bei einem Störfall wegen der Speicherfähigkeit wertvolle Zeit. Reaktorgraphit verträgt sehr hohe Temperaturen, ohne sich wesentlich zu verändern. Die möglichen hohen Temperaturen sind ein weiterer Sicherheitsgewinn durch passive Kühlung. Die unmittelbar nach einer Schnellabschaltung entstehende große Wärmeleistung durch den Zerfall der kurzlebigen Spaltprodukte, kann im Graphit zwischengespeichert werden. Die hohen – ohne Festigkeitseinbußen, Druckanstiege etc. – möglichen Temperaturen ergeben zur Umwelt eine große treibende Temperaturdifferenz. Die Wärmeabgabe durch Konvektion erfolgt proportional zur Temperaturdifferenz. Die Wärmeabgabe durch Strahlung sogar mit der vierten Potenz. Bei kleinen Reaktoren (Verhältnis von Oberfläche zu Volumen) ist dies ohne zusätzliche Sicherheitseinrichtungen beherrschbar. Können Brennelemente, Einbauten und Kühlmittel eine hohe Temperatur vertragen, kommt man damit automatisch zu einer inhärenten Sicherheit auch nach der Abschaltung. Ein Störfall wie in Fukushima ist – auch ohne Nachkühlung – ausgeschlossen. Es gibt keine – nicht einmal eine theoretische – Kernschmelze.

Das Arbeitsmedium

Grundsätzlich gibt es zwei Wege zur Erzeugung mechanischer Energie aus der Reaktorwärme: Über eine Heliumturbine oder eine Dampfturbine. Auch die Chinesen haben sich wie einst die Deutschen, zu einem konventionellen Dampfkreislauf entschieden. Man verfügt damit ab dem Wärmeübertrager über eine konventionelle und erprobte Kraftwerkstechnik. Wenn man unbedingt will, kann man damit einen Wirkungsgrad von nahezu 50% erzielen, wie es in modernsten Kohlekraftwerken üblich ist. Ein reines Optimierungsproblem, was bei den geringen Brennstoffpreisen eines Kernkraftwerks nicht unbedingt erforderlich ist. Wenn man bewußt auf etwas elektrischen Wirkungsgrad verzichtet, kann man Abwärme mit höherer Temperatur auskoppeln zur Verwendung in Fernwärmenetzen oder einen Trockenkühlturm verwenden. Dies wurde bereits beim THTR in Hamm-Uentrop erfolgreich vorgeführt. Die Stromerzeugung in ariden Gebieten ist ein nicht zu unterschätzender Markt. Aktuell ist z. B. Saudi Arabien und Südafrika brennend an Hochtemperaturreaktoren interessiert.

Südafrika ist bei dem Versuch einer Heliumturbine gescheitert. Zumindest die Lösung einer doppelten Aufgabe: Neuer Reaktor und neues System zur Energiewandlung, war absehbar eine Überforderung. Die unvermeidbare Verunreinigung des Heliums durch Graphitabrieb und Spaltprodukte führt zu dauerhaften Wartungsproblemen. Es sprechen aber auch grundsätzliche thermodynamische Überlegungen gegen eine Heliumturbine. Helium hat eine sehr geringe Dichte bei hoher Schallgeschwindigkeit. Bei der Entspannung in einer Düse ergeben sich sehr hohe Strömungsgeschwindigkeiten bzw. sehr hohe Schaufelgeschwindigkeiten im Verdichter. Beides führt zu notwendig hohen Drehzahlen. Ferner benötigt man bei Helium für ein vorgegebenes Druckverhältnis wesentlich mehr Stufen und Zwischenkühler als z. B. bei Luft. Zusätzlich muß man wegen der geringeren spezifischen Wärmekapazität des Heliums auch noch wesentlich größere Volumenströme umwälzen. (Hinweis für Thermodynamiker: Abschätzung über die Adiabatengleichung unter Berücksichtigung der unterschiedlichen Exponenten vornehmen.) Vermeintliche Vorteile hoher Temperaturen und Einkreissysteme werden so schnell wieder aufgefressen.

Der Brennstoff

Wie schon die Bezeichnung Kugelhaufenreaktor vermuten läßt, besteht der Kern aus Kugeln. Basis dieser Kugeln sind die TRISO (Tri-coated Isotropic) Elemente. Ein winzig kleiner Kern aus Brennstoff ist von mehreren Schichten Reaktorgraphit und einer Schutzschicht aus Siliciumcarbid ummantelt. Dies ist ein sehr flexibles Konzept. Das Brennstoffpartikel hat einen Durchmesser von weniger als einem halben Millimeter und besteht chemisch aus Oxiden oder Karbiden. Es kann aus Uran-, Plutonium- oder Thoriumisotopen im geeigneten Mischungsverhältnis bestehen. Die Kohlenstoffschichten dienen als Moderator und als Puffer für Spaltgase. Die Siliciumcarbid-Schicht dient als „Brennstoffhülle“ zur Zurückhaltung der Spaltprodukte. Das fertige TRISO-Element ist ein Kügelchen von etwa einem Millimeter Durchmesser. Aus diesen Kügelchen preßt man nun Kugeln von 50 mm Durchmesser, die noch mit einer weiteren Schutzschicht aus Graphit überzogen werden. Es ergeben sich – chemisch wie mechanisch – sehr widerstandsfähige, tennisballgroße Brennelemente.

An dieser Stelle sei vermerkt, daß man diese TRISO-Elemente auch zu Brennstäben pressen kann. Diese werden in hexagonale „Bausteine“ aus Graphit eingesetzt, aus denen man einen Kern „aufmauern“ kann. Diese Bausteine enthalten Kanäle in denen das Gas gerichtet strömen kann und auch Kontrollstäbe etc. eingesetzt werden können. Das ist das andere derzeit verfolgte Konzept für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren. Mit ihm lassen sich auch größere Reaktoren bauen.

Ein Haufen ist ein Haufen

Die Idee, einen schlanken Silo zu bauen und den von oben kontinuierlich mit Kugeln zu befüllen, erscheint als eine verblüffend einfache Idee. Die sich ergebenden Hohlräume zwischen den Kugeln dienen dabei dem Kühlmittel Helium zur Durchströmung. Aber wo Licht ist, ist auch Schatten. Jeder Kern eines Reaktors hat unterschiedliche Zonen mit unterschiedlichem Neutronenfluß und damit unterschiedlicher Leistung. Bei ortsfesten Brennelementen kann man z. B. über eine unterschiedliche Anreicherung diese Effekte ausgleichen. Bei einem stetig rutschenden Kugelhaufen geht das nicht.

  • Die Wege und die Durchlaufzeit einer einzelnen Kugel sind nicht vorhersagbar.
  • Man kann in dieser Schüttung praktisch keine Regelstäbe oder Meßsonden einbauen.
  • Die Strömungsverhältnisse des Kühlgases sind unbestimmt.

Dies führt alles zu stark unterschiedlichen Temperaturen, der eine Kugel bei einem Durchlauf ausgesetzt war. Auch wenn die Austrittstemperatur stets im grünen Bereich war, sind einzelne Kugeln sehr stark erwärmt worden. Je höher die gewünschte Austrittstemperatur, um so höher auch die Anzahl überlasteter Kugeln und dadurch in das Kühlmittel freigesetzte Spaltprodukte.

Nur bei kleinen Kernen kann man die unterschiedliche Leistungsverteilung durch Reflektoren an den Behälterwänden ausreichend kompensieren. In diese Reflektorschicht kann man auch Regelstäbe zur sicheren Abschaltung einführen. Zwar braucht ein Kugelhaufen nicht so viele Regelstäbe, da er ja kontinuierlich mit frischen Elementen beschickt wird und nicht den gesamten Brennstoff für den Zyklus schon am Anfang in sich haben muß (Überschußreaktivität), aber ganz kann man nicht darauf verzichten. An dieser Stelle wird klar, daß Kugelhaufenreaktoren nur als Kleinreaktoren (SMR) geeignet sind. Mit zunehmender Größe, kehren sich die Vorteile schnell in Nachteile um. Deshalb auch die andere Entwicklungsschiene, aus TRISO-Kügelchen Brennelemente als Bausteine herzustellen.

Die Sicherheit

Wenn man sich auf kleine Leistungen und moderate Austrittstemperaturen beschränkt, erhält man einen nahezu „unkaputtbaren“ Kernreaktor. Der Versuchsreaktor AVR hatte eine Leistung von 46 MWth und eine elektrische Leistung von 15 MWel. Die in China in Bau befindliche Weiterentwicklung eine thermische Leistung von 250 MWth pro Modul bei noch vernünftigen Austrittstemperaturen von 750 °C. Was spricht eigentlich wirklich gegen diese Bandbreite? Es gibt zwei riesige Märkte für „kleine“ Reaktoren: Alle dünn besiedelten Gebiete von Alaska bis Afrika und den Markt der Kraft-Wärme-Kopplung (einschließlich Fernkälte) in Ballungsgebieten. Hier kommt es auf geringen Personalaufwand für den Betrieb (möglichst automatisch) und Robustheit (Sicherheit, Zuverlässigkeit und geringe Wartung) an. Wer ein Kernkraftwerk, wie einen Schiffsdiesel baut, dem stehen hier alle Türen offen. Es ist kein Zufall, daß sich gerade Saudi Arabien für den chinesischen HTR interessiert: Ein riesiges Land, was konventionelle Stromnetze sehr teuer macht. Lokaler Bedarf nicht nur an elektrischer Energie, sondern immer auch gleichzeitig an Kälte (Klimatisierung) und Trinkwasser, bei gleichzeitigem Mangel an Kühlwasser für konventionelle Kraftwerke. Ähnliches gilt für Südafrika: Es mangelt nicht an Energie (riesige Kohlevorräte), sondern an Kühlwasser für Kraftwerke.

Die Temperaturfrage

Wir verfügen noch mindestens für Jahrhunderte über ausreichend billige fossile Energien. Je weniger man davon für Stromerzeugung und Heizung verfeuert, je länger kann man die Preise stabil halten. Es besteht also für Jahrzehnte gar keine Notwendigkeit für nukleare Prozeßwärme mit hohen Temperaturen und damit auch kein Markt! Schon allein, wenn man das Erdgas, was man heute in Kraftwerken verfeuert, zur (billigen) Wasserstoffproduktion verwendet, kann man damit die Weltmärkte überschwemmen.

Mit der Temperatur steigt der technische Aufwand exponentiell an. Temperatur ist in der Kraftwerkstechnik der Kostentreiber Nummer eins. Die Kerntechnik leidet aber bereits unter den Investitionskosten. Es ist dringend ein umlenken in die andere Richtung notwendig. Keine exotischen Experimente (Heliumturbine), sondern Einsatz erprobter Technik. Dampfturbinen mit unter 600 °C Eintrittstemperaturen um bei handhabbaren Werkstoffen zu bleiben.

Nimmt man dies als Richtwert, kommt man beim Reaktor deutlich unter 800 °C Austrittstemperatur an. Bei TRISO-Elementen ist die im Störfall freigesetzte Menge an Spaltprodukten stark temperaturabhängig. Nicht nur die maximale Temperatur im Störfall, sondern auch durchaus der Temperaturverlauf im Betrieb sind bestimmend. Je weiter man von den Grenzwerten Abstand hält, um so geringer ist die Freisetzung ins Helium. Je sauberer das Helium ist, je kleiner die potentielle Strahlenbelastung der unmittelbaren Umgebung.

Dies muß ja niemanden von der Jagd nach Temperaturrekorden abhalten. Es wird hier nur für einen ingenieurmäßigen, evolutionären Weg plädiert. Kein Ingenieur hat bei der Entwicklung der Verkehrsflugzeuge gleich Schallgeschwindigkeit gefordert. Vielleicht von geträumt, aber realistischer Weise nicht unmittelbar angestrebt.

Zusammenfassung

Wenn man konsequent die (derzeitigen) Grenzen der Technik akzeptiert und sich auf die Vorteile der Kugelhaufenreaktoren besinnt, kann man sehr schnell einen Durchbruch erzielen. Der PC hat seinen Siegeszug nicht angetreten, weil er in Konkurrenz zu Großrechnern angetreten ist, sondern weil er das „persönliche“ in den Vordergrund gestellt hat. Rausgekommen sind heute Rechner, die mehr leisten, als Großrechner in den 1960er Jahren und das zu einem „Mitnahmepreis“.

Für die Kugelhaufenreaktoren heißt das:

  • Konsequente Betonung der Sicherheit. Es ist möglich einen Rektor zu bauen, der so sicher ist, daß man ihn in einem Wohngebiet bedenkenlos aufstellen könnte.
  • Schwerpunkt auf einen automatischen Betrieb mit Fernüberwachung und geringem Wartungsaufwand.
  • Senkung der Investitionskosten durch Besinnung auf handelsübliche Technik.

Für die öffentliche Akzeptanz sind medienwirksame Vorführungen an Demonstrationskraftwerken notwendig: Trennung bei voller Last vom Netz, völliger Verlust des Kühlgases usw. Nachweis ist dabei, daß nicht mehr an Strahlung als aus einem konventionellen Kraftwerk die Grundstücksgrenze übertritt. Nur so, kann der Angstindustrie und ihrer Propaganda wirksam entgegen getreten werden.

Für die Fachwelt der Kunden (Stadtwerke, Industrie, usw.) steht die Bedienbarkeit und die Kosten im Vordergrund. Nichts ist vertrauenserweckender, als eine vertraute Technik (z. B. konventionelle Dampfturbine), mit der man sich auskennt und Erfahrung (Werkstofftechnik, Schweißtechnik etc.) hat. In diesem Sinne, kann man den Kollegen in China nur viel Erfolg auf ihrem eingeschlagenen Weg wünschen.

PRISM das moderne Entsorgungszentrum? Teil 1

Von den populistischen „Argumenten“ gegen die Kernenergie, ist praktisch nur noch eines öffentlichkeitswirksam: Die „ungelöste Entsorgungsfrage“. Aus diesem Grunde, wird in den Medien – zumindest in Deutschland – nur äußerst zurückhaltend über Entwicklungen berichtet, die über das bloße Vergraben hinausgehen.

In England wird seit einigen Jahren ernsthaft über den Bau des sogenannten Power Reactor Innovative Small Module (PRISM) von GE-Hitachi diskutiert. Hintergrund ist der stetig wachsende Plutoniumberg aus der Wiederaufbereitungsanlage. Inzwischen lagern zwischen 100 und 150 Tonnen auf der Insel. Es geht dabei um die sinnvollste Verwendung. Ein „verbuddeln und vergessen“ nach deutschen Vorstellungen, scheidet für GB ohnehin aus. Vielmehr ist man bestrebt, das Gefahrenpotential des „Atommülls“ auf einige hundert Jahre zu begrenzen. Ein Zeitraum, den man unstrittig durch technische Bauten sicher beherrschen kann. Man holt dadurch das Problem von der wenig fassbaren moralischen Ebene – irgendwelcher „Ethikkommissionen“ – auf die berechenbare Ebene der Ingenieurwissenschaften zurück.

Ein Weg – und beileibe nicht der einzige – ist die Nutzung und Beseitigung abgebrannter Brennelemente durch einen mit Natrium gekühlten Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum und metallischem Brennstoff: Dem PRISM. Nichts von der Erfindermesse, sondern ein Stück erprobter Technik. Sein unmittelbarer Vorläufer, der EBR II, war 30 Jahre erfolgreich in Betrieb (bis 1994). Ein PRISM-Kraftwerk mit 1866 MWel würde rund zwei Tonnen abgebrannter Brennelemente pro Jahr verbrauchen und damit die gleiche Menge Strom erzeugen, wie Kohlekraftwerke durch die Verbrennung von sechs Millionen Tonnen Steinkohle.

Warum schnelle Neutronen?

Mit hinreichend schnellen Neutronen kann man alle schweren Kerne spalten. Ausdrücklich auch U238, alle Plutoniumisotope und die minoren Aktinoiden (Americium, Curium, Neptunium usw.). Letztere sind für die Langlebigkeit des Atommülls verantwortlich. Gelingt es sie zu spalten, bleiben nur noch Spaltprodukte mit einer Halbwertszeit von unter 30 Jahren übrig. Allerdings hat die Sache einen entscheidenen Harken: Die Reaktionsquerschnitte sind nicht nur stoffabhängig, sondern auch sehr stark energieabhängig. Mit anderen Worten, nimmt die Wahrscheinlichkeit für eine Spaltung mit schnellen Neutronen stark ab.

Eine selbsterhaltende Kettenreaktion läßt sich nur mit U235 (in der Natur vorkommend) und U233. (aus Thorium erbrütet), sowie Pu239 (aus Uran erbrütet) aufrecht erhalten. Auch deren Spaltquerschnitte sind für langsame thermische Neutronen um Größenordnungen geeigneter. Will man also einen schnellen Reaktor bauen, braucht man wesentlich höhere Anteile an Spaltmaterial. Allerdings steigt auch die Anzahl der freigesetzten Neutronen mit der Energie der spaltenden Neutronen an.

An dieser Stelle ergeben sich die drei Varianten des PRISM-Reaktors, die sich nur durch die Zusammensetzung des Kerns unterscheiden:

  1. Der Brenner. Er verbraucht – wie ein Leichtwasserreaktor – mehr Spaltstoff als beständig neu entsteht. Man muß diese Verluste stetig aus abgebrannten Brennelementen ersetzen. Dies wäre eine reine „Abfallverbrennungsanlage“.
  2. Der Selbsterhalter. Er stellt ziemlich genau so viel Pu239 beim Betrieb gleichzeitig her, wie er auch verbraucht. Die Spaltungen müssen nur durch U238– z. B. aus dem Abfall der Anreicherungsanlagen – ergänzt werden.
  3. Der Brüter. Dies ist die wohl bekannteste Variante. Ein solcher Kern erzeugt mehr Pu239., als er selbst verbraucht. Entscheidendes Maß ist bei diesem Typ die sogenannte Verdoppelungszeit. Damit ist die Zeitdauer gemeint, in der ein Reaktor so viel Überschussplutonium produziert hat, wie man braucht, um damit einen zweiten Reaktor in Betrieb nehmen zu können. Diese Variante wird erst attraktiv, wenn die Preise für Natururan explodiert sind. Also erst in sehr ferner Zukunft.

Es ist bei allen drei Varianten sinnvoll, die Spaltprodukte von Zeit zu Zeit abzutrennen. Allerdings haben sie nicht die Bedeutung, die sie bei Leichtwasserreaktoren haben, da ihre Einfangquerschnitte (und dadurch verursachte Neutronenverluste) für hohe Energien recht klein sind. Der Abbrand kann bei schnellen Reaktoren rund fünfmal so hoch sein, wodurch sich eine Wiederaufbereitung wesentlich vereinfacht und nicht so oft geschehen muß (Kosten).

Warum Natrium als Kühlmittel?

Wenn man einen schnellen Reaktor bauen will, muß man ein Kühlmittel verwenden, das Neutronen praktisch nicht abbremst. In diesem Sinne, kommen praktisch nur drei Stoffe in Frage: Natrium, Blei und Helium. Natrium besitzt in allen relevanten Eigenschaften klare Vorteile, sodaß es nicht verwunderlich ist, daß praktisch alle schnellen Reaktoren (über 20 in 8 Ländern) mit Natrium gekühlt wurden. Einzige Ausnahme bilden die sieben Blei-Wismut-Reaktoren der U-Boote der Alpha-Klasse in der Sowjetunion. Sie sind gerade an den Eigenschaften des Blei gescheitert (hohe Schmelztemperatur, die eine ständige Beheizung erfordert; große Korrosionsprobleme; hohe Pumpleistung; starke Aktivierung durch die Bildung von Po210. Je eingehender man sich mit Kühlmitteln beschäftigt, gibt es für ein Kernkraftwerk (zur reinen Stromerzeugung) lediglich zwei optimale Kühlmittel: Wasser für thermische und Natrium für schnelle Reaktoren.

Natrium ist wegen seines elektrischen Widerstandes hervorragend für den Bau von elektromagnetischen Pumpen ohne bewegliche Teile und damit ohne Dichtungsprobleme geeignet.

Bei Natrium braucht man immer einen zusätzlichen Zwischenkreislauf. Der Neutronenfluß bildet Na24, welches ein harter γ.-Strahler ist. Das primäre Natrium muß deshalb gut abgeschirmt werden. Außerdem besteht bei Leckagen im Dampferzeuger die Gefahr der Wasserstofferzeugung und der Bildung von NaOH. Wasserstoff ist ein guter Moderator, der zu einer Beschädigung des Kerns durch einen Reaktivitätssprung führen könnte.

Die Gefahr von Natriumbränden wird meist überschätzt. Natrium hat eine hohe Verdampfungswärme bei hoher Verdampfungstemperatur. Dies führt zu einer geringen Verdampfungsrate während der Verbrennung – dem Feuer mangelt es an Nahrung. Die Verbrennung von Natrium in Luft setzt nur etwa ein Viertel der Energie, wie Benzin frei. Bei dem klassischen Brandversuch in einer offenen Wanne, bilden sich nur wenige Zentimeter hohe Flammen und in einem Meter über den Flammen herrscht nur eine Temperatur von rund 100 °C. Die bei der Verbrennung entstehenden Na2 O und Na O – Aerosole reagieren in Luft unter Anwesenheit von Wasserdampf und Kohlendioxid weiter zu Na OH und Na2 CO3. Diese Aerosole erfordern anschließend gründliche Reinigungsarbeiten, da sie elektrische Anlagen zerstören können und giftig sind.

Natrium besitzt sehr gute Korrosionsschutzeigenschaften, da es leicht mit Sauerstoff reagiert. Erst oberhalb von 50 ppm besteht für gewisse Stähle eine Korrosionsgefahr im flüssigen Natrium. Dieser Wert ist problemlos über eine Kältefalle (Im Prinzip ein Topf, durch den ein Teilstrom von weniger als 5% des Kreislaufes sehr langsam hindurch strömt) auf 10 bis 25 ppm zu halten. In der Kältefalle kristallisiert das Na2Oa bei unter 200 °C aus.

Warum metallischer Brennstoff?

Metallische Brennstoffe ermöglichen die höchsten Brutraten, da sie vollständig aus spaltbarem und brutfähigen Material bestehen könnten. Sie liefern das härteste Neutronenspektrum, da sie nur aus den schwersten Kernen bestehen. Die Folge ist, daß rund 25% der erzeugten Energie aus der direkten Spaltung von U238. stammen können.

Metalle sind ausgezeichnete Wärmeleiter und vertragen sehr schnelle Temperaturänderungen. Im Gegensatz dazu sind Uranoxide – wie sie in allen Leichtwasserreaktoren verwendet werden – Keramiken, mit bekannt schlechter Wärmeleitung und Sprödigkeit. Sie können im Inneren bereits aufschmelzen, wenn sich ihre Randtemperatur noch kaum geändert hat und können bei schockartiger Abkühlung wie eine Teetasse zerspringen.

Metallische Brennstoffe vertragen sich ausgezeichnet mit dem flüssigen Natrium. Chemische Reaktionen, wie zwischen den Brennstabhüllen aus Zr bei Leichtwasserreaktoren und Wasserdampf gibt es nicht (Wasserstoffexplosionen in Fukushima).

Metallischer Brennstoff schwillt durch die Strahlenbelastung um bis zu 30% an. Die Brennstäbe müssen deshalb sehr viel Raum für Spaltgase besitzen. Der notwendige Anfangsspalt zwischen Hüllrohr und Brennstoff wird mit Natrium als Wärmebrücke ausgefüllt.

Man kann bei Metallen die Eigenschaften durch Legierung gezielt verändern. Plutonium hat eine zu geringe Schmelztemperatur. Der Brennstoff kann mit den Legierungsbestandteilen der Stahlhülle schädliche Eutektika bilden usw. Dies alles, hat in den USA Jahrzehnte Forschung und Entwicklung und den Test von hunderttausenden von Brennstäben erfordert. Als Optimal hat sich eine Brennstofflegierung aus Uran und Plutonium mit etwa 10% Zr in einer Hülle aus austenitischem Stahl herausgestellt.

S wie small

Von Anfang an, stand bei der Entwicklung die geometrische Größe des Reaktors im Vordergrund: Man wollte den kompletten nuklearen Teil in einer Fabrik fertigen und testen und anschließend (möglichst) mit der Eisenbahn zum Standort transportieren. Alle Einbauten, der Kern, die Pumpen, die Zwischen-Wärmeübertrager, die Lademaschine mit dem Zwischenlager und die Regelstäbe werden in einen Topf aus Edelstahl eingebaut und mit dem Deckel gasdicht verschweißt. Diesen Reaktorbehälter umschließt noch ein zweiter Sicherheitsbehälter und die Luftkühlung. All das, wird in einer Fabrik zusammengebaut und getestet und anschließend zur Baustelle transportiert und dort in das örtlich gefertigte Betonsilo eingesetzt. Damit ist die geplante Leistung auf etwa 840 MWth. begrenzt. Durch die Serienfertigung in einer spezialisierten Fabrik verspricht man sich einen bedeutenden Kostenvorteil.

M wie modular

Die Modularität bezieht sich sowohl auf einen Block selbst, wie auch auf ein Kraftwerk:

  • Jeder Block besteht aus dem nuklearen Teil in einem unterirdischen Betonsilo, der oberirdischen Dampferzeuger-Anlage und den konventionellen Stromerzeugungsanlagen.
  • Ein komplettes Kernkraftwerk könnte z. B. eine elektrische Leistung von 1866 MWel haben und müßte dann aus sechs Reaktoren (je 840 MWth) bestehen, die jeweils paarweise auf eine Turbine (je 622 MWel.) wirken und insgesamt drei Turbinen haben. Alle sonstigen Einrichtungen (Werkstatt, Sozialgebäude usw.) würden gemeinsam genutzt. Ein solches Kraftwerk könnte auch eine integrierte Wiederaufbereitungsanlage beinhalten.

Die interne Unterteilung zielt auf eine potentielle Kosteneinsparung ab: Lediglich der Reaktor in seinem Betonsilo müßte dem Sicherheitsstandard „nuclear grade“ entsprechen. Bereits die Dampferzeugungsanlage in ihrem separaten Gebäude sollte – nach Meinung von GE – nur einen „gehobenen Industriestandard“ haben. In wie weit die Genehmigungsbehörden dieser Argumentation folgen werden, ist noch nicht ganz eindeutig zu beantworten.

Die Zusammenfassung von zwei Reaktoren mit Dampferzeuger und einer Turbine zu jeweils einer Einheit, zielt auf eine hohe Verfügbarkeit und einen kostengünstigen Ausbau eines Standortes ab. Sobald eine Einheit fertig ist, kann diese bereits Geld verdienen, während der Ausbau des Kraftwerkes weiter läuft. Die heute übliche Vorfinanzierung der gesamten Summe entfällt. Später, hat das Kraftwerk eine sehr hohe Verfügbarkeit bei guten Wirkungsgraden. Letztendlich muß die Praxis zeigen, welcher Weg der günstigere ist. Rußland beispielsweise, versucht es über möglichst große Blöcke.

Das Sicherheitskonzept

PRISM setzt konsequent auf eine passive oder inhärente Sicherheitstechnik. Der völlige Stromausfall (Station-Blackout) ist kein Problem mehr. Es wird lediglich eine elektrische Leistung von weniger als 200 kW für Instrumentierung, Notbeleuchtung, Rechner und Bildschirme usw. benötigt. Diese kann problemlos über Batterien bereitgestellt werden. Notstromdiesel (als Sicherheitstechnik) sind nicht mehr nötig. Die Nachzerfallswärme wird ausschließlich über eine Luftkühlung mit Naturzug abgeführt. Dazu wird die Wärme über das Reaktorgefäß und den Sicherheitsbehälter an einen umgebenden Luftspalt abgegeben. Die erwärmte Luft steigt über vier Kamine auf. Das System ist so bemessen, daß auch bei erheblichen Verstopfungen (z. B. durch Erdbeben oder Anschläge) oder dem kompletten Ausfall von zwei Kaminen oder einem völligen Verschluß der Zuluftöffnungen die Kühlung stets gewährleistet ist. Selbst bei einem völligen Ausfall von 36 Stunden tritt noch keine Kernschmelze auf. Ein Unfall wie in Fukushima, wäre damit ausgeschlossen.

Der gesamte Reaktor ist elastisch auf Federn und Dämpfern gelagert. Da sich alle Rohrleitungen und Pumpen etc. in dem Reaktorgefäß befinden, ergibt sich ein optimaler Erdbebenschutz. Dies gilt auch für Flugzeugabstürze und sonstige Einwirkungen von außen, da sich der Reaktor in einem unterirdischen Betonsilo befindet. Die Verbindung zum Dampferzeuger besteht aus Vor- und Rücklauf des Natrium-Zwischen-Kreislaufes, die ebenfalls in einem Betongraben verlegt sind. Diese Leitungen sind als Rohr in Rohr Konstruktion ausgeführt, um Natrium-Leckagen zu verhindern.

Der Dampferzeuger ist ebenfalls mit einem Mantel zur Luftführung umgeben. Wenn die eigentliche Kühlung des Kraftwerks ausfällt, kann die Wärme auch darüber abgeführt werden. Dies ist jedoch kein nukleares Sicherheitssystem im engeren Sinne, sondern dient dem Anlagenschutz.

Die Lagerung der Brennelemente

Die Handhabung der Brennelemente verläuft bei diesem Reaktor gänzlich anders als bei Leichtwasserreaktoren. Der Reaktor kann wegen des flüssigen Natriums mit seiner hohen Temperatur und Brandgefahr nicht einfach geöffnet werden. Zuerst wird das Helium als Schutzgas und Ausgleichsraum abgesaugt und durch frisches Gas ersetzt. Damit soll die Gefahr der Freisetzung radioaktiver Gase in den Sicherheitsbehälter vermieden werden. Die fest im Reaktor installierte Lademaschine entnimmt abgebrannte Brennelemente und lagert sie oberhalb des Kerns in ein Lagergestell ein. Anders als bei Leichtwasserreaktoren, verbleiben sie für mindestens 20 weitere Monate zur Abkühlung im Reaktor. Ihre Wärmeentwicklung durch den radioaktiven Zerfall ist dann soweit abgeklungen, daß sie auch ohne spezielle Kühlung keine Temperatur von 400 °C mehr überschreiten können. Dies ist für ihren metallischen Kern und die Hüllrohre aus Stahl kein Problem. Ein Brennelemente-Lagerbecken ist nicht nötig.

Ein vollautomatisches Transportfahrzeug dockt an den Reaktordeckel an, entnimmt die zu entladenden Brennelemente und fährt sie anschließend zum zentralen Lagergebäude.

All das, geschieht vollautomatisch und unter Schutzgas. Trotzdem ist ein Auslegungsstörfall der Brand des Natriums im Reaktor. Der Sicherheitsbehälter oberhalb des Reaktors ist so bemessen, daß er die freigesetzte Energie und die Temperaturen aushält. Automatische Löschanlagen mit Schutzgasen sind vorhanden.

Die Auslegungsstörfälle

Schnelle Reaktoren (SR) und Leichtwasserreaktoren (LWR) unterscheiden sich stark in ihrem Unfallverhalten. LWR stehen unter hohem Druck und werden nahe dem Verdampfungspunkt betrieben. Schon bei einem relativ kleinem Leck baut sich der Druck stark ab und das „Kühlwasser“ verdampft. Die Temperatur im Kern steigt damit steil an und nähert sich schnell den Grenzwerten. Gelingt es nicht, das Kühlwasser schnell zu ersetzen, wird der Kern zerstört (Unfall in Harrisburg). Auch nach erfolgreicher Abschaltung, kann die Nachzerfallswärme noch zur Kernschmelze führen (Unfall in Fukushima). Es kommt im weiteren Verlauf dann zur Reaktion zwischen Wasserdampf und den Brennstabhüllen mit starker Wasserstoffproduktion (zerstörende Explosionen in Fukushima).

Bei einem SR sieht der Ablauf gänzlich anders aus. Die Kombination aus metallischem Brennstoff, Brennstabhüllen aus Edelstahl und Natrium als Kühlmittel ergibt eine sehr gute Wärmeübertragung mit hoher Temperaturbeständigkeit. Chemische Reaktionen zwischen den Unfallbeteiligten sind praktisch nicht vorhanden. Mit anderen Worten: Es wird recht schnell und gleichmäßig heißer im Reaktor. Wegen der hohen Verdampfungstemperatur kann es deutlich heißer werden, ohne daß sich wesentliches ändert. Bei einem LWR reicht selbst die Nachzerfallswärme aus, den Kern zum Schmelzen zu bringen, wenn er nicht mehr mit flüssigem Wasser bedeckt ist. Bei einem SR führt die starke Temperaturerhöhung lediglich zu einem neuen Gleichgewicht zwischen „Notkühlluft“ und Reaktorgefäß. Die neue Gleichgewichtstemperatur ist so bemessen, daß sie sich noch weit von Materialgrenzwerten entfernt einstellt. Der Reaktor ist „inhärent sicher“.

Bei jedem Reaktor führen gewisse Grenzwerte zur sofortigen und automatischen Abschaltung. Beim PRISM fallen zu diesem Zweck sechs Regelstäbe in den Kern ein. Die Kettenreaktion wird dadurch in Sekundenbruchteilen unterbrochen. Zur dauerhaften Abschaltung gibt es noch ein zweites System, das Kugeln aus Borkarbid in den Kern einführt. Insofern unterscheiden sich LWR und SR kaum.

Man geht aber beim PRISM-Reaktor noch einen Schritt weiter, in dem man sich den starken Temperaturanstieg nutzbar macht. Dieser führt zu einer Reihe von Auswirkungen, die neutronenphysikalisch wirken (Dopplereffekt, Dichteänderung des Natrium, Axiale und radiale Ausdehnungen des Brennstoffs, usw.). Wichtig ist die konstruktive Gestaltung, damit der Temperaturkoeffizient der Reaktivität immer negativ bleibt (In Tschernobyl war er positiv!). In Alltagssprache: Je heißer der Reaktor wird, um so schneller bricht die Kettenreaktion von selbst zusammen. Wird die Kühlung – aus welchen Gründen auch immer – unterbrochen, schaltet sich der Reaktor von selbst ab. Er ist also auch im Betrieb „inhärent sicher“.

Der Ausfall der Umwälzpumpen im Reaktor (vier Stück) kann zu einer lokalen Überhitzung führen, die örtlich sogar zu einem Verdampfen des Natriums führen könnte. Dadurch könnte der Neutronenfluß lokal weiter ansteigen und Teile des Kerns beschädigen. Ursache sind die elektromagnetischen Pumpen, die keine rotierenden Massen haben und somit sofort ausfallen, wenn der Strom weg ist (Station-Blackout). Sie werden deshalb mit Synchronmotoren, mit extra großen Schwungmassen, parallel betrieben. Die Synchronmaschinen erzeugen im Normalbetrieb Blindleistung und schalten bei Stromausfall automatisch in den Generatorbetrieb um. So entsteht ein mehrere Minuten dauernder Auslauf der Pumpen, der lokale Überhitzungen verhindert und sanft in einen Naturumlauf überführt.

Versagt auch dieses System, werden die Gasraum-Ausdehner wirksam. Sie funktionieren nach dem Prinzip eines umgedrehten Glas im Spülbecken: Je weiter man es eintaucht, um so kleiner wird das Luftpolster infolge des steigenden Wasserdrucks. Im PRISM spielt nun der Pumpendruck auf das Natrium mit einem Gaspolster aus Argon zusammen. So wie der durch die Pumpen erzeugte Druckanstieg kleiner wird, dehnt sich das Argonpolster aus. Da das Gas eine wesentlich geringere Dichte als das flüssige Natrium hat, kann es auch weniger Neutronen in den Kern zurück streuen. Der Ausfluß erhöht sich und die Kettenreaktion bricht zusammen. Ein weiteres, völlig passives, Sicherheitssystem.

Natriumbrand im Dampferzeuger

Ein spezielles Sicherheitsproblem ist die Reaktion zwischen Wasser und Natrium. Bei ihr wird neben Energie auch Wasserstoff frei bzw. es entstehen Reaktionsprodukte, die Wasserstoff enthalten. Daraus ergeben sich folgende Ansprüche:

  • Der Dampferzeuger sollte in einem separaten Gebäude – streng getrennt vom Reaktor – stehen. Da es nur hier eine Schnittstelle zwischen Wasser und Natrium gibt, können alle Auswirkungen besser beherrscht und lokal begrenzt werden.
  • Es sollte eine Isolierung zwischen Dampferzeuger und Reaktorteil geben, um Rückwirkungen auf die Wärmetauscher im Reaktor zu verhindern.
  • Es müssen ausreichend große Abblasetanks vorhanden sein, um Natrium und Wasser möglichst schnell voneinander zu trennen, damit die Brandlasten klein bleiben. Entstandener Wasserstoff muß rekombiniert bzw. sicher abgeleitet werden, um Explosionen zu verhindern (nicht wie in Fukushima, auch noch benachbarte Gebäude zerstören.)

Der Dampferzeuger des PRISM ist ein schlanker, aufrecht stehender Behälter. Er ist nicht vollständig mit Natrium gefüllt, sondern besitzt oben einen mit Argon gefüllten Raum. Dieses Gaspolster, kann bei Störfällen etwaige Druckwellen bereits erheblich mindern. In dieses Natriumbad tauchen, zu einer Spirale gewickelte Rohre ein. In diesen strömt das Wasser und verdampft. Würde ein Rohr undicht werden, strömt Wasser bzw. Dampf unter hohem Druck in das Natrium ein und reagiert dort sofort. Die zusätzliche Energieproduktion kann zu einem Temperaturanstieg im Dampferzeuger führen. Wichtigste Gegenmaßnahme ist nun die Absperrung sowohl der Wasser- und Dampfleitungen wie auch der Natriumleitungen. Dabei sind kleine Leckagen kein Problem, da sie ein langsames Abfahren der Anlage ermöglichen.

Kommt es hingegen zu massiven Wassereinbrüchen, kann es zu einer stärkeren Temperaturerhöhung und einem steilen Druckanstieg führen. Wichtigstes Ziel ist nun, die Druckspitze zu begrenzen und die Druckwelle möglichst von den Zwischenwärmetauschern im Reaktor fern zu halten. Zur Dämpfung dient bereits das Gaspolster im Dampferzeuger. Wird der vorgesehene Druck überschritten, bersten zwei Scheiben in der Verbindungsleitung zum Abblasetank. Der Abblasetank trennt die Gase (insbesondere den entstandenen Wasserdampf) vom flüssigen Natrium. Das Natrium strömt dann weiter in Reservetanks. Bereits gebildeter Wasserstoff wird rekombiniert, um etwaige Explosionen zu vermeiden. Die Restwärme wird über die Außenluft abgeführt.

Unmittelbar hinter dem Sicherheitsbehälter des Reaktorgebäudes befinden sich Isolierventile, die sofort und automatisch schließen. Dadurch wird verhindert, daß überhaupt Reaktionsprodukte zum Reaktor gelangen können.

Schlußbetrachtung

Es gibt international viel Erfahrung aus einigen hundert Betriebsjahren mit natriumgekühlten schnellen Reaktoren. Allein in den USA ist der EBR II über 30 Jahre erfolgreich gelaufen. Man hat in ihm über 100000 Brennelemente getestet und umfangreiche Experimente der Sicherheitssysteme durchgeführt. Mehrfach wurde bei voller Leistung die Wärmesenke einfach abgestellt, um beispielsweise die Richtigkeit der Rechenprogramme zu überprüfen. Die Entwicklung ist seit dem – wenn auch stark reduziert – kontinuierlich weitergeführt worden. Bereits 1994 wurde das eingereichte Konzept von der NRC in einem 400seitigen Abschlussbericht positiv beurteilt. Seit dem, könnte eigentlich ein Kraftwerk als Demonstrationsanlge gebaut werden – wenn der politische Wille vorhanden wäre. Ob auch hier wieder China voranschreiten wird oder kann Europa (GB) noch den Anschluß halten?

Ausblick

Der zweite Teil wird sich mit der Wiederaufbereitung und der Herstellung der metallischen Brennelemente beschäftigen.

SMR Teil 3 – Innovative Reaktoren

Es gibt inzwischen unzählige Reaktorentwürfe. Es gehört praktisch zum guten Ton einer jeden Forschungsstätte sich mit einer neuen Studie zu schmücken. Je nach Mitteln und Background, reichen (meist) auch Variationen bekannter Prinzipien aus.

Es ist daher sinnvoll, auch bei der Betrachtung „kleiner“ Reaktoren (SMR) den potentiellen Markt nicht außer acht zu lassen. Die Domäne der Kernenergie ist und bleibt die Erzeugung elektrischer Energie. Dies liegt einerseits an der universellen Verwendbarkeit von „Strom“ und andererseits an Gewicht und Volumen eines Kernreaktors. Die Untergrenze für den technisch/wirtschaftlichen Einsatz ist ein Schiff.

Zwar ist die Wärmeerzeugung immer noch mit großem Abstand die überragende Energieanwendung, aber nur ein geringer Bedarf entfällt davon auf Hochtemperatur-Wärme (chemische Prozesse). Die „Endlichkeit“ von Kohle, Öl, Erdgas und Uran hat sich längst als Wunschtraum unbelehrbarer Anhänger der Planwirtschaft erwiesen. Längst ist man daher in diesen Kreisen auf eine indirekte Verknappung (Klimaschutz – wir dürfen gar nicht so viel fossile Brennstoffe nutzen, wie wir zur Verfügung haben) umgestiegen. Es lohnt sich nicht, sich damit weiter auseinander zu setzen. Für diese Betrachtungen reicht folgender Zusammenhang vollständig aus:

  • Energieverbrauch und Wohlstand sind die zwei Seiten ein und derselben Medaille. Wer das Recht aller Menschen auf ein Mindestmaß an Wohlstand anerkennt, muß von einem weiter steigenden Energiebedarf ausgehen. Oder andersherum ausgedrückt: Wer eine Senkung des Energieverbrauches fordert – wie es scheinbar immer populärer wird – will die Armut für den größten Teil der Menschheit weiter festschreiben.
  • Mit fortschreitender Entwicklung steigt der Verbrauch elektrischer Energie überproportional an. Der für eine zuverlässige und kostengünstige Stromversorgung einzusetzende Primärenergieaufwand steigt damit weiter an. Ersetzt man die hierfür notwendigen Mengen an Kohle und Erdgas durch Kernenergie, bekommt man mehr als genug dieser Energieträger frei um damit Industrie und Transportsektor zu versorgen. Die USA führen diesen Weg mit der Erschließung unkonventioneller Öl- und Gasvorkommen – bei gleichzeitigem Ausbau der Kernkraftwerke – eindrucksvoll vor.

Hat man diesen Zusammenhang verstanden, wird auch die Entwicklung der „kleinen“ Reaktoren in den nächsten Jahrzehnten vorhersagbar. Das Streben nach „hohen Temperaturen“ hat durch die Entwicklung des Erdgasmarktes (außerhalb Deutschlands!) an Bedeutung eingebüßt. Erdgas – egal aus welchen Vorkommen – ist der sauberste und kostengünstigste Brennstoff zur Erzeugung hoher Temperaturen und zur Gewinnung von Wasserstoff. Zur Stromerzeugung eigentlich viel zu schade!

Das Argument des geringeren Uranverbrauches durch Reaktoren mit höherer Temperatur ist ebenfalls nicht stichhaltig: Die Uranvorräte sind nach menschlichen Maßstäben unerschöpflich und der Minderverbrauch durch höhere Wirkungsgrade wiegt den wirtschaftlichen Mehraufwand bei weitem nicht auf. Ein Anhaltspunkt hierfür, bietet die Entwicklung bei Kohlekraftwerken: Sie liegt heute noch in Regionen mit „billiger“ Kohle eher in der Größenordnung von Leichtwasserreaktoren (ungefähr 33 %) als bei deutschen und japanischen Steinkohlekraftwerken (fast 46 %). Bis Uran so teuer wird, daß sich eine Wirkungsgradsteigerung um 40 % wirtschaftlich lohnt, dürften eher Jahrhunderte, als Jahrzehnte vergehen. Damit dürften alle Hochtemperaturreaktoren eher Nischenprodukte bleiben, was aber gerade dem Gedanken einer Serienproduktion widerspricht. Gleiches gilt auch für sog. „Schnelle Brüter“.

Gleichwohl sind einige gasgekühlte Reaktoren und Reaktoren mit schnellen Neutronen in der Entwicklung. Diese Prototypen sollen im Folgenden etwas näher vorgestellt werden.

NPMC-Reaktor

National Project Management Corporation (NPMC) hat zusammen mit dem Staat New York , der City of Oswego und der Empire State Development einen Antrag auf Förderung für einen heliumgekühlten Kugelhaufen-Reaktor mit 165 MWel.eingereicht. Dem Konsortium hat sich National Grid UK, die New York State Energy Research Development und die Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) of South Africa angeschlossen.

Eingereicht wurde ein Gas Turbine Modular High-Temperature Reactor (GT-MHR). Die Entwicklung beruht auf dem in Deutschland entwickelten THTR-Reaktor. Sie wurde in Südafrika fortgesetzt. Anders als in Deutschland und China wollte man aber nicht einen konventionellen Dampfkreislauf sekundärseitig verwenden, sondern wollte zur Stromerzeugung eine Gasturbine einsetzen. Die Entwicklung eines solchen geschlossenen Gasturbinen-Kreisprozesses mit Helium als Arbeitsmittel überstieg aber bei weitem die wirtschaftlichen Möglichkeiten Südafrikas, was letztendlich zur Aufgabe führte.

Eine Gasturbine hat so hohe Austrittstemperaturen, daß problemlos eine trockene Kühlung mit Außenluft möglich wird. Die Schwierigkeit in den Verbrauchsschwerpunkten in Südafrika ist die Bereitstellung von ausreichend Kühlwasser. Unter dem Wassermangel leiden dort alle konventionellen Kraftwerksprojekte (hauptsächlich Kohle). In New York gibt es zwar genug Wasser, aber die (angebliche) Umweltbelastung durch Kühlwasser ist der Hauptansatz gegen die vorhandenen und geplanten Kernkraftwerke. Nichts desto trotz könnten SMR mit geschlossenen Gasturbinen ein Modell für die dezentrale Versorgung in zahlreichen ariden Gebieten auf der Welt sein.

China verfolgt ebenfalls konsequent den Kugelhaufen-Hochtemperatur-Reaktoren weiter. Allerdings sind alle in Bau und Planung befindlichen Kraftwerke mit konventionellen Dampfkreisläufen ausgerüstet.

Energy Multiplier Module (EM2)

Auch General Atomics (GA) hat ein Gas-Turbine Modular Helium Reactor (GT-MHR) Konzept mit 265 MWel eingereicht. Man geht aber nicht von einem Kugelhaufen (siehe oben), sondern von hexagonalen Prismen als Brennelementen aus. Basis ist ein eigenes Modell aus den 1980er Jahren. Das Modul soll bei einer thermischen Leistung von 500 MWth. komplett und fertig mit Brennstoff beladen auf einem LKW zur Baustelle transportiert werden. Die Austrittstemperatur des Heliums soll (extrem hohe) 850 °C betragen. Damit wäre der Einsatz als Wärmequelle in der Verfahrenstechnik, bis hin zur thermischen Wasserstoffproduktion, denkbar. Ein Turbosatz mit hoher Drehzahl wird auf einem zweiten LKW angeliefert. Die Gasturbine und der angeschlossenen Generator laufen mit mehreren 10.000 Umdrehungen pro Minute. Die Umwandlung der elektrischen Energie in „netzfähigen Strom“ erfolgt über elektronische Umformer. Bei der eingereichten Variante handelt es sich um ein reines Kraftwerk zur Stromerzeugung. Im Begleittext wird betont, daß dieser Reaktor lediglich die Abmessungen eines „Schulbusses“ hätte. Hinzu käme ein etwa gleich großes Modul für den Turbosatz. Insofern wäre die Leistungsdichte (umbauter Raum) konkurrenzlos gering. Wegen der hohen Austrittstemperatur hätte dieses Kraftwerk einen elektrischen Wirkungsgrad von 53 %. Das Kraftwerk käme mit Luftkühlung aus und wäre damit äußerst flexibel einsetzbar. Durch den hohen Wirkungsgrad und seine neutronenphysikalischen Eigenschaften wäre selbst ohne Wiederaufbereitung, der „Atommüll“ um 80% geringer als bei üblichen Reaktoren.

Noch innovativer als der Turbosatz, ist das Brennstoffkonzept: Der Reaktor wird in der Fabrik mit Brennstoff beladen und komplett nach 30 Jahren Laufzeit wieder in die Fabrik zurückgeliefert. Das ganze ähnelt also eher einer Batterie, als einem klassischen Kraftwerk. Dieses Konzept würde die gesamte Stromversorgung revolutionieren. Ein „Energieversorger“ mietet sich quasi für 30 Jahre eine „Stromerzeugungseinheit“ und gibt diese nach Gebrauch komplett wieder zurück. Durch die speziellen Sicherheits- und Betriebsanforderungen löst sich auch das Problem der Personalkosten: Verkleinert man einfach heutige Reaktorkonzepte, steigt der spezifische Personalaufwand stark an. Das ist leider die Umkehrung der Betriebskostendegression mit zunehmender Kraftwerksgröße. Die Kombination aus geringen Investitionskosten, kaum Betriebskosten, kaum Netzkosten, keine „Atommüllprobleme“…, könnte einen ähnlichen Quantensprung, wie die Einführung des PC in der Datenverarbeitung auslösen. Davon dürften sicherlich nicht alle begeistert sein!

Die Brennelemente besitzen eine Umhüllung aus einem Siliziumcarbid-Faser-Verbundwerkstoff. Das Material verträgt Temperaturen von weit über 2000 °C und reagiert wegen seiner keramischen Eigenschaften praktisch nicht mit Luft und Wasser. Der Brennstoff ist inhärent sicher und selbstregelnd: Steigt die Temperatur zu stark an, bricht die Kettenreaktion in sich zusammen (Dopplereffekt). Auch die Nachzerfallswärme kann dem Brennstoff praktisch nichts anhaben, da er sich gefahrlos so weit aufheizen kann, daß schon die Wärmeabgabe durch Strahlung (Kühlmittelverluststörfall) dauerhaft ausreicht. Dieses Verhalten ist unzählige male experimentell bestätigt worden.

Jeder Reaktor wird erstmalig mit etwa 20 to abgebranntem Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren oder abgereichertem Uran beladen. Hinzu kommt als „Starter“ rund 22 to auf 12% angereichertes Uran. Nach 30 Jahren Betriebszeit werden in einem speziellen Aufbereitungsprozess die entstandenen etwa 4 to Spaltprodukte entfernt und durch 4 to abgebrannten Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren ergänzt.

General Atomic ist eines der führenden Unternehmen (nicht nur) der Kerntechnik. Am bekanntesten dürften die weltweit gelieferten 66 TRIGA-Reaktoren (Training, Research, Isotopes, General Atomic) sein. Zusätzlich gehören zu dem Bewerbungskonsortium noch zwei der weltweit führenden Anlagenbauer: CB&I und Mitsubishi Heavy Industries und die Mutter der schnellen Reaktoren und der Wiederaufbereitung: Das Idaho National Laboratory (INL). Es fehlt also nicht an Kapital und Sachverstand. Größte Hürde dürfte das NRC mit seinem „unendlichen“ Genehmigungsverfahren sein. Aber auch auf dem Sektor des Bürokratismus bewegt sich in den USA etwas: Nicht nur, wegen der Drohkulisse, die China am Horizont aufbaut.

PRISM

Ein weiterer „schneller“ Reaktor, aber mit Flüssigmetallkühlung, ist der von General Electric und Hitachi Nuclear Energy (GEH) propagierte Power Reactor Innovative Small Module (PRISM). Es handelt sich ebenfalls um einen vollständig vorgefertigten und transportierbaren Reaktor mit einer thermischen Leistung von 840 MWth und 311 MWel. Es ist geplant, je zwei solcher Einheiten auf einen konventionellen Turbosatz (typisches Kohlekraftwerk) mit 622 MWel. zusammenzuschalten.

Das PRISM-Konzept bricht ziemlich radikal mit der heutigen Nutzung der Kernenergie und ihrem Brennstoffkreislauf. Es senkt konsequent den Einsatz von Natururan und entlässt als Abfall wesentlich geringere Mengen mit deutlich kürzerem Gefährdungszeitraum. Um dieses Ziel zu erreichen, ist nicht nur der Übergang auf „schnelle“ Neutronen nötig, sondern auch auf einen völlig neuen Brennstoffkreislauf. Durch die Verwendung von Neutronen mit hoher Energie (hoher Geschwindigkeit) kann man praktisch alle Aktinoide spalten – allerdings um den Preis einer geringeren Wahrscheinlichkeit. Man braucht deshalb eine wesentlich höhere Konzentration von U235 bzw. Pu239 um überhaupt eine Kettenreaktion in Gang setzen zu können. Außerdem muß man auf Wasser als Kühlmittel verzichten. Ein in diesem Sinne ideales Kühlmittel, ist das Metall Natrium. Geht man auf ein flüssiges Metall als Kühlmittel über, macht es Sinn, auch den Brennstoff in metallischer Form zu verwenden. Eine Legierung aus Uran, Zirconium und – gegebenenfalls allen möglichen – Transuranen, hat sich als besonders geeignet erwiesen. Wenn man aber schon einen Brennstoff in metallischer Form vorliegen hat – und keinerlei Ambitionen hegt, Kernwaffen zu bauen – bieten sich die erprobten Verfahren der Elektrometallurgie (Aluminium-, Kupferproduktion etc.) an. Vereinfacht gesagt, löst man den zerstückelten „abgebrannten“ Brennstoff in geschmolzenem Lithiumchlorid auf und legt eine Spannung von 1,34V an. Nun wandert das Uran und alle sonstigen Aktinoide zur Kathode und scheiden sich dort ab. Die Spaltprodukte bleiben im Lithiumchlorid zurück. Die Kathode wird eingeschmolzen und daraus neue Pellets hergestellt. Diese werden in Stahlrohre (H9) gesteckt, mit flüssigem Natrium zur besseren Wärmeleitung ausgegossen und mit einem Gaspolster aus Helium versehen, zu einem neuen Brennstab verschweißt. Im Prinzip ist diese Technik so simpel und automatisierter, daß sie in ein (größeres) Kraftwerk integriert werden könnte. Die übrig geblieben Spaltprodukte – etwa 1 kg für jedes 1 MWel. produziert über ein ganzes Jahr – kann man „irgendwo“ lagern, da sie nach wenigen hundert Jahren auf die Intensität des ursprünglichen Uranerzes abgeklungen sind – also die Gefahr, wieder voll und ganz, natürlich ist.

Sicherheitstechnisch betrachtet, hat sich dieser Reaktortyp als äußerst gutmütig erwiesen. Selbst, wenn man alle Regelstäbe voll gezogen hatte, regelte er sich selbst herunter, da durch den starken Temperaturanstieg die nukleare Kettenreaktion unverzüglich zusammenbricht. Für die Leistungsregelung gibt es Regelstäbe aus Borkarbid (B~4 C). Zusätzliche Regelstäbe hängen an Magneten. Fällt der Strom aus oder geht der Magnetismus infolge zu hoher Temperaturen verloren, fallen sie in den Reaktor und stellen ihn dauerhaft ab.

Allerdings hat Natrium einen entscheidenden Nachteil: Es reagiert sowohl mit Luft als auch mit Wasser sehr heftig. Deshalb sind der Reaktorkern, die zwei Wärmeübertrager und die vier elektromagnetischen Pumpen (ohne rotierende Teile) alle zusammen in einem mit Natrium gefüllten Topf eingebettet. Dieses Gefäß ist zusammen mit dem Sicherheitsbehälter am Deckel fest verschweißt. Sowohl das Reaktorgefäß, wie auch der Sicherheitsbehälter haben keine Durchbrüche. Die etwa 20 cm Zwischenraum und der Arbeitsraum über dem Deckel sind mit Argon – unter leichtem Überdruck zur Kontrolle auf etwaige Leckagen – befüllt. Da Natrium durch Neutronenbeschuß strahlend wird (Halbwertszeit etwa 1 Minute), wird die Wärme durch die Wärmeübertrager im Reaktorgefäß an einen zweiten Kreislauf mit Natrium übertragen. Dieses Natrium ist nicht radioaktiv und wird ständig überwacht. Das Natrium gelangt durch Rohr in Rohr Leitungen zum überirdischen Dampferzeuger. Der Dampferzeuger ist ein hoher, zylindrischer Behälter, der vollständig mit Natrium gefüllt ist. In diesem Behälter verlaufen schraubenförmige Rohrleitungen, in denen das Wasser zum Antrieb der Turbine verdampft wird. Im Normalbetrieb sorgen zwei elektromagnetische Pumpen für die Umwälzung des Natriums. Zur Abführung der Nachzerfallswärme nach Abschaltung des Reaktors, würde der sich einstellende Naturumlauf ausreichen. Wegen der vorliegenden Temperaturspreizungen (Kerneintritt: 360 °C, Kernaustritt: 499 °C, Dampferzeuger Eintritt: 477 °C, Austritt 326 °C) besteht ein ausreichend großes Sicherheitsgefälle.

Der Reaktor benötigt keinerlei elektrische Energie nach einer Schnellabschaltung. Ein Unglück wie in Fukushima ist daher ausgeschlossen. Die Nachzerfallswärme kann auf drei Wegen abgeführt werden:

  1. Über einen Bypass der Turbine durch den normalen Dampfkreislauf des Kraftwerks.
  2. Zwischen dem Dampferzeuger und seiner Isolierung befindet sich ein Luftspalt. Ist der Weg 1 nicht möglich (z. B. Bruch einer Dampfleitung), kann über den Naturzug die Wärme an die Umgebung abgegeben werden.
  3. Zwischen Sicherheitsbehälter und Betongrube befindet sich ebenfalls ein Luftspalt. Dieser ist mit Abluftkaminen oberhalb der Erde verbunden. Die durch die Nachzerfallswärme des Reaktors aufgeheizte Luft kann in diesen aufsteigen und wird durch nachströmende kühle Umgebungsluft ersetzt (Reactor Vessel Auxiliary Cooling System RVACS).

Anders, als bei Leichtwasserreaktoren, werden die abgebrannten Brennelemente nicht in einem separaten Brennelementelagerbecken gelagert, sondern verbleiben mindestens für einen weiteren Zyklus (Ladezyklus 12 bis 24 Monate, je nach Betriebsweise) im Reaktorbehälter. Dazu entfernt die automatische Lademaschine das gewünschte Brennelement, ersetzt es durch ein neues und stellt das alte zur Zwischenlagerung in das „obere Stockwerk“ des Reaktorbehälters. Erst, wenn die Brennelemente zur Wiederaufbereitung sollen, werden sie von der Lademaschine aus dem Reaktor gezogen, gereinigt und übergeben. Sie sind dann bereits soweit abgekühlt, daß sie problemlos „an die Luft können“, da die Brennstäbe aus Stahlrohren gefertigt sind.

Neu, ist die ganze Technik überhaupt nicht. Allein der Experimental Breeder Reactor EBR-II hat 30 Jahre erfolgreich gelaufen. Wenn sich jetzt mancher fragt, warum solche Reaktoren nicht längst gebaut werden, ist die Antwort einfach: Wir haben einfach noch nicht genug von dem, was „Atomkraftgegner“ als „Atommüll“ bezeichnen! Eine Serienproduktion macht wirtschaftlich nur Sinn, wenn die Stückzahl ausreichend groß ist. Dieser Reaktor braucht zur Inbetriebnahme 11% bis 17% spaltbares Plutonium und kann 18% bis 23% Transurane vertragen. Um 100 Reaktoren erstmalig zu befüllen, benötigt man daher geschätzt 56.000 bis 70.000 Tonnen Schwermetall in der Form abgebrannter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren. Es ist jetzt der richtige Zeitpunkt, mit Planung und Bau eines Prototypen zu beginnen. Diesen kann man gut mit „Bomben-Plutonium“ aus der Abrüstung oder bereits vorhandenem Plutonium aus Wiederaufbereitungsanlagen bauen. Die Zeit läuft nicht weg: Natururan ist noch billig und je länger die abgebrannten Brennelemente lagern, um so einfacher lassen sie sich aufbereiten. Geht man von kostenlos erhältlichem „Atommüll“ aus – manche meinen ja sogar, man benötige ein Milliarden teueres Endlager für abgebrannte Brennelemente – liegen die kompletten Brennstoffkosten (einschließlich geologischem Lager für die Spaltprodukte) für diesen Reaktortyp weit unter 1/2 Cent pro kWh elektrischer Energie. Spätestens jetzt sollte jedem klar sein, warum man die abgebrannten Brennelemente so sorgfältig in so aufwendigen Behältern verpackt „zwischenlagert“. Sehen so Mülltonnen aus? Die Lagerhalle von Gorleben beispielsweise, ist eher ein Goldschatz.

ALFRED

Das einzige europäische Projekt ist der Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator (ALFRED). Er wird zur Zeit von dem Konsortium aus ENEA und Ansaldo Nuclear aus Italien und der rumänischen ICN verfolgt. Es wird auch Fostering Alfred Construction FALCON genannt. Die über 1 Milliarde Euro Kosten sollen wesentlich von der EU, aus verschiedenen Töpfen aufgebracht werden. Der Standort soll in Mioveni in der Nähe von Pitesti in Rumänien sein. Baubeginn ist für 2017 und eine Fertigstellung bis 2025 gedacht. Er soll eine Leistung von 125 MWel bei 300 MWth. haben. Es ist wohl eine reine Demonstrationsanlage. An eine Serienfertigung ist eher nicht gedacht.

Die Verwendung von Blei als Kühlmittel ist ein Abfallprodukt der europäischen Entwicklung eines, durch einen Beschleuniger angetriebenen, unterkritischen Reaktors. Zum Betrieb eines „schnellen“ Reaktors ist Blei ein eher exotisches Kühlmittel. Alle anderen Nationen verwenden ein Eutektikum aus Blei-Bismut als Kühlmittel. Die längste – und negativste Erfahrung – mit Blei und Blei-Bismut hat Rußland. Dort wurden sie zum Antrieb von Atom-U-Booten der sog. Alpha-Klasse in den 1950er Jahren entwickelt. Wegen ständiger Schäden – bis hin zum Totalverlust – verwendet auch die russische Marine inzwischen Leichtwasserreaktoren.

Als Vorteil von Blei bzw. Blei-Bismut werden immer wieder gerne, folgende Vorteile plakativ in den Vordergrund gestellt:

  • Blei reagiert nicht mit Wasser (gemeint ist, im Gegensatz zu Natrium) und es könnten daher die Dampferzeuger angeblich gefahrlos im Reaktorgefäß integriert werden.
  • Sehr hohe Siedetemperatur (1745 °C) bei sehr geringem Dampfdruck. Daraus wird ein günstiger Blasenkoeffizient der Reaktivität abgeleitet, der einen angeblichen Sicherheitsvorteil ergibt.
  • Blei wäre ein besonders schlechter Moderator und besässe besonders kleine Absorptionsquerschnitte.

Ansonsten fallen einem leider nur Nachteile ein:

  • Blei wird überhaupt erst bei 327 °C flüssig. Darum haben die Russen von Anfang an mit einem Eutektikum aus Blei und Bismut (Schmelzpunkt 124 °C) gearbeitet. Wartungs- und Inspektionsarbeiten bei so hohen Temperaturen sind Neuland. Der Reaktor muß ständig beheizt werden. Es gibt den neuen Störfall „(lokale) Unterkühlung“ mit entsprechenden Konsequenzen für das Genehmigungsverfahren.
  • Flüssiges Blei ist korrosiv. Die Russen haben dieses Problem nie so richtig in den Griff bekommen. Die Wege über den Sauerstoffgehalt und Beschichtungen waren nicht zielführend – ein überhöhter Verschleiß (Lebensdauer) ist die Folge. Darüber hinaus, ist flüssiges Blei auch noch abtragend. Die Strömungsgeschwindigkeit muß deshalb klein gehalten werden.
  • Durch die grosse Masse des Bleis im Reaktor, sind besondere Schutzmaßnahmen gegen Erdbeben notwendig.
  • Durch die hohe Dichte des Bleis werden die Regelstäbe von unten eingeschwommen (völlig neues Prinzip, Genehmigungsverfahren) oder von oben pneumatisch eingeschossen (nicht passiv).
  • Als Brennstoff sind Uranoxid oder Urannitrid vorgesehen. Wegen der gegenüber metallischen Brennstoffen schlechten Wärmeleitung, besteht (wieder) die Gefahr der (lokalen) Kernschmelze. Der Effekt einer inhärenten Sicherheit scheint nur schwer nachweisbar. Eine Kühlung über unterkühltes Blasensieden (wie auch in jedem Druckwasserreaktor) scheidet durch den hohen Siedepunkt (der ja immer als Vorteil bezeichnet wird) aus.
  • Bisher gibt es bei ALFRED kein echtes Notkühlsystem. Die Nachzerfallswärme müßte immer über die innenliegenden Dampferzeuger abgeführt werden. Der Nachweis – auch nach einer physikalischen Dampfexplosion oder eines abschnittsweisen Verstopfens durch Einfrieren –. dürfte sich schwierig gestalten.

Bis ein mit flüssigem Blei gekühlter Reaktor in einem westlichen Land genehmigungsfähig ist, dürften noch Jahrzehnte Forschungs- und Entwicklungsarbeit nötig sein. Insofern dürften sie außerhalb der Konkurrenz mit anderen SMR-Entwürfen stehen. Manchmal fragt man sich wirklich, warum sich manche Kerntechniker immer selbst im Wege stehen müssen. Man könnte fast sagen: Gott schütze uns vor diesen Forschern, mit den „Atomkraftgegnern“ werden wir schon selber fertig.

Vorläufiges Ende

Hier ist das vorläufige Ende des Drei-Teilers erreicht. Es wurden die im derzeitigen Rennen um Förderung für SMR vorne liegenden Typen vorgestellt. Was noch fehlt, wären z. B. der Super-Safe, Small and Simple, 4S von Toshiba; die Encapsulated Nuclear Heat Source ENHS; der Flibe Energy Salzbadreaktor; der International Reactor Innovative & Secure IRIS Druckwasserreaktor; der Purdue Novel Modular Reactor PNMR Siedewasserreaktor; der Travelling Wave Reactor TWR; der ANTARES von Areva, der Advanced Reactor Concept ARC-100 und wer weiß noch, welche sonst alle….

 

 

SMR Teil 2 – Leichtwasserreaktoren

Leichtwasserreaktoren haben in den letzten zwanzig Jahren täglich mehr Energie produziert, als Saudi Arabien Öl fördert. Sie sind die Arbeitspferde der Energieversorger. Kein anders Reaktorkonzept konnte bisher dagegen antreten.

Sieger der ersten Runde des Förderungsprogramm des Department of Energy (DoE) war Babcock & Wilcox (B&W) mit seinem mPower Konzept, zusammen mit Bechtel und Tennessee Valley Authority. Sicherlich kein Zufall, sind doch (fast) alle kommerziellen Reaktoren Leichtwasserreaktoren und B&W ist der Hoflieferant der US-Navy – hat also jahrzehntelange Erfahrung im Bau kleiner Druckwasserreaktoren.

Die Gruppe der kleinen Druckwasserreaktoren

Bei konventionellen Druckwasserreaktoren sind um das „nukleare Herz“, dem Reaktordruckgefäß, die Dampferzeuger (2 bis 4 Stück), der Druckhalter und die Hauptkühlmittelpumpen in einer Ebene gruppiert. Diese Baugruppen sind alle mit dem eigentlichen Reaktor durch dicke und kompliziert geformte Rohrleitungen verbunden. Eine solche Konstruktion erfordert langwierige und kostspielige Montagearbeiten unter den erschwerten Bedingungen einer Baustelle. Die vielen Rohrleitungen bleiben für die gesamte Lebensdauer des Kraftwerks „Schwachstellen“, die regelmäßig gewartet und geprüft werden müssen. Der gesamte Raum muß in einem Containment (Stahlbehälter aus zentimeterdicken Platten) und einer Stahlbetonhülle (meterdick, z. B. gegen Flugzeugabstürze) eingeschlossen werden.

Bei einem Small Modular Reaktor (SMR) stapelt man alle erforderlichen Komponenten vertikal übereinander und packt sie alle zusammen in einen Druckbehälter. Dadurch entfallen die vielen Rohrleitungen und Ventile zu ihrer Verbindung. Was es gar nicht gibt, kann auch nicht kaputt gehen. Der „größte – im Sinne eines Auslegungskriteriums – anzunehmende Unfall“ (GAU, oft zitiert und kaum verstanden), der Verlust des Kühlmittels, wird weniger wahrscheinlich und läßt sich einfacher bekämpfen. Allerdings sind bei dieser „integrierten Bauweise“ die Größen der einzelnen Komponenten begrenzt, will man noch eine transportierbare Gesamteinheit haben. Will man ein Kraftwerk mit heute üblicher Leistung bauen, muß man daher mehrere solcher Einheiten „modular“ an einem Standort errichten.

Geht man von diesem Konstruktionsprinzip aus, erhält man ein röhrenförmiges (kleiner Durchmesser, große Länge) Gebilde. Die Länge – als Bauhöhe umgesetzt – läßt sich hervorragend für passive Sicherheitskonzepte nutzen. Die schlanke Bauweise erlaubt es, den kompletten Reaktor in eine Grube zu versenken: Durch die unterirdische Bauweise hat man einen hervorragenden Schutz gegen alle Einwirkungen von außen (EVA) gewonnen.

Das Grundprinzip der Anordnung übereinander, eint diese Gruppe. Gleichwohl, sind im Detail eine Menge Variationen möglich und vielleicht sogar nötig. So meldete allein nuSkale diesen Monat voller Stolz, daß sie über 100 verschiedene Patente in 17 Ländern für ihren Reaktor angemeldet haben. Inzwischen dürften die SMR-Patente in die Tausende gehen. Nach einer sterbenden Industrie sieht das jedenfalls nicht aus.

Das mPower Konzept

Das „Nuclear Steam Supply System“ (NSSS) von Babcock & Wilcox (B&W) ist besonders schlank geraten: Es hat eine Höhe von über 25 m bei einem Durchmesser von 4 m und wiegt 570 (ohne Brennstoff) bzw. 650 to (mit Brennstoff). Damit soll es in den USA noch auf dem Schienenweg transportierbar sein. Seine Wärmeleistung beträgt 530 MWth und seine elektrische Leistung 155 MWel (mit Luftkondensator) oder 180 MWel bei Wasserkühlung. Ein komplettes Kraftwerk mit zwei Blöcken und allen erforderlichen Hilfs- und Nebenanlagen (300 – 360 MWel) soll einen Flächenbedarf von etwa 16 ha haben. Damit ist die Hauptstoßrichtung klar: Der Ersatz bestehender, alter Kohlekraftwerke.

Das Core besteht aus 69 Brennelementen mit 2413 mm aktiver Länge in klassischer 17 x 17 Anordnung bei einer Anreicherung von weniger als 5 % U235.. Hierbei zielt man auf die kostengünstige Weiterverwendung handelsüblicher Brennelemente für Druckwasserreaktoren ab. Bei diesem kleinen Reaktor kann man damit Laufzeiten von rund 4 Jahren zwischen den Nachladungen erreichen. Durch die Doppelblockbauweise ergibt sich somit eine extrem hohe Arbeitsausnutzung von (erwartet) über 95%. Das integrierte Brennelementelagerbecken kann Brennelemente aus 20 Betriebsjahren aufnehmen.

Die Turmbauweise erlaubt vollständig passive Sicherheitseinrichtungen, wodurch ein Unglück wie in Fukushima (völliger Stromausfall) von vornherein ausgeschlossen ist. Die Brennelemente sitzen ganz unten im Druckbehälter. Darüber kommt die gesamte Steuereinheit (Regelstäbe und ihre Antriebe) und darüber die Dampferzeuger. Ganz oben sitzen die acht Umwälzpumpen und der Druckhalter. Bei einem Stromausfall würden die Regelstäbe sofort und vollautomatisch durch die Schwerkraft in den Reaktorkern fallen und diesen abschalten. Die – im ersten Moment noch sehr hohe – Nachzerfallswärme erwärmt das Kühlwasser weiter und treibt durch den entstehenden Dichteunterschied das Kühlwasser durch den inneren Kamin nach oben. In den höher gelegenen Dampferzeugern kühlt es sich ab und sinkt im Außenraum des Reaktorbehälters wieder nach unten: Ein Naturumlauf entsteht, der für die sichere und automatische Abfuhr der Restwärme sorgt.

Als „Notstrom“ werden nur entsprechende Batterien für die Instrumentierung und Beleuchtung etc. vorgehalten. Große Notstromaggregate mit Schalt- und Hilfsanlagen werden nicht benötigt. Auch hier gilt wieder: Was es gar nicht gibt, kann im Ernstfall auch nicht versagen!

Westinghouse SMR (NextStart Alliance)

Westinghouse hat den ersten Druckwasserreaktor überhaupt entwickelt (Nautilus Atom-U-Boot 1954), das erste kommerzielle Kernkraftwerk (Shippingport 1957) gebaut und ist bei fast allen (westlichen) Druckwasserreaktoren Lizenzgeber. Es ist also nicht überraschend, wenn der Marktführer auch in diesem Segment dabei ist. Die NextStart SMR Alliance ist ein Zusammenschluss mehrerer Energieversorger und Gemeinden, die bis zu fünf Reaktoren im Ameren Missouri’s Callaway Energy Center errichten will.

Der Westinghouse SMR soll eine Leistung von 800 MWth und mindestens 225 MWel haben. Er unterscheidet sich von seinem Konstruktionsprinzip nicht wesentlich vom vorher beschriebenen B&W „Kleinreaktor“. Seine Zykluszeit soll 24 Monate betragen (bei Verwendung der Brennelemente des AP1000). Seine Lastfolgegeschwindigkeit im Bereich von 20 bis 100% Auslegungsleistung beträgt 5% pro Minute. Der Reaktor kann selbstregelnd Lastsprünge von 10 % mit einer Rate von 2% pro Minute dauerhaft ausregeln. Das alte Propagandamärchen der „Atomkraftgegner“ von den „unflexiblen AKW’s“ trifft auch bei diesen Reaktortypen nicht zu. Im Gegenteil dreht Westinghouse den Spieß werbewirksam um und offeriert diesen Reaktor als (immer notwendiges) Backup für Windkraft- und Solaranlagen zur CO2 – freien Stromversorgung.

Westinghouse integriert in das Containment noch einen zusätzlichen Wasservorrat und bekämpft auch noch passiv einen völligen Verlust des Kühlwasserkreislaufes. Damit dieser Störfall eintreten kann, müßte das Druckgefäß des SMR zerstört worden sein. In diesem Fall könnte das Wasser auslaufen und würde sich im Sumpf des Containment sammeln. Damit jeder Zeit der Kern des Reaktors mit Wasser bedeckt bleibt (und nicht wie in Fukushima und Harrisburg teilweise und zeitweise trocken fallen kann), wird automatisch Wasser aus den Speichern im Containment zusätzlich hinzugefügt. Alle Systeme sind so bemessen, daß sich der Reaktor auch nach einem schweren Unglück selbst in einen sicheren Zustand versetzt und mindestens für die folgenden 7 Tage keines menschlichen Eingriffs bedarf.

Wenn nur der Strom total ausfällt, aber das Reaktordruckgefäß nicht geplatzt ist, funktioniert die passive Notkühlung in drei gestaffelten Ebenen. Solange der normale Kühlkreislauf (Kühlturm oder Kühlwasser) noch Wasser enthält, wird über diesen durch Verdunstung die Nachzerfallswärme abgeführt. Versagt dieser sekundäre Kreislauf des Kraftwerks, tritt die innere Notkühlung in Kraft. Das kalte und borierte Wasser in den Nottanks strömt in den Reaktor. Gleichzeitig kann das heiße Wasser den Reaktor verlassen und in die Notkühlbehälter zurückströmen – es entsteht ein Naturumlauf. Damit das Wasser in den Notkühlbehältern auch weiterhin „kalt“ bleibt, besitzt jeder dieser Behälter im oberen Teil einen Wärmeübertrager. Diese Wärmeübertrager sind außerhalb des Containment mit „offenen Schwimmbecken“ verbunden, die durch Verdunstung die Energie an die Umwelt abgeben können. Bricht auch dieser Kühlkreislauf in sich zusammen, kann die Wärme immer noch durch Verdampfung des Wassers im Sumpf des Containment und durch anschließende Kondensation an der Oberfläche des Containment abgeführt werden.

Ausdrücklich wird der Markt für diesen Reaktortyp auch in der Fernwärmeversorgung und zur Meerwasserentsalzung gesehen. Peking hat z. B. viele Kohleheizwerke, die stark zur unerträglichen Luftverschmutzung beitragen. Es ist also kein Zufall, daß bereits Kooperationsverhandlungen laufen.

NuScale

Diese Variante ist aus einem durch das U.S. Department of Energy (USDOE) geförderten Forschungsprojekt am Idaho National Environment & Engineering Laboratory (INEEL) und der Oregon State University (OSU) hervorgegangen. Im Jahre 2008 hat dieses „Startup“ einen Genehmigungsantrag bei der US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) für einen 45 MWel. Reaktor gestellt. Im Jahr 2011 ist das Unternehmen praktisch vollständig von FLUOR übernommen worden. Es besteht zudem eine sehr enge Verbindung mit Rolls-Royce.

Das NuScale Modul hat nur eine thermische Leistung von 160 MWth und eine elektrische Leistung von mindestens 45 MWel.. Bei einem Durchmesser von 4,5 m, einer Höhe von 24 m und einem Gewicht von 650 to ist es aber fast genau so groß, wie die beiden schon vorgestellten SMR. Die geringe Energiedichte führt zu einer starken Vereinfachung. Das Unternehmen gibt die spezifischen Investitionskosten mit weniger als 5.000 $/kW an.

Bei dem Konzept handelt es sich um einen Zwitter aus Siedewasser- und Druckwasserreaktor. So etwas ähnliches gab es auch schon in Deutschland, unter der Bezeichnung FDR, als Antrieb der Otto Hahn. Dieses Konzept hat sich schon damals als sehr robust und gutmütig erwiesen. Der NuSkale SMR kommt völlig ohne Umwälzpumpen aus. Man nimmt im Reaktorkern einen etwas höheren (als bei einem reinen Druckwasserreaktor üblichen) Dampfanteil in Kauf, bekommt dafür aber einen großen Dichteunterschied (bezogen auf das „kalte“ Eintrittswasser), der hervorragend einen Naturumlauf anregt. Allerdings erzeugt man keinen Dampf, den man direkt auf die Turbine gibt (wie bei einem Siedewasserreaktor), sondern „beheizt“ damit nur die zwei in dem Reaktordruckgefäß integrierten Dampferzeuger. Man hat also wie bei einem konventionellen Druckwasserreaktor einen physikalisch voneinander getrennten Primär- (durch den Reaktorkern) und Sekundärkreislauf (über die Turbine).

Das NuScale-Konzept bricht radikal mit einigen Gewohnheiten:

  • Man geht von bis zu zwölf Reaktoren aus, die zu einem Kraftwerk mit dann mindestens 540 MWel. zusammengefaßt werden Sie sollen in zwei Reihen zu sechs Reaktoren in einem „unterirdischen Schwimmbecken“ angeordnet werden. Bei einem Ladezyklus von 24 Monaten, könnte somit alle zwei Monate ein Brennelementewechsel erfolgen. Bei einem zusätzlichen „Reservemodul“ könnte das Kraftwerk nahezu mit 100 % Arbeitsausnutzung durchlaufen. Die „Auszeit“ eines konventionellen Kernkraftwerk entfällt. Ebenso wird die Personalspitze(üblicherweise mehr als 1000 Leute beim Brennelementewechsel) vermieden. Der Brennelementewechsel mit seinen Wiederholungsprüfungen wird zu einem stetigen „Wartungsprozess“ umgestaltet. Dies kann zu beträchtlichen Kosteneinsparungen führen.
  • Durch den Verzicht von Umwälzpumpen wird die Konstruktion noch einmal stark vereinfacht.
  • Durch die Aufstellung in einem „großen Schwimmbecken“ sind die Reaktoren vor Erdbeben und Druckwellen praktisch vollkommen geschützt. Überflutungen (Fukushima) sind kein Sicherheitsrisiko mehr, da ja die Reaktoren ohnehin ständig im Wasser stehen.
  • Die Reaktoren verzichten vollständig auf Wechselstrom (Fukushima) und benutzen lediglich passive Sicherheits- und Kühlsysteme. Elektrische Energie ist nur für die Instrumentierung und Beleuchtung notwendig. Relativ kleine Batterien sind hierfür ausreichend. Der Batterie- und Kontrollraum befindet sich im unterirdischen Teil des Kraftwerks.
  • Selbst wenn es zu einer Beschädigung des Reaktorkerns kommen würde (Fukushima), würden radioaktive Stoffe im Schwimmbecken und Reaktorgebäude zurückgehalten werden. Außerdem beträgt das radioaktive Inventar in jedem Modul weniger als 5% eines konventionellen Reaktors. Somit ist auch die bei einem Unfall abzuführende Restwärme entsprechend klein.
  • Im Containment herrscht Vakuum. Eine Bildung explosiver Gase (Fukushima) ist somit ausgeschlossen. Es wirkt wie eine Thermosflasche. Zusätzliche Isolierungen sind nicht erforderlich. Andererseits würde es bei einer Zerstörung des eigentlichen Druckbehälters, den entweichenden Dampf aufnehmen und eine „Wärmebrücke“ zum umgebenden Wasser herstellen.

Die überragende sicherheitstechnische Philosophie dieses Konzeptes ist, daß sich auch nach schwersten Zerstörungen (z. B. Tsunami in Fukushima) der Reaktor ohne menschliche Eingriffe selbsttätig in einen sicheren Zustand überführt und dort ohne jeden (nötigen) Eingriff ewig verbleibt! Dies mag noch einmal an der „Notkühlung“ verdeutlicht werden: Wenn die äußere Wärmesenke entfällt (Ausfall der Kühlwasserpumpen in Fukushima durch den Tsunami), alle Stromquellen ausfallen (Zerstörung der Schaltanlagen und Notstromaggregate durch die Flutwelle in Fukushima), dient das „Schwimmbecken“ zur Aufnahme der Nachzerfallswärme. Es ist so bemessen, daß sein Wasserinhalt durch Erwärmung und Verdunstung den Reaktorkern sicher kühlt. Selbst, wenn man kein Wasser nachfüllen würde, wäre es erst nach etwa einem Monat leer. Dann aber, ist die Nachzerfallswärme bereits so stark abgeklungen (< 400 kW pro Modul), daß die „Luftkühlung“ in dem nun leeren Wasserbecken, sicher ausreichen würde.

Das Brennelementelagerbecken ist zur Aufnahme von 15 Betriebsjahren ausgelegt. Es befindet sich ebenfalls im unterirdischen Teil und kann für mindestens 30 Tage ohne zusätzliches Wasser auskommen (Fukushima). Es besteht aus einem Edelstahlbecken in einer Stahlbetonwanne. Stahlbecken und Betonwanne sind seismisch von einander isoliert, sodaß auch schwerste Erdbeben praktisch wirkungslos für die gelagerten Brennelemente sind.

Die NuScale Konstruktion ist ein schönes Beispiel, wie man Jahrzehnte alte Entwürfe der Leichtwasserreaktoren noch einmal ganz neu durchdenken kann. Es ist der radikalste Ansatz unter den zur Genehmigung eingereichten Konzepten. Die Wahrscheinlichkeit für eine schwere Beschädigung des Reaktorkerns mit teilweiser Kernschmelze – wie in Harrisburg und Fukushima geschehen – verringert sich auf unter ein Ereignis in zehn Millionen Betriebsjahren. Selbst wenn es eintreten würde, wären die Auswirkungen auf die Umwelt noch geringer. Es wird bereits diskutiert, ob bei diesem Reaktortyp überhaupt noch eine „Sicherheitszone“ mit potentieller Evakuierung der Anwohner, erforderlich ist. Jedenfalls gibt es in USA bereits ein reges Interesse zahlreicher Gemeinden und Städte zur dezentralen, kostengünstigen, umweltschonenden und krisensicheren (Wirbelstürme, Tornados, etc.) Versorgung mit Strom und Fernwärme.

Holtec international

Einem klassischen Reaktor noch am ähnlichsten, ist das von Holtec im Jahre 2012 eingereichte Konzept des „Holtec Inherently-Safe Modular Reactor“ (HI-SMUR) mit einer geplanten Leistung von 145 MWel.. Er besteht aus den klassischen drei Baugruppen: Reaktor, Dampferzeuger und Druckhalter. Der Druckbehälter ist ein fast 32 m langes Gebilde, welches in einer brunnenförmigen Grube versenkt ist. Es ist mit den Dampferzeugern entweder durch ein „Rohrstück“ (senkrechte Variante) verbunden oder die waagerechten Dampferzeuger sind direkt angeschweißt. Liegende Dampferzeuger sind nur bei russischen Konstruktionen gebräuchlich. Werden stehende Dampferzeuger verwendet, baut dieser Typ oberirdisch noch einmal 28 m hoch.

Der Entwurf ist sehr eigenwillig. Man hat ursprünglich waagerechte Dampferzeuger mit separater Überhitzung vorgesehen. Angeblich kann man durch eine angestrebte Überhitzung auf handelsübliche Industrieturbinen zurückgreifen. Man verzichtet auf Umwälzpumpen, bei gleichzeitig großem Abstand vom Siedezustand. Man ist deshalb auf eine sehr große Temperaturspreizung (TE = 177 °C und TA = 302 °C bei p = 155 bar) angewiesen. Eine regenerative Speisewasservorwärmung ist praktisch ausgeschlossen. Das ganze ähnelt eher einer Dampflokomotive, als einem modernen Kraftwerk.

Das Brennstoffkonzept ist auch etwas ungewöhnlich. Es ist keine Borierung zur Kompensation der Überschußreaktivität vorgesehen. Das heißt, es muß alles über abbrennbare Gifte (Gd und Er) geschehen. Der gesamte Brennstoff soll sich in einer Kartusche aus nur 32 Brennelementen befinden. Bei einem so kleinen Core dürfte der Neutronenfluß nur sehr schwer in den Griff zu bekommen sein bzw. jeder Brennstab müßte eine individuelle Anreicherung erhalten. Man will die Kassette nach 100 h (Nachzerfallswärme) in einem Stück auswechseln. Ein Brennelementewechsel soll so weniger als eine Woche dauern. Gleichwohl, soll die Zykluszeit 42 Monate betragen. Wenn sich nicht einige revolutionäre Erfindungen dahinter verbergen, die bisher noch nicht öffentlich zugänglich sind, dürfte eher der Wunsch der Vater sein.

Bisher kooperiert Holtec mit Shaw und Areva. Ein Prototyp wäre auf der Savannah River Site des DoE’s geplant. Die Bauzeit wird mit nur 2 Jahren, bei Kosten von nur 675 Millionen US-Dollar angegeben. Man wird sehen.

Carem

Anfang Dezember 2013 wurde der Auftrag für das Reaktordruckgefäß des „Central Argentina de Elementos Modulares“ CAREM-Reaktor erteilt. Es handelt sich dabei um ein 200 to schweres, 11 m hohes Gefäß mit einem Durchmesser von 3,5 m. Es ist für den Prototyp eines argentinischen SMR mit einer Leistung von 25 MWel gedacht. Später soll dieser Reaktor eine Leistung von 100 bis 200 MWel. erreichen. Es handelt sich ebenfalls um eine voll integrierte Bauweise, mit ausschließlich passiven Sicherheitseinrichtungen.

Schwimmender SMR aus Russland

Der staatliche russische Hersteller Rosenergoatom baut in Petersburg eine Barge mit zwei Reaktoren, die nach Chukotka in Sibirien geschleppt werden soll, um dort Bergwerke mit Energie zu versorgen. Die Reaktoren sind eine zivile Abwandlung der KLT-40S Baureihe für Eisbrecher, mit einer Leistung von 35 MWel. Vorteil dieses „Kraftwerks“ ist, daß es auf einer seit Jahren erprobten Technik basiert. Die russische Eisbrecherflotte versieht zuverlässig ihren Dienst im nördlichen Eismeer. Ein nicht zu unterschätzender Vorteil bei der Versorgung entlegener Gegenden.

Sehr Interessant ist das Geschäftsmodell. Eine solche barge wird fix und fertig zum Einsatzort geschleppt. Der Kunde braucht nur für den Stromanschluss an Land zu sorgen. Weitere Investitionen oder Unterhaltskosten fallen für ihn nicht an. Nach drei Jahren wird die barge für einen Brennelementewechsel und notwendige Wiederholungsprüfungen abgeschleppt und durch eine andere barge ersetzt. Da bei einem Kernkraftwerk die Brennstoffkosten ohnehin eine untergeordnete Rolle spielen, kann der Kunde das Kraftwerk für eine pauschale Jahresgebühr mieten. Ob und wieviel Strom er verbraucht, braucht ihn nicht mehr zu kümmern. Eine feste Kalkulationsgrundlage, die für Öl- und Minengesellschaften höchst verlockend ist. Als einzige Hürde in westlichen Regionen erscheint lediglich (noch) das „Made in Russia“. Jedenfalls hat er keine Vorauszahlungen zu leisten, hat keinerlei Reparaturkosten und braucht sich nicht um die Entsorgung des „Atommülls“ zu kümmern. Russland kann seinen „Heimvorteil“ des geschlossenen Brennstoffkreislaufs voll ausspielen.

Parallel hat Russland noch ein größeres Modell mit 300 MWel auf der Basis des VBER-300 PWR Druckwasserreaktors in der Entwicklung.

Abschließender Hinweis

Dieser Artikel kann und soll nur einen Überblick über den Stand der internationalen Entwicklung geben. Wer bis hierhin nicht durch so viel Technik abgeschreckt worden ist, dem empfehle ich, einfach mal die Typen und Hersteller zu googeln. Besonders die Seiten der Hersteller verfügen über zahlreiche Zeichnungen und Animationen. Zwar ausnahmslos in Englisch, aber mit der Grundlage dieses Artikels lassen sie sich hoffentlich auch für nicht Techniker verstehen.

 

SMR Teil 1 – nur eine neue Mode?

Small Modular Reactor (SMR) aus energiewirtschaftlicher Sicht

In letzter Zeit wird wieder verstärkt über „kleine, bausteinförmig aufgebaute Kernkraftwerke“ diskutiert. Wie immer, wenn es ums Geld geht, war der Auslöser ein Förderungsprogramm des Department of Energy (DoE) in den USA. Hersteller konnten sich um einen hälftigen Zuschuss zu den Kosten für das notwendige Genehmigungsverfahren bewerben. Der Gewinner bekommt vom amerikanischen Staat fünf Jahre lang die Kosten des Genehmigungsverfahrens und die hierfür notwendigen Entwicklungs- und Markteinführungskosten anteilig ersetzt. Es gibt die Förderung nur, wenn das Kraftwerk bis 2022 fertig ist (es handelt sich also um kein Forschungs- und Entwicklungsprogramm) und man muß sich zusammen mit einem Bauherrn bewerben.

Sieger der ersten Runde war Babcock & Wilcox (B&W) mit seinem mPower Konzept, zusammen mit Bechtel und Tennessee Valley Authority. Eine sehr konservative Entscheidung: Babcock & Wilcox hat bereits alle Reaktoren der US Kriegsschiffe gebaut und besitzt deshalb jahrzehntelange Erfahrung im Bau kleiner (militärischer) Reaktoren. Bechtel ist einer der größten internationalen Ingenieurfirmen mit dem Schwerpunkt großer Bau- und Infrastrukturprojekte. Tennessee Valley Authority ist ein öffentliches Energieversorgungsunternehmen. Wie groß die Fördersumme letztendlich sein wird, steht noch nicht fest. Die in der Öffentlichkeit verbreiteten 452 Millionen US-Dollar beziehen sich auf das gesamte Programm und nicht jeden Hersteller. Insofern war die Entscheidung für den Kandidaten, mit dem am weitesten gediehenen Konzept, folgerichtig.

Die Wirtschaftlichkeit

An dieser Stelle soll nicht auf den Preis für eine kWh elektrischer Energie eingegangen werden, da in diesem frühen Stadium noch keine ausreichend genauen Daten öffentlich zugänglich sind und es rein spekulativ wäre. Es sollen viel mehr ein paar qualitative Überlegungen angestellt werden.

Man geht von deutlich unter einer Milliarde US-Dollar pro SMR aus. Auch, wenn man nur eine Stückzahl von 100 Stück annimmt, ergibt das den stolzen Umsatz von 100 Milliarden. Dies entspricht in etwa dem „Modellwert“ in der Flugzeugindustrie. Damit wird sofort klar, daß das keine Hinterhof-Industrie werden kann. Der Weltmarkt wird unter einigen wenigen Konsortien von der Größenordnung Boing oder Airbus unter sich aufgeteilt werden! Wer zu lange wartet, hat praktisch keine Chance mehr, in diesen Markt einzusteigen. Ob Europa jemals noch ein Konsortium wie Airbus schmieden kann, ist mehr als fraglich. Die Energieindustrie wird wohl nur noch von den USA und China bestimmt werden.

Es ergeben sich auch ganz neue Herausforderungen für die Finanzindustrie durch die Verlagerung des Risikos vom Besteller zum Hersteller. Bisher mußte ein Energieversorger das volle Risiko allein übernehmen. Es sei hier nur das Risiko einer nicht termingerechten Fertigstellung und das Zinsänderungsrisiko während einer Bauzeit von zehn Jahren erwähnt. Zukünftig wird es einen Festpreis und kurze Bauzeiten geben. Die Investition kann schnell wieder zurückfließen. Daraus erklärt sich der Gedanke, ein Kernkraftwerk heutiger Größenordnung zukünftig aus bis zu einem Dutzend einzelner Anlagen zusammen zu setzen. Sobald der erste Reaktor in Betrieb geht, beginnt der Kapitalrückfluss. Man spielt plötzlich in der Liga der Gaskraftwerke!

Damit stellt sich aber die alles entscheidende Frage: Wer ist bereit, das finanzielle Risiko zu tragen? China hat sich durch den Bau von 28 Kernkraftwerken eine bedeutende Zulieferindustrie aufgebaut. Auch die USA verfügen über eine solche. Das Risiko auf verschiedene Schultern zu verteilen, ist ein probates Mittel. Europa müßte sich unter – wahrscheinlich französisch-britischer Führung – mächtig sputen, um den Anschluß nicht zu verlieren. Im Moment sieht es eher so aus, als wenn Frankreich, Großbritannien und die USA gleichermaßen um die Gunst von China buhlen.

Um es noch einmal in aller Deutlichkeit zu sagen: Europa fehlt es nicht an technischen Möglichkeiten und an Finanzkraft, sondern am politischen Willen. Es ist das klassische Henne-Ei-Problem: Ohne ausreichende Bestellungen, ist keiner bereit, in Fertigungsanlagen zu investieren. Wer aber, sollte diesen Mut aufbringen, ausgerechnet in Deutschland, wo es keinen Schutz des Eigentums mehr gibt, wo eine Hand voll Politiker nach einem Tsunami im fernen Japan, mit einem Federstrich, Milliarden vernichten können und die breite Masse dazu auch noch Beifall klatscht?

Fertigung in einer Fabrik

Bisher wurden Kernreaktoren mit immer mehr Leistung gebaut. Inzwischen wurde beim EPR von Areva fast die 1700 MWel erreicht. Man macht damit Kernkraftwerke und ihre Komponenten selbst zu einem Nischenprodukt. Nur wenige Stromnetze können so große Blockgrößen überhaupt verkraften. Andererseits wird der Kreis der Zulieferer immer kleiner. Es gibt weltweit nur eine Handvoll Stahlwerke, die überhaupt das Rohmaterial in der erforderlichen Qualität liefern können. Hinzu kommen immer weniger Schmieden, die solch große Reaktordruckgefäße, Turbinenwellen, Schaufeln etc. bearbeiten können. Je kleiner die Stückzahlen und der Kreis der Anbieter wird, um so teurer das Produkt.

Es macht aber wenig Sinn, kleine Reaktoren als verkleinertes Abbild bisheriger Typen bauen zu wollen. Dies dürfte im Gegenteil zu einem Kostenanstieg führen. Will man kostengünstige SMR bauen, muß die gesamte Konstruktion neu durchdacht werden. Man muß praktisch mit dem weißen Blatt von vorne beginnen. Typisches Beispiel ist die Integration bei einem Druckwasserreaktor: Bei der konventionellen Bauweise ist jede Baugruppe (Druckgefäß, Dampferzeuger, Umwälzpumpen, Druckhalter) für sich so groß, daß sie isoliert gefertigt und transportiert werden muß und erst am Aufstellungsort durch Rohrleitungen miteinander verbunden werden kann. Damit wird ein erheblicher Arbeits- und Prüfaufwand auf die Baustelle verlegt. Stundensätze auf Baustellen sind aber wegen ihrer Nebenkosten stets um ein vielfaches höher, als in Fabriken. Gelingt es, alle Baugruppen in das Druckgefäß zu integrieren, entfallen alle notwendigen Montagearbeiten auf der Baustelle, weil ein bereits fertiger und geprüfter „Reaktor“ dort angeliefert wird. Bauteile, die es gar nicht gibt (z. B. Rohrleitungen zwischen Reaktordruckgefäß und Dampferzeugern) müssen auch nicht ständig gewartet und wiederholt geprüft werden, was auch noch die Betriebskosten erheblich senkt.

Wenn alle Bauteile wieder „kleiner“ werden, erweitert sich auch automatisch der potentielle Herstellerkreis. Die Lieferanten können ihre Fertigungsanlagen wieder besser auslasten, da sie nicht so speziell sein müssen. Es ist wieder möglich, eine nationale Fertigung mit akzeptablen Lieferzeiten zu unterhalten.

Durch die Fertigung von Bauteilen in geschlossenen Hallen ist man vor Witterungseinflüssen (oder schlicht Dreck) geschützt, was die Kosten und das Ausschussrisiko senkt. Eine Serienfertigung führt durch den Einsatz von Vorrichtungen und die Umlage von Konstruktions- und Entwicklungskosten etc. zu geringeren Kosten. Die Standardisierung senkt Schulungskosten und erhöht die Qualität.

In der Automobilindustrie ist die Teilung in Markenhersteller und Zulieferindustrie üblich. Gelingt es Bauteile für Kernkraftwerke zu standardisieren, kann sich auch eine kerntechnische Zulieferindustrie etablieren. Ein wesentlicher Teil der Kostenexplosion bei Kernkraftwerken ist dem erforderlichen „nuclear grade“ geschuldet. Es ist kein Einzelfall, daß ein und das selbe Teil für Kernkraftwerke durch diesen Status (Dokumentation, Zulassung etc.) oft ein Vielfaches des „handelsüblichen“ kostet. Ein wesentlicher Schritt für den Erfolg, ist dabei die klare Trennung in „sicherheitsrelevante“ und „sonstige“ Teile. Eine Vorfertigung und komplette Prüfung von Baugruppen kann dabei entscheidend sein. Wird beispielsweise das Notkühlsystem komplett passiv ausgelegt – also (fast) keine elektrische Energie benötigt – können die kompletten Schaltanlagen usw. in den Zustand „normales Kraftwerk“ entlassen werden.

Was ist die richtige Größe?

Die Bandbreite der elektrischen Leistung von SMR geht etwa von 40 bis 300 MWel. Die übliche Definition von „klein“ leitet sich von der Baugröße der Zentraleinheit ab. Sie sollte noch in einem Stück transportierbar sein. Dies ist eine sehr relative Definition, die sich beständig nach oben ausweitet. Es werden heute immer größere Einheiten (Ölindustrie, Schiffbau usw.) auch über Kontinente transportiert. Der Grundgedanke bei dieser Definition bleibt aber die Zusammenfassung eines „kompletten“ Reaktors in nur einem Teil und die Funktionsprüfung vor der Auslieferung, in einer Fabrik.

Sinnvoller erscheint die Definition nach Anwendung. Grundsätzlich sind Insellösungen und die Integration in vorhandene Netze unterscheidbar. Besonders abgelegene Regionen erfordern einen erheblichen Aufwand und laufende Kosten für die Energieversorgung. Auf diese Anwendung zielt beispielsweise das russische Konzept eines schwimmenden Kernkraftwerks. Die beiden je 40 MWel Reaktoren sollen nach Chuktoa in Ost-Sibirien geschleppt werden und dort Bergwerke versorgen. Sehr großes Interesse existiert auch im kanadischen Ölsandgebiet. Ein klassischer Anwender war früher auch das US-Militär. Es besitzt wieder ein verstärktes Interesse, abgelegene Militärstützpunkte durch SMR zu versorgen. Langfristig fallen in diese Kategorie auch Chemieparks und Raffinerien.

Kernkraftwerke unterliegen – wie alle anderen Kraftwerke auch – prinzipiell einer Kostendegression und Wirkungsgradverbesserung mit steigender Leistung. Es ist deshalb bei allen Kraftwerkstypen eine ständige Vergrößerung der Blockleistungen feststellbar. Heute wird die maximale Leistung hauptsächlich durch das Netz bestimmt. Man kann die Grundregel für Neuinvestitionen (stark vereinfacht) etwa so angeben:

  • Baue jeden Block so groß, wie es das Netz erlaubt. Das Netz muß Schnellabschaltungen oder Ausfälle vertragen können.
  • Baue von diesen Blöcken auf einem Gelände so viel, wie du kannst. Wieviel Ausfall kann das Netz bei einem Ausfall einer Übertragungsleitung verkraften? Wie kann die Brennstoffversorgung am Standort gewährleistet werden (Erdgaspipeline, Eisenbahnanschluss, eigener Hafen etc.)? Wie groß ist das Kühlwasserangebot und wie sind die Randbedingungen bezüglich des Umweltschutzes?

Aus den vorgenannten Überlegungen ergeben sich heute international Blockgrößen von 200 bis 800 MWel, bei zwei bis acht Blöcken an einem Standort.

Wie groß der potentielle Markt ist, sieht man allein an der Situation in den USA. Dort müssen wegen verschärfter Bestimmungen zur Luftverschmutzung (Mercury and Air Toxic Standards (MATS) und Cross-State Air Pollution Rule (CSDAPR)) bis 2016 rund 34 GWel Kohlekraftwerke vom Netz genommen werden. Neue Kohlekraftwerke dürfen praktisch nicht mehr gebaut werden. Die Umstellung auf Erdgas kann wegen der erforderlichen Gasmengen und des daraus resultierenden Nachfragedrucks nur eine Übergangslösung sein. Da die „alten Kohlekraftwerke“ relativ klein sind, würde ein Ersatz nur durch „große“ Kernkraftwerke einen erheblichen Umbau der Netzstruktur erforderlich machen. Eine schmerzliche Erfahrung, wie teuer Zentralisierung ist, macht gerade Deutschland mit seinem Programm „Nordseewind für Süddeutschland“. Insofern brauchen SMR auch nur mit „kleinen“ Kohlekraftwerken (100 bis 500 MWel) konkurrieren, die der gleichen Kostendegression unterliegen.

Das Sicherheitskonzept

Bei der Markteinführung von SMR gibt es kaum technische, aber dafür um so größere administrative Probleme. Aus diesem Grund rechtfertigt sich auch das staatliche Förderprogramm in den USA. Die Regierung schreibt zwingend eine Zulassung und Überwachung durch die NRC vor. Dieses Verfahren muß vollständig durch die Hersteller und Betreiber bezahlt werden. Die Kosten sind aber nicht nur (mit dem jedem Genehmigungsantrag innewohnenden) Risiko des Nichterfolges versehen, sie sind auch in der Höhe unkalkulierbar. Die Prüfung erfolgt in Stundenlohnarbeit, zu Stundensätzen von knapp 300 US-Dollar! In diesem System begründet sich ein wesentlicher Teil der Kostenexplosion bei Kernkraftwerken. Die NRC hat stets – nicht ganz uneigennützig – ein offenes Ohr für Kritik an der Sicherheit von Kernkraftwerken. Mögen die Einwände auch noch so absurd sein. Als „gute Behörde“ kann sie stets „Bürgernähe“ demonstrieren, da die Kosten durch andere getragen werden müssen, aber immer den eigenen Stellenkegel vergrößern. Dieses System gerät erst in letzter Zeit in das Licht der Öffentlichkeit, nachdem man erstaunt feststellt, um wieviel billiger und schneller beispielsweise in China gebaut werden kann. Nur mit geringeren Löhnen, läßt sich das jedenfalls nicht allein erklären.

Die „Massenproduktion“ von SMR erfordert völlig neue Sicherheitskonzepte. Auf die technischen Unterschiede wird in den weiteren Teilen noch ausführlich eingegangen werden. Die Frage ist eher, welches Niveau man als Bezugswert setzt. Einem überzeugten „Atomkraftgegner“ wird nie ein Kraftwerk sicher genug sein! Im Gegenteil ist die ständige Kostentreiberei ein zentrales „Kampfmittel“. Allerdings wird durch die Erfolge von China und Korea das Märchen von der „ach so teuren Atomkraft“ immer schwerer verkaufbar. Selbst in einem tiefgläubigen Land wie Deutschland, muß man daher immer mehr auf andere Strategien (z. B. angeblich ungelöste „Entsorgung“) ausweichen. Sollte man jedoch das heute erreichte Sicherheitsniveau als Grenzwert setzen, lassen sich bei den meisten SMR-Konzepten bedeutende Kostenvorteile erreichen. Es ist nicht auszuschließen, daß das – außerhalb Deutschlands – so gesehen wird. Andererseits kann man durch zusätzliche Sicherheitsmaßnahmen die Auswirkungen auf das Umfeld auch bei schwersten Störfällen so stark begrenzen, daß ein Einsatz innerhalb des Stadtgebiets z. B. zur Fernwärmeversorgung akzeptabel wird. Könnte sogar sein, daß SMR in Städten mit starker Luftverschmutzung hoch willkommen sind.

Es gibt aber durchaus einige offene Fragen. Je mehr Standorte es gibt, um so aufwendiger ist die Organisation eines lückenlosen Überwachung- und Bewachungssystems. Heute hat jedes US-Kernkraftwerk zwischen 400 und 700 Festangestellte. Allein die „eigene Privatarme“ umfaßt durchschnittlich 120 Mann. Für jeden Reaktor gibt es ständig zwei – vom Energieversorger zu bezahlende – NRC-Kontrolleure.

International sind Abkommen zu treffen, die sich über die gegenseitige Anerkennung von Zulassungen und Prüfungen verständigen. Es macht keinen Sinn, wenn jedes Land von neuem das gesamte Genehmigungsverfahren noch einmal wiederholt. Bisher gilt eine NRC-Zulassung international als „gold standard“. Es würde sich lohnen, wenn die Kerntechnik sich hierbei an der internationalen Luftfahrt orientiert. Ebenfalls ein Bereich mit sehr hohen Sicherheitsanforderungen.

Nach allgemeiner Auffassung sollten die Lieferketten in „nuclear“ und „non nuclear“ unterteilt betrachtet werden. Die Lieferketten für alle sicherheitstechnisch bedeutenden Teile (Brennelemente, Dampferzeuger, Kühlmittelpumpen usw.) müssen schon sehr früh in der Genehmigungsphase stehen, da ihre Entwürfe unmittelbar mit der Sicherheit verbunden sind. Die Zulieferer müssen sehr eng mit dem eigentlichen Kraftwerkshersteller verknüpft werden. Es ergibt sich ein ähnliches Geschäftsmodell, wie in der Automobilindustrie. Dort werden die Zulieferer mit ihrem speziellen Wissen und Erfahrungen möglichst früh und eng in den Entwicklungsprozess einbezogen. Diese Lieferketten sollten für die Bauartzulassung (vorübergehend) festgeschrieben werden. Es sollten Bauteile gebaut und eingehend geprüft werden. Während dieses Prozesses sind alle Produktionsschritte und Prüfverfahren genau zu dokumentieren, um den Herstellerkreis später ausweiten zu können. Alle sonstigen Bestandteile des Kraftwerks können im Industriestandard und nach lokalen Gegebenheiten unmittelbar nach der jeweiligen Auftragsvergabe vergeben werden.

Hinweis

Dieser erste Teil beschäftigt sich mehr mit den grundsätzlichen Eigenheiten sog. „Small Modular“ Reaktoren. Die Betonung liegt hier auf der energiewirtschaftlichen Betrachtung. Es folgt ein zweiter Teil, der sich näher mit der Technik von SMR in der Bauweise als Leichtwasserreaktor beschäftigt. Ein dritter Teil wird auf die ebenfalls im Bewerbungsverfahren befindlichen schnellen Reaktoren eingehen.

Simulator für SVBR-100 in Betrieb gegangen

Das russische Unternehmen AKME-Engineering, eine Tochter von Rosatom, teilte vor Ostern mit, daß der von ihm entwickelte und gebaute Simulator erfolgreich in Betrieb genommen wurde. Die Inbetriebnahme eines Simulators ist ein wichtiger Meilenstein bei der Entwicklung eines neuen Reaktortyps. Ähnlich wie Flugsimulatoren dienen sie zur Ausbildung und dem laufenden Training der Bedienungsmannschaft. Darüber hinaus finden auf ihnen auch Testläufe für das Genehmigungsverfahren und eine stetige Weiterentwicklung des „System Kraftwerk“ statt. Während der Entwicklungsphase fließen Erkenntnisse in die Konstruktion ein, bzw. werden konstruktive Änderungen in den Simulator eingebaut und auf ihre Auswirkungen auf das Gesamtsystem getestet.

SVBR-100

Bei diesem Kernkraftwerk handelt es sich um eine Neuentwicklung eines mit flüssigem Metall gekühlten Reaktors. Durch die Kühlung mit flüssigem Metall an Stelle von Wasser, bleiben die bei der Kernspaltung freigesetzten Neutronen „schnell“. Schnelle Neutronen besitzen eine höhere kinetische Energie und können damit auch Aktinoide spalten. Aktinoide sind für die langen Halbwertszeiten von abgebrannten Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren verantwortlich. Stark vereinfacht gesagt, könnte man diese Brennstäbe nach erfolgter Wiederaufbereitung in einem solchen Reaktor „nach verbrennen“ und so das angeblich unlösbare und Jahrtausende andauernde Problem mit dem „Atommüll“ auf höchstens einige hundert Jahre zusammen schrumpfen. Heute mehr denn je, ein verlockendes Konzept. Ganz neben bei, gewinnt man dabei noch unvorstellbare Energiemengen. Wie hat Bill Gates so treffend auf die Frage geantwortet, ob er „Atomkraft“ zu den „Erneuerbaren Energien“ zählen würde: Kernenergie ist nicht erneuerbar, sondern unendlich.

Für eine Kühlung mit flüssigen Metallen kommt aus neutronenphysikalischer Sicht praktisch nur eine eutektische Blei/Bismut Legierung oder Natriumverbindungen in Frage. Die Russen verfolgen beide Schienen mit Nachdruck. Natrium hat den Nachteil, daß es sowohl mit Wasser als auch mit Luft sehr heftig reagiert. Blei/Wismut dagegen, muß stets auf über 124 °C gehalten werden, da es sonst einfriert. Die russischen U-Boote der Alfa-Klasse hatten hierfür extra Hilfsdampferzeuger im Hafen.

Damit sind wir beim nächsten Vorteil dieses Reaktortyps: Das Kühlmittel verdampft erst bei etwa 1680 °C. Da technische Temperaturen weit unterhalb liegen, gibt es ein weites Anwendungsspektrum z. B. in der chemischen Industrie. Bei diesem Entwicklungsschritt nutzt man die Fähigkeit erstmal dazu, überhitzten Dampf zu erzeugen. Mit diesem überhitzten Dampf lassen sich ganz konventionelle Dampfturbinen verwenden.

Der SVBR-100 soll voll integriert sein. Damit ist gemeint, daß sich alle nuklearen Komponenten, Dampferzeuger etc. in einem drucklosen, mit flüssigem Metall gefüllten Behälter befinden. Trotz einer elektrischen Leistung von 100 MW baut dieser so klein und leicht (drucklos), daß er problemlos mit der Eisenbahn transportiert werden kann. Wie schon gesagt: Dieses komplette Kraftwerk war ja bereits in U-Booten eingebaut. Dort hat man auch höher angereichertes Uran verwendet, womit es möglich war, ohne Nachladung 7–8 Jahre zu fahren. Man spricht deshalb auch von einer „nuklearen Batterie“. Es gibt durchaus Überlegungen, einen Brennstoffwechsel gar nicht mehr vor Ort auszuführen, sondern den kompletten Reaktor zurück zum Hersteller zu schaffen. So, wie auch ein Schiff zur Generalüberholung und Modernisierung alle paar Jahre eine Werft anläuft.

Ich hoffe, durch diesen Zusammenhang ist deutlich geworden, warum mir die Inbetriebnahme eines Simulators eine Meldung wert erschien. Jedenfalls will AKME-Engineering das erste Kraftwerk 2017 in Betrieb nehmen und ab 2019 kommerziell vertreiben.

Kleinreaktoren

Bei allen Kraftwerken ist eine ausgeprägte Kostendegression mit zunehmender Leistung vorhanden – egal ob der Brennstoff Kohle, Gas, Uran oder sonst irgendetwas ist. Selbst bei Windmühlen gibt es einen Trend zu immer größeren Anlagen. Stark vereinfachend kann man sagen, es ist immer billiger, eine große Turbine als viele kleine zu bauen. Auch im Betrieb ergeben sich klare Vorteile: Meist wird weniger Personal und Wartungsaufwand benötigt und die Physik sorgt für bessere Wirkungsgrade.

Bei heutigen kommerziellen Kernkraftwerken geht die Bandbreite von etwa 1.000 MW (Westinghouse AP-1000) bis über 1.600 MW (Areva EPR) elektrischer Leistung. In Planung sind bereits noch größere Reaktoren. Warum sollte dieser offensichtlich erfolgreiche Trend also unterbrochen oder gar umgekehrt werden?

Marktpotential

Die Gründe sind ganz ähnlich denen in der Luftfahrt: Wenn man immer größere Flugzeuge verkaufen will, muß man auch dauerhaft entsprechend viele Fluggäste haben. Nicht jede Linie ist geeignet und bei mangelnder Auslastung kehrt sich der vermeintliche Kostenvorteil schnell ins Gegenteil um.

Schwellenländer

In der Stromwirtschaft gilt immer noch die Regel, daß der größte Block im Betrieb nicht mehr als zehn Prozent der momentanen Gesamtleistung haben sollte. Dies beschränkt den potentiellen Markt auf große Industrieländer, da sonst schnell des nachts und an Feiertagen die Auslastung nicht mehr gewährleistet wäre. Gerade Schwellenländer sind aber an der Einführung oder dem Ausbau der Kernenergie sehr stark interessiert. Wer in diesen Markt will, muß deshalb auch kleine Reaktoren anbieten.

Portfoliomanagement

Für jedes Energieversorgungsunternehmen bedeutet das Portfolio-Management eine immer größere Herausforderung. Genau so wenig, wie ein verantwortungsbewusster Finanzanleger all sein Vermögen in eine Anlage investiert, kann ein Energieversorger auf nur eine Art der Stromerzeugung setzen. Lediglich staatliche Versorger glauben die nötige Risikoprämie ausblenden zu können, da sie meinen, jederzeit die Steuerzahler in Geiselhaft nehmen zu können. Wenn man nun auch noch berücksichtigt, daß in marktwirtschaftlichen Systemen stets mehr als ein Anbieter vorhanden ist, kann man aus o. g. Gründen nachvollziehen, wie beschränkt die optimale Blockgröße nur sein kann. Selbst wenn große Blöcke vertretbar sind, kann die verringerte Vorfinanzierung durch allmählichen Zubau höchst lukrativ sein. In diesem Sinne ist auch das „modular“ in der Abkürzung SMR (Small Modular Reactor) zu verstehen. Zumindest ein Anbieter geht davon aus, einen „Großreaktor“ durch den sukzessiven Zubau von bis zu acht SMR zu realisieren.

Ersatz alter Kohlekraftwerke

In nächster Zeit ergibt sich ein bedeutendes internationales Marktpotential durch die notwendige Ausserbetriebnahme alter Kohlekraftwerke. Historisch bedingt, bewegen sich diese in der Größenordnung einiger hundert MW pro Standort. Will oder kann man dort keine neuen Kohlekraftwerke mehr bauen, so könnte man doch preisgünstig die vorhandene Infrastruktur mit SMRs weiter nutzen. Wie teuer allein der Netzumbau ist, zeigt sich gerade in Deutschland mit seiner Energiewende. Zumindest in China und USA wird dieses Konzept mit Nachdruck verfolgt. Ziel ist es, die dadurch frei werdenden Kohlenmengen für z. B. die Produktion synthetischer Kraftstoffe nutzbar zu machen. Interessanterweise wird dieses Konzept, von zahlreichen „Umwelt- und Klimaschutzorganisationen“ in den USA massiv unterstützt. In China dürfte eher die Luftverschmutzung und die (gewünscht und geförderte) Motorisierung Pate sein.

Mehr Öl durch SMR

Damit sind wir bei der letzten – und vielleicht am schnellsten realisierten – Anwendung kleiner Reaktoren. Die Förderung von Öl und Gas findet in immer weiter abgelegenen Regionen und mit immer höherem Energieaufwand statt. Der hierbei verbrannte Eigenbedarf setzt die verkaufbare Fördermenge herab. Aus diesem Grunde sind die ersten zwei Kleinreaktoren in Rußland bereits im Bau. Aber auch die Mineralölkonzerne sehen die Kernenergie nicht länger als lästige Konkurrenz, sondern eher zur Abdeckung des Eigenbedarfs.

Kerntechnische Besonderheiten

Aber noch einmal zurück zum Ausgangspunkt. Wenn immer größere Kraftwerke, zu immer geringeren Produktionskosten führen, wie sollen dann SMR konkurrenzfähig sein? In der Presse liest man immer die einfache Antwort: Durch Massenproduktion. Wenn die „Massenproduktion“ so einfach physikalische Gesetze überwinden könnte, hätten wir dann nicht längst Kleinraffinerien, kleine Hüttenwerke usw. an jeder Ecke? Ganz offensichtlich war „small is beautiful“ nichts weiter als ein erfolgreicher Werbeslogan.

Baukosten und Baustellenkosten

Kernkraftwerken geht der Ruf hoher Investitionskosten voraus. Es lohnt sich deshalb, einmal die Ursachen etwas näher zu beleuchten. Von der Entscheidung ein neues Kernkraftwerk zu bauen, bis zur ersten Stromproduktion, vergehen heute in den etablierten Ländern 10 bis 15 Jahre. Das bedeutet nichts anderes, als daß z. B. die Planungskosten über den gesamten Zeitraum vorfinanziert und damit laufend verzinst werden müssen. Selbst bei einem Zinssatz von nur fünf Prozent, haben sie sich nach 15 Jahren bereits verdoppelt. Wer Kosten sparen will, muß also schnell bauen. Wie fatal sich die Bauzeit auf die Stromgestehungskosten auswirkt, kann man heute durch den Vergleich mit China sehen: Baugleiche (!) Reaktoren der Generation III+ (Areva EPR oder AP-1000) werden in China wesentlich schneller fertiggestellt. Menetekel für den Industriestandort Europa sind die Areva-Baustellen eines EPR in Olkiluoto, Finnland und Taishan, China.

Bei beiden Projekten werden die Kernkomponenten (noch) nicht in den Ländern gefertigt, sondern komplett importiert. Ursache für den gewaltigen Preisunterschied sind also die Baustellenkosten. Bei Kernkraftwerken heutiger Bauweise fallen etwa 70 % der Baukosten auf der Baustelle an. Arbeiten auf einer Baustelle sind grundsätzlich teurer als in einer Fabrik. Dies gilt ganz besonders in der Kerntechnik, mit ihrem besonderen Prüf- und Dokumentationsaufwand. Wer also Kosten sparen will, muß möglichst viel, möglichst komplett, vorfertigen und schon in der Fabrik testen.

Wie klein sind SMR?

Als SMRs werden heute Reaktoren mit einer elektrischen Leistung von etwa 45 bis 300 MW bezeichnet. „Klein“ ist also auf diesem Gebiet sehr relativ. Die Definition hat einen anderen Ursprung: Sie sollen geometrisch so klein sein, daß sie sich noch mit der Eisenbahn transportieren lassen. Es wäre damit möglich, sie komplett in einer Fabrik zu fertigen und zu testen und sie nahezu einsatzbereit zu der Baustelle zu transportieren. Hiermit wäre ein Quantensprung in der Bauzeit und damit in den Finanzierungskosten verbunden. Ein Energieversorgungsunternehmen könnte wie eine Fluggesellschaft agieren: Definierter Liefertermin zu garantierten Kosten in akzeptabler Zeit.

Zusätzliche Sicherheit

Wenn man Dampferzeuger, Druckhalter und Umwälzpumpen mit in das Druckgefäß packt, spart man eine Menge Rohrleitungen und Schwachstellen. Dies ist durchaus nichts neues, sondern bei Schiffen seit Jahrzehnten erprobt. Da man wegen der Transportierbarkeit zu einer eher länglichen Bauform kommt, bietet es sich an, das Teil komplett in die Erde zu versenken. Man hat damit gegenüber einer konventionellen Bauweise einen natürlichen Schutz gegen Einwirkungen von außen (Flugzeugabsturz, Terror etc.) Manche Konzepte gehen sogar davon aus, das Containment dauerhaft mit Wasser zu füllen. Man erhält so eine sehr gute Abschirmung gegen Strahlung, eine Filterwirkung bei Störfällen und eine „ewige Kühlung“ zur Abfuhr der Nachzerfallswärme. Alles in allem, kann man von einer um ein bis zwei Größenordnung verringerten Eintrittswahrscheinlichkeit eines schweren Reaktorunfalls ausgehen.

In diesem Zusammenhang ist auch mit geringeren Kosten für die nötigen Versicherungen (Haftpflicht, Betriebsausfall) und einem geringeren Wartungsaufwand zu rechnen. Inhärente Sicherheitssysteme brauchen keine Wiederholungsprüfung. Je mehr Komponenten im Sinne der Kerntechnik nicht mehr sicherheitsrelevant sind, um so mehr kann (wieder) auf konventionelle Produkte und Hersteller zurückgegriffen werden. Es gibt in einem Kernkraftwerk unzählige Bauteile, die mit frei erhältlichen Teilen vollkommen identisch sind, aber einen drei bis viermal so hohen Preis haben. Der berühmt gewordene Dübel ist wahrlich kein Einzelfall. Ursache sind die Kosten für die Zulassung und der sprichwörtliche Dokumentationsaufwand.

Wohin geht die Reise?

Prinzipiell läßt sich jeder Reaktortyp auch klein herstellen. Wegen der erzkonservativen Einstellung der Genehmigungsbehörden – man könnte auch sagen: Was der Bauer nicht kennt, frisst er nicht – wird man sich nur wenig von Bekanntem entfernen. Zumindest in den USA sind Leichtwasserreaktoren favorisiert. Damit kennt sich die Genehmigungsbehörde aus und man kann auf langjährige Erfahrungen aus dem Schiffbau zurückgreifen. Schließlich hat allein die US-Marine über hundert Reaktoren in Betrieb. Wer sich für die gerade staatlich geförderten Konzepte von Westinghouse und B&W interessiert, sollte nicht versäumen, sich einmal den Reaktor der deutschen Otto Hahn (Stapellauf 1964) anzuschauen. Der hieß damals Fortschrittlicher Druckwasserreaktor (FDR). Vielleicht war er ja wirklich nur einfach vierzig Jahre zu früh?

Die Russen ticken auch nicht so viel anders. Die erste barge mit zwei Druckwasserreaktoren ist bereits in Bau und soll in Sibirien zur Versorgung der Gasfelder dienen. Die Reaktoren sind eine leichte Abwandlung des Typs, wie er auch bei russischen Eisbrechern verwendet wird. Allerdings arbeiten sie auch noch an einem Schnellen Reaktor mit Blei-Wismuth-Kühlung. Eine Weiterentwicklung eines mit mäßigem Erfolg eingesetzten U-Boot-Reaktors. Allerdings bietet dieses Konstruktionsprinzip schon allein wegen der höheren Temperaturen interessante Vorteile.

Und damit wären wir wieder in China angelangt. Die Chinesen haben gerade den Grundstein für einen mit Helium gekühlten Thorium Hochtemperatur Reaktor gelegt. Jawohl, es ist die Weiterentwicklung des guten, alten THTR aus Deutschland. Er soll Raffinerien und Chemiebetriebe mit Strom und Wärme versorgen. Das Konzept „Kohle und Kernenergie“ war vielleicht doch nicht so abwegig – meinen jedenfalls die Chinesen. Aus dem gleichen Grund – Erzeugung von Hochtemperatur-Wärme – greifen sie auch das amerikanische Konzept der Salzbadreaktoren wieder auf. Ganz neben bei, kann es auch der „Atommüllentsorgung“ dienen, die in China nicht nur ein Problem der Kernkraftwerke, sondern auch der Kohlekraftwerke und der Produktion Seltener Erden ist, die ja so gut für Windmühlen sein sollen.

In diesem Sinne, könnte man fast meinen, daß das Kernenergiezeitalter erst beginnt. Egal ob sich Deutschland nun „energiewendet“ oder nicht.