Evolution der Brennstäbe

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

Brennstäbe heute

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

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

Das Temperaturproblem

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

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

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

Harrisburg und auch Fukushima

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

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

Oberflächenschutz der Brennstäbe

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

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

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

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

Ein ganz neues Konzept

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

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

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

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

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

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

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

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

Schlussbemerkung

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

Reaktortypen in Europa – Teil6, CANDU

Der CANDU (Canada Deuterium Uranium) Reaktor ist der einzige Schwerwasserreaktor, der sich weltweit durchgesetzt hat. Er ist in seiner neuesten Ausführung ein echter Gen III+ Reaktor mit passiver Sicherheit. Für manche mutet er vielleicht etwas exotisch an, besitzt aber sehr viel Potential für die Nutzung von Thorium und die Weiterverwendung ausgedienter Brennelemente von Leichtwasserreaktoren – gerne auch als „Atommüll“ verunglimpft.

Geschichte

SNC-Lavalin und China Nuclear Power Engineering Company wollen zusammen zwei weitere Reaktoren dieses Typs in Rumänien errichten. Bereits seit 1997 und 2007 laufen dort sehr erfolgreich zwei solche Reaktoren. Wie in zahlreichen anderen Ländern auch: Indien, Südkorea, Rumänien, Pakistan, Argentinien und China. Insgesamt wurden 47 CANDU-Reaktoren gebaut, davon bilden 22 Reaktoren das Rückgrat der kanadischen Stromversorgung. Keine schlechte Bilanz, wenn man bedenkt, wie viele Totgeburten es seit den 1940er Jahren gegeben hat.

In Kanada begann die Entwicklung von Schwerwasserreaktoren bereits während des zweiten Weltkrieges. Es war ein etwas ungeliebter Seitenarm des Manhattan-Projekts unter maßgeblichem Einfluß des französischen Wissenschaftlers Joliot, der wegen seiner politischen Ansichten in den USA als potentielles Sicherheitsrisiko eingestuft war. In den 1960er Jahren wurde die kommerzielle Entwicklung von der kanadischen Regierung forciert: Kanada verfügte über keine Anreicherung und keine Schwerindustrie, die in der Lage war, Reaktordruckgefäße zu schmieden. Beide Argumente besitzen heute noch für viele Entwicklungs- und Schwellenländer Gültigkeit. Man kann sich nahezu aus allen Ecken der Welt mit Natururan versorgen, während man bei der Anreicherung nach wie vor, maßgeblich auf die „Atommächte“ angewiesen ist. Wegen des einfachen Aufbaues ist ein Übergang auf nationale Fertigung in relativ kurzer Zeit und kleinen Stückzahlen möglich.

Allerdings besitzt der CANDU einen entscheidenden (politischen) Nachteil: Mit ihm läßt sich hervorragend waffengrädiges Plutonium und Tritium herstellen. Diesen Weg hat Indien mit seiner ersten Bombe „Smiling Buddha“ vorgemacht, dessen Plutonium aus dem Schwerwasser-Forschungsreaktor „CIRUS“ stammte.

Aufbau

Bei den CANDU-Reaktoren handelt es sich um Druckwasserreaktoren mit schwerem Wasser (D2 O.) als Moderator und Kühlmittel. Das schwere Wasser wird durch Pumpen zwischen dem Kern und den Dampferzeugern umgewälzt. In den Dampferzeugern wird der Dampf für die Turbine erzeugt. Man könnte also sagen, ab dem Reaktorgefäß handelt es sich um einen „ganz normalen Druckwasserreaktor“.

Er besitzt jedoch kein Druckgefäß, sondern zahlreiche Druckröhren. Bei einem EC6 sind es 380 horizontale Röhren, in denen sich jeweils 12 Brennelemente befinden. Die Brennelemente sind rund und nicht rechteckig (wie bei Leichtwasserreaktoren), sodaß sie die Druckröhren optimal ausfüllen. Sie sind auch wesentlich kleiner (etwa 50 cm lang und 10 cm im Durchmesser) und bestehen aus nur 37 Brennstäben. Durch die Abmessungen und ihr geringes Gewicht (rund 25 kg) sind sie optimal für eine vollautomatische Handhabung geeignet. Durch die hohe Anzahl (37 Stück x 12 Brennelemente x 380 Brennstoffkanäle) ergibt sich eine sehr flexible Anordnung und Materialausstattung, auf die später noch eingegangen wird. Durch die vollautomatischen Lademaschinen, die unter voller Last eingesetzt werden können, ergibt sich stets eine optimale Durchmischung und Anordnung. Es ist kaum Überschußreaktivität nötig, die bei Leichtwasserreaktoren am Anfang des Ladezyklus durchVergiftung (z. B. Borsäure, Gadolinium etc.) abgebaut werden muß.

Die Brennstoffkanäle sind schachbrettartig, horizontal in einem Wassertank – der sog. Calandria – angeordnet. Dieser Tank ist vollständig mit schwerem Wasser gefüllt und bildet den eigentlichen Moderator und Reflektor. Die Calandria befindet sich in einem weiteren Wassertank zur Abschirmung, der mit normalem Wasser gefüllt ist. Dieses System ist von einem Tresor aus Stahlbeton umgeben. Oberhalb befinden sich die vier Umwälzpumpen und die vier Dampferzeuger. Zusätzlich ist der gesamte Reaktor von einer Stahlbetonhülle (Containment) umgeben. Äußerlich ist deshalb ein EC6-CANDU kaum von einem üblichen Druckwasserreaktor zu unterscheiden.

Sicherheitskonzept

Jeder Brennstoffkanal ist von einem zweiten Rohr umgeben. Der sich ergebende Spalt dient zur Wärmeisolierung. Das schwere Wasser der Calandria ist kalt und wird auch ständig über eigene Wärmeübertrager kalt gehalten. Zusammen mit dem Wasser der Abschirmung ergibt sich ein großer Wärmespeicher für die Abfuhr der Nachzerfallswärme. Geht Kühlwasser durch Leckagen verloren, kann dieses aus einem großen Wassertank auf dem Dach des Sicherheitsbehälters ersetzt werden. Dafür sind keine Pumpen, sondern nur die Schwerkraft nötig.

Als einziger Reaktortyp verfügt der CANDU über zwei vollständig voneinander unabhängige Schnellabschaltungssysteme: Oberhalb der Calandria befinden sich von Elektromagneten gehaltene Regelstäbe. Bei einer Schnellabschaltung fallen sie durch die Schwerkraft getrieben in die Calandria ein. Seitlich befinden sich Druckbehälter mit Gadoliniumnitrat, die durch das Gaspolster aus Helium angetrieben, ihre Flüssigkeit zur Vergiftung in die Calandria einspritzen.

Warum überhaupt schweres Wasser?

Deuterium ist Wasserstoff, dessen Kern nicht nur aus einem Proton besteht, sondern zusätzlich noch ein Neutron enthält. Es verbindet sich mit Sauerstoff zu schwerem Wasser. Es kommt daher überall auf der Erde in unerschöpflicher Menge vor. Allerdings in nur sehr geringer Konzentration von 0,000018%. Die Anreicherung ist wegen des relativ großen Massenunterschieds zwar relativ einfach, erfordert gleichwohl viel Energie und Apparatur. Mit anderen Worten, es ist recht teuer. Die hohen Investitionskosten sind deshalb der Hauptnachteil beim CANDU. Enthält doch ein EC6 über 472 to davon, bei nur etwa 700 MWel. Leistung. Der laufende Verbrauch ist nur sehr gering. Ein weiterer Nachteil ist die erhöhte Produktion von Tritium. Da Deuterium bereits ein Neutron enthält, ist die Aufnahme eines weiteren sehr viel wahrscheinlicher, als bei normalem Wasser.

Ausschlaggebend sind die überragenden neutronenphysikalischen Eigenschaften. Die Wahrscheinlichkeit für eine Spaltung steigt umgekehrt proportional mit der Geschwindigkeit der Neutronen. Abgebremst werden die Neutronen durch Zusammenstöße mit dem Moderator. Je kleiner die Kerne sind, je mehr Energie geht bei einem einzelnen Stoß verloren – dies spricht für Wasserstoff als Moderator. Leider gibt ein Kern nicht jedes Neutron wieder her. Jedes absorbierte Neutron ist aber für eine weitere Spaltung verloren. Je größer die Wahrscheinlichkeit für eine Streuung ist und um so kleiner die Wahrscheinlichkeit für eine Absorption, desto besser ist das Material als Moderator geeignet. Man mißt dies mit der „Moderating Ratio“ MR. Sie beträgt bei H2 O nur 62. Im Gegensatz dazu, ist sie bei D2O. mit 4830 fast 78 mal so gut. Zusätzlich kann man den Bremseffekt noch verbessern, wenn man den Moderator möglichst kühl hält. Dies ist der Grund für die kalte Calandria.

Alles zusammen, führt dazu, daß man bei einem CANDU mit Natururan auskommt und trotzdem mittlere Abbrände von 7500 MWd/toU erzielt. Dies ergibt nicht nur die beste Ausnutzung von Natururan, sondern eröffnet noch ganz andere Brennstoffkreisläufe.

CANDU und Leichtwasserreaktoren im Verbund

In jedem Reaktor werden nicht nur Kerne gespalten, sondern auch immer neue Kerne durch das Einfangen von Neutronen gebildet. Allerdings ist die Nutzungsdauer der Beladung immer zeitlich begrenzt – egal in welcher Form der Brennstoff vorliegt. Es verhält sich mit dem Brennelement wie mit einer Weinflasche: Nach dem Gebrauch ist sie für den Nutzer Abfall, aber deshalb noch kein Müll. Man kann auch die leere Flasche vielfältig weiter nutzen oder sie recyceln.

Auch wenn die Brennstäbe in den Leichtwasserreaktoren nicht mehr nutzbar sind, enthalten sie doch noch unzählige Wertstoffe. In diesem Zusammenhang sind Uran und Plutonium von Interesse. Man kann diese beiden auf verschiedene Art und Weise nutzen:

  • Zuerst sollte man sie so lange – wie wirtschaftlich vertretbar – lagern. Genau das, geschieht im Moment weltweit. Radioaktive Stoffe besitzen die angenehme Eigenschaft, daß sie nur zerfallen können, also stetig weniger werden. Je mehr Spaltprodukte aber zerfallen sind, desto geringer ist die Strahlungsleistung geworden. Ein enormer Vorteil bei der weiteren Verarbeitung.
  • Man kann diese Brennelemente z. B. nach dem Purex-Verfahren wieder aufbereiten. Man erhält als Produkt hochreines Uran und Plutonium. Das Uran ist aber ohne eine weitere Anreicherung nicht wieder in einem Leichtwasserreaktor verwendbar. Hier kommen die CANDU’s ins Spiel:
  • Das Uran aus der Wiederaufbereitung hat einen etwas höheren Gehalt an U235 (ungefähr 0,9% plus 0,6% Pu) als Natururan. Man kann nun dieses Uran mit abgereichertem Uran aus Anreicherungsanlagen zu synthetischem Natururan verschneiden. Man spart also den Aufwand für eine weitere Anreicherung.
  • Viel sinnvoller ist es, das Uran aus der Wiederaufbereitung im ursprünglichen Zustand zu verwenden. Man muß es nicht verschneiden, sondern kann es durch die unzählige Kombination von Brennstäben aus unterschiedlichen Materialien als sehr viel effektivere Neutronenquelle einsetzen.
  • Es ist sogar möglich, die abgebrannten Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CANDU-Reaktoren ein weiteres mal zu nutzen: Man müßte sie lediglich auf Länge schneiden und erneut in eine Hülle einschweißen. Allerdings bräuchte man hierfür wegen der hohen Strahlenbelastung eine fernbediente Herstellung und Handhabung. China führt bereits in seinen laufenden Reaktoren Versuche aus. Es wurde in Zusammenarbeit mit den Kanadiern ein umfangreiches Entwicklungsprogramm gestartet.
  • Man kann aber auch die abgebrannten Brennstäbe vorher pulverisieren und erhitzen. Da der größte Teil der Spaltprodukte (z. B. die Edelgase und Jod) schon bei relativ geringen Temperaturen ausgasen, können sie einfach abgeschieden werden. Man erhält nach dem Sintern „neue“ Brennelemente, mit wesentlich geringerer Strahlenbelastung (als die unbehandelten Brennelemente) und weniger parasitärem (bezüglich der Neutronen) Inhalt. Diese Schiene – mit teilweiser Wiederaufbereitung – wird in Korea verfolgt und als DUPIC-Verfahren (Direct Use of spent PWR fuel In Candu) bezeichnet.

Es gibt also zahlreiche Wege, aus Leichtwasser- und Schwerwasserreaktoren einen Energieverbund herzustellen. Man kann in etwa sagen, daß vier Leichtwasserreaktoren mit ihren abgebrannten Brennelementen einen Schwerwasserreaktor versorgen können. Dies könnte das evolutionäre Glied zur Nutzung – und damit Beseitigung – von „Atommüll“ sein: Man ersetzt das kostspielige PUREX-Verfahren durch „Neuverpackung“ oder „Teilreinigung“. Diese Verfahrensschritte sind sicherlich wesentlich eher mit der Gewinnung von Natururan wirtschaftlich konkurrenzfähig.

Thorium

Neben Uran, kann man auch mit Thorium Reaktoren betreiben. Thorium ist in manchen Ländern (z. B. Indien) leicht zu fördern oder fällt sogar als Abfall an (z. B. Produktion seltener Erden in China). Allerdings kann man mit Thorium keine selbsterhaltende Kettenreaktion erzeugen. Vorher muß man daraus U233 erbrüten. Anders als bei Uran, funktioniert das Brüten bei Thorium auch sehr gut mit thermischen Neutronen. Es war daher schon frühzeitig ein Gedanke, Thorium als Brennstoff in Schwerwasserreaktoren einzusetzen.

Aus der Konstruktion von Brennstoffkanälen, die mit Brennelementen gefüllt sind, die sich wiederum aus Brennstäben zusammensetzen, ergeben sich beim CANDU zwei grundsätzliche Varianten: Der gemischte Kern (mixed-core) und das gemischte Brennelement (mixed-fuel-bundle).

Bei einem gemischten Kern, verwendet man Brennelemente aus reinem Thorium, die zum Erbrüten von U233 dienen. Die hier verschluckten Neutronen müssen an anderer Stelle im Reaktor erzeugt werden. Dafür verwendet man Brennelemente mit leicht angereichertem Uran oder aus Mischoxid. Hierfür bietet sich – wie weiter oben schon beschrieben – idealerweise der „Abfall“ aus Leichtwasserreaktoren an. Diese Strategie erfordert – wegen der wechselnden Orte und der unterschiedlichen Verweilzeiten in den Kanälen – eine komplexe Steuerung der Lademaschinen. Wenn man nur reines Thorium in einem Brennelement einsetzt, kommt man zu einer besonders eleganten „Einfach-Nutzung“. Aus Thorium bilden sich durch das Einfangen von Neutronen weit weniger langlebige Aktinoiden, als aus Uran. Da man es im wesentlichen nur mit (kurzlebigen) Spaltprodukten zu tun hat, ergibt sich ein „Atommüll“, der besonders gut für eine „Endlagerung“ geeignet ist. Diese Beschränkung auf eine technische Zwischenlagerung – ohne Wiederaufbereitung und/oder geologisches „Endlager“ – ist ein weiterer Anreiz für Länder mit großen Thoriumvorkommen (z. B. Norwegen).

Der andere Weg sind die gemischten Brennelemente. Dort wird bevorzugt der mittlere Brennstab aus reinem Thorium hergestellt und die ihn konzentrisch umgebenden Stäbe aus leicht angereichertem Uran. Dies vereinfacht das Umsetzen, hat aber eine schlechtere Ausnutzung der Neutronen zur Folge. Wenn man bereits gebrütete Brennelemente verwendet, um deren Stäbe in gemischten Brennelementen weiterzuverwenden, benötigt man keinerlei Wiederaufbereitung. Dieser Brennstoffkreislauf bietet sich besonders für Länder an, die unbedingt und nachweisbar auf Kernwaffen verzichten wollen.

Man kann mit Schwerwasserreaktoren Konversionsraten von nahezu eins erreichen. Wenn man über mehrere CANDU-Reaktoren verfügt, kann man einige davon vollkommen mit Thorium betreiben. Lediglich einige müssen zusätzlich leicht angereichertes Uran bzw. Mischoxid verwenden um den Fehlbedarf an U233abzudecken. Ein Land wie z. B. Indien, mit großen Mengen eigenem Thorium, aber kaum eigenem (wirtschaftlichem) Uran, kann so einen beträchtlichen Anteil aus heimischen Energieträgern abdecken.

Neben der Streckung von Uranvorräten bietet die Verwendung von Thoriumoxid noch eine Reihe anderer Vorteile: Bessere Wärmeleitung, höherer Schmelzpunkt, sehr gute chemische Stabilität und weniger Bildung von Aktinoiden.

Schlußwort

Mit diesem Beitrag, soll die Serie über die Reaktortypen in Europa vorläufig abgeschlossen werden. Eigentlich fehlen hier noch die russischen Druckwasserreaktoren wie sie in Finnland und der Türkei gebaut werden sollen. Bisher mangelt es aber nach wie vor an frei zugänglichen Informationen.

Sinn dieser Serie sollte es sein, interessierten Menschen einen Überblick darüber zu verschaffen, was geht, was man morgen bestellen und bauen könnte, was genehmigt und erprobt ist. Forschung und Entwicklung stehen auf einem anderen Blatt. Man kann – wenn man politisch will – sofort mit dem Ausbau der Kernenergie beginnen bzw. fortschreiten. China macht es eindrucksvoll vor: Den Einstieg in das Zeitalter der Kerntechnik auf breiter Front durch Nutzung von allem, was der Weltmarkt hergibt. Ein gigantischer Vergleich unter gleichen Rahmenbedingungen. Bisher gab es das nur in den USA – und man erinnert sich kaum, in Deutschland. Vielleicht muß man wirklich schon daran erinnern. Es gab einmal deutsche Siedewasser-, Druckwasser-, Schwerwasser-, Thorium-Hochtemperaturreaktoren und natriumgekühlte schnelle Reaktoren. Alle gebaut und mit besten Betriebserfahrungen und ganz ohne schwere Unfälle. Wenn es dem Esel zu gut geht, geht er aufs Eis tanzen, sagt ein altes Sprichwort. Jedenfalls reist heute eine ehemalige Pionierleiterin nach Japan, um der dortigen Regierung deutsche Wind- und Sonnentechnik schmackhaft zu machen. Selbstverständlich bei ausdrücklicher Verweigerung eines Besuchs in Fukushima. Zu viel Realität, konnte man im Politbüro noch nie ertragen. Das Ergebnis ist bekannt.

Reaktortypen in Europa – Teil4, ABWR

Der ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) ist eine Entwicklung von Hitachi und Toshiba in Zusammenarbeit mit General Electric. Er ist der einzige Reaktor der Generation III, der bereits über mehr als zehn Jahre Betriebserfahrung verfügt.

Geschichte

Es befinden sich bereits vier Reaktoren in Japan in Betrieb (Kashiwazaki-Koriwa 5+6, Hamaoka 5 und Shika 2), und drei weitere in Bau (Shimane und Langmen 1+2 in Taiwan). Die beiden ersten Reaktoren Kashiwazaki gingen 1996 und 1997 nach nur 36 Monaten Bauzeit (vom ersten Beton bis zur Beladung) ans Netz. Es ist in Anbetracht der vertrackten Situation in Grossbritannien daher nicht verwunderlich, daß man sich für den Bau von je drei Reaktoren in Wylfa Newyd und Oldbury-on-Severn durch das Horizon-Konsortium stark macht. Allerdings ist das Genehmigungsverfahren noch nicht abgeschlossen, sodaß man erst von einer Inbetriebnahme in der ersten Hälfte des nächsten Jahrzehntes ausgehen kann. Gleichwohl ist der Zeitdruck für erforderliche Neubauten scheinbar so groß geworden, daß man noch dieses Jahr mit der Baustellenvorbereitung beginnen will, damit man nach Erhalt aller Genehmigungen (erwartet 2018/2019) unverzüglich mit dem nuklearen Teil beginnen kann. Grundsätzliche Schwierigkeiten werden nicht gesehen, da die Genehmigungen für die USA, Japan und Taiwan bereits vollständig vorliegen und auf praktische Betriebserfahrungen seit 1996 in Japan verwiesen werden kann. Es sind lediglich die besonderen Erfordernisse der EU (insbesondere Flugzeugabsturz) einzuarbeiten und die „Post-Fukushima-Erfordernisse“ nachzuweisen. Es könnte durchaus sein, daß dieser Reaktortyp (UK-ABWR) noch in ganz Europa auf die Überholspur geht.

Warum Siedewasserreaktoren?

Wenn man ein großes Kraftwerk bauen will, bleibt praktisch nur der Dampfkreislauf. Wasser wird unter hohem Druck verdampft und verrichtet in einer Turbine Arbeit, durch die ein Generator angetrieben wird. Wenn man ohnehin Wasser als Arbeitsmittel für die Turbine braucht, warum nicht auch gleich als Arbeitsmittel (Kühlung und Moderator) im Reaktor einsetzen? Wenn man nun noch den Dampf in einem „einfachen Kessel“ durch Kernspaltung erzeugt, hat man einen Siedewasserreaktor. Einfacher geht nicht. Allerdings ist eine solche Konstruktion wegen der großen freien Flächen als Schiffsantrieb gänzlich ungeeignet. Bei einem stampfenden und rollenden Schiff im Seegang, hätte man bereits Probleme überhaupt eine vernünftige Regelung zu konzipieren. Zuerst war aber der Drang nach einem U-Boot, für das man den Druckwasserreaktor erschaffen mußte. Einmal fertig entwickelt – staatliche Förderung oder der Krieg ist der Vater aller Dinge – konnte man ihn schnell zu einem konventionellen Kraftwerk umstricken.

Bei der Diskussion von Vor- und Nachteilen beider Konzepte, wird von Laien oft der „nicht radioaktive Sekundärkreislauf“ als zusätzlicher Sicherheitsvorteil des Druckwasserreaktors angeführt. Beide Kreisläufe sind durch die Rohre in den Dampferzeugern physikalisch voneinander getrennt. Wasser – als H2 O – wird durch die Neutronen im Reaktor angegriffen: Teilweise zerschlagen sie die Moleküle in Wasserstoff und Sauerstoff (Wasserchemie und Korrosion) und teilweise fangen die Atome mit den ihnen charakteristischen Wahrscheinlichkeiten auch Neutronen ein und wandeln sich dadurch um. Unter den Gesichtspunkten des Strahlenschutzes ist hierbei die Umwandlung von Sauerstoff in radioaktiven Stickstoff die übelste Variante. Die gebildeten N16 – Atome zerfallen mit einer Halbwertszeit von 7,13 s wieder in Sauerstoff und senden dabei eine γ.-Strahlung von 10,4 MeV aus. Für den Arbeitsschutz ist das jedoch kein besonderes Problem, wenn man die Dampfleitungen und die Turbine mit einer entsprechenden Abschirmung versieht. Selbst bei einem Schaden an den Brennelementen können nur gasförmige Spaltprodukte in den Dampf gelangen – ist doch gerade die Verdampfung ein probates Mittel zur Reinigung von Flüssigkeiten. Aus den Jahrzehnten Betriebserfahrung weltweit, hat man genug Erfahrungen gesammelt und Gegenmaßnahmen entwickelt. So ist beispielsweise das Spülen der Kondensatoren mit Frischluft vor Wartungsarbeiten ein Mittel, die Belastung der Arbeiter z. B. durch radioaktives Jod drastisch zu senken. Heute liegen Siedewasserreaktoren auf den untersten Plätzen bei der gemessenen Strahlenbelastung. Schließlich gilt auch hier wieder der Grundsatz: Je weniger vorhanden ist, desto weniger muß repariert und gewartet werden.

Der ABWR ist der Porsche unter den Kraftwerken

Die momentane Leistung eines Leichtwasserreaktors hängt im Betrieb von der Dichte des Wassers ab. Je höher die Dichte ist, um so mehr nimmt die Wahrscheinlichkeit für einen Zusammenstoß der Neutronen mit einem Wasserstoffatom zu. Die sich dadurch ergebende Abbremsung ist aber die entscheidende Voraussetzung für eine weitere Spaltung (sog. Moderation). Bei dem Sättigungszustand im ABWR (70,7 bar) beträgt der Dichteunterschied zwischen Wasser und Dampf rund 0,05. Mit anderen Worten: Sind ungefähr erst 5% der Wassermasse in einem Kanal verdampft, ist dieser praktisch schon vollständig mit Dampf gefüllt. Damit man überhaupt eine ausreichende Moderation erzielen kann – gemeint ist, genug flüssiges Wasser im Kanal vorhanden ist – sind nahezu 20 Umläufe erforderlich. Hier kommen die internen Umwälzpumpen ins Spiel: Der ABWR hat davon 10 Stück mit je 8300 m3/h Förderleistung. Sie können die Dampfblasen förmlich aus den Kanälen herausspülen und sind somit das „Gaspedal“ des Siedewasserreaktors. Im Bereich von ca. 65% bis 100% übernehmen nur sie die Leistungsregelung. Die Leistung des Reaktors hängt quasi an der Pumpendrehzahl. Der ABWR ist für Leistungsänderungen von 1% pro Sekunde zugelassen. Ein Gas und Dampf Kombikraftwerk wirkt dagegen wie ein alter Trabant. Es ist lustig zu beobachten, wie manche „Umweltschützer“ schon die Zukunft ihrer „CO2-freien Stromwirtschaft“ in der Kombination aus Kernkraftwerken und Windmühlen auf dem Meer sehen. Die Propaganda von den notwendigen „flexiblen Gaskraftwerken“ wird jedenfalls nur noch von bildungsfernen Kreisen nachgeplappert. In GB sieht umgekehrt die Wind-auf-dem-Meer-Lobby in neuen Kernkraftwerken bereits die einzige Überlebenschance. Deutschland demonstriert ja gerade eindrucksvoll, wie hoch die Folgekosten (Regelung, Netzausbau, Speicher usw.) sind, wenn man sich als „Windpark in der Nordsee“ nicht schmarotzend an ein Kernkraftwerk anhängen kann. Bleibt nur abzuwarten, bis die Kapitalgeber erkannt haben, wieviel Uranbrennstoff man für die Baukosten eines Windparks kaufen könnte…

Der Reaktordruckbehälter

Der ABWR ist das vorläufige Endstadium einer jahrzehntelangen Evolution der Siedewasserreaktoren: Es ist gelungen, alle zur Dampferzeugung notwendigen Baugruppen in einen Behälter mit einem Durchmesser von 7,4 m und einer Höhe von 21 m unter zu bringen. Dies erlaubt nicht nur die Fertigung in einer Fabrik, sondern ist auch ein wesentlicher Grund für den enormen Sicherheitsgewinn. Mußte man bei der „Fukushima-Generation“ noch von etwa einer Kernschmelze in 20.000 Betriebsjahren ausgehen, beträgt die Häufigkeit beim ABWR nur noch eine Kernschmelze in über sechs Millionen Betriebsjahren. Damit kein Mißverständnis entsteht: Wahrscheinlichkeit heißt nichts anderes als, es kann – wie beim Lotto – schon morgen oder auch nie passieren. Lediglich bei sehr großen Stückzahlen (Betriebsjahre, nicht Kalenderjahre) ergibt sich der Durchschnittswert. Gleichwohl bilden solche Berechnungen den Sicherheitsgewinn zwischen zwei Anlagen sehr genau ab. Außerdem ist eine Kernschmelze – wie Harrisburg und Fukushima gezeigt haben – zwar eine sehr teure, aber relativ harmlose (keine Todesopfer!) Angelegenheit.

Je weniger Bauteile (Pumpen, Rohrleitungen, Ventile, Dampferzeuger etc.) man hat, je weniger kann kaputt gehen. Je weniger dieser Bauteile räumlich verteilt sind, je geringer ist außerdem die Strahlenbelastung für das Personal.

Der Reaktordruckbehälter ist für alle Einbauten ein sehr sicherer Aufbewahrungsort. Um die Sicherheit zu steigern, ist das Mittelteil, in dem sich der Reaktorkern befindet, aus einem Stück geschmiedet (keine Schweißnähte). Alle Anschlüsse (Speisewasser, Dampf, Notkühlung) befinden sich oberhalb des Reaktorkerns, damit der Kern immer unter Wasser bleibt, auch wenn schwere Leckagen in anderen Baugruppen auftreten.

Der Reaktorkern

Der Reaktorkern bei einem ABWR mit einer Leistung von 1350 MWel besteht aus 872 Brennelementen in einer 10 x 10 Anordnung der Brennstäbe. Jedes Brennelement ist ein viereckiges Rohr von 4,2 m Länge. Das Wasser kann nur von unten nach oben strömen und jedes Brennelement ist für sich wärmetechnisch ein abgeschlossenes System. Der Kasten aus Zircaloy ist allerdings für Neutronen nahezu vollkommen durchlässig. Dadurch ergibt sich neutronenphysikalisch die Verknüpfung mit allen Nachbarelementen.

Jedes Brennelement in 10 x 10 = 100 Anordnung besitzt 78 Brennstäbe von ganzer Länge, 14 teilgefüllte Brennstäbe und 2 dicke Wasserstäbe. Berücksichtigt man noch eine unterschiedliche Anreicherung bzw. Vergiftung der einzelnen Brennstofftabletten aus denen die Brennstäbe zusammengefügt werden, sowie den unterschiedlichen Abbrand im Betrieb, ergibt sich eine schier unendliche Kombinationsmöglichkeit. Sinn und Zweck ist eine möglichst gleichmäßige radiale und axiale Belastung über die gesamte Betriebszeit. Durch geschickte Ausnutzung des Neutronenspektrums während des Betriebs, kann man heute in einem Siedewasserreaktor gegenüber einem Druckwasserreaktor mit rund 15% weniger Verbrauch an Natururan auskommen. Lastfolgebetrieb ist mit beliebigen Tagesprofilen möglich. Die Ladezyklen der Brennelemente können flexibel zwischen 18 und 24 Monaten auf die Bedürfnisse des jeweiligen Energieversorgers abgestimmt werden. Es kann sowohl Plutonium als Mischoxid eingesetzt werden, wie auch die Konversionsrate („brüten“ von Plutonium aus Uran) auf Werte von nahezu 1 (Druckwasserreaktor rund 0,6) getrieben werden.

Die Steuerstäbe

Die Brennelemente sind nicht dicht nebeneinander gestapelt, sondern zwischen ihnen befindet sich ein genau definierter Wasserspalt. In diesen Spalten fahren die Steuerstäbe nach oben. Die 205 Steuerstäbe sind kreuzförmig, sodaß jeweils vier Brennelemente mit ihnen eine Einheit bilden. Sie bestehen aus Edelstahl. In ihnen sind mit Borkarbid oder Hafnium (Neutronengifte) gefüllte und gasdicht verschweißte Röhren eingelassen.

Die Steuerstäbe können vollständig ausgefahren werden. Sie ziehen sich dann in den Raum unterhalb des Kerns, aber innerhalb des Reaktordruckgefässes zurück. Jeder Steuerstab wird durch einen elektrischen Schrittmotor unterhalb des Reaktordruckbehälters angetrieben. Jeder Steuerstab kann damit einzeln und zentimetergenau verfahren werden. Steuerungstechnisch sind die einzelnen Stäbe zusätzlich in Gruppen zusammengefaßt. Ihre Stellung kann damit allen Betriebszuständen und den momentanen Neutronenflüssen angepaßt werden. Hierfür sind 52 feste Messeinrichtungen im Reaktorkern vorhanden. Zusätzlich wird der Abbrand noch auf einem Computer mitgerechnet.

Wird eine Schnellabschaltung ausgelöst, werden alle Steuerstäbe in höchstens 1,7 Sekunden vollständig von unten in den Kern eingeschossen. Zu diesem Zweck werden die elektrischen Antriebe durch hydraulische überbrückt. Die Energie wird aus ständig geladenen Wasser/Stickstoff-Druckspeichern bezogen.

Die Dampftrocknung

Aus den Brennelementen tritt oben ein Gemisch aus Wasser und Dampf im Sättigungszustand aus. Bei diesem Druck ist zwar weniger als 15% der Masse des unten in die Brennelemente eingetretenen Wassers verdampft, dies führt aber zu einem Volumenanteil des Dampfes von über 40%. Dieser Dampf muß abgeschieden werden und das Wasser über den Ringraum des Kerns wieder zum Eintritt zurückgeleitet werden. Zusätzlich wird der entzogene Dampf noch durch „kaltes“ Speisewasser ersetzt.

Die Wasserabscheider bestehen aus dreifach hintereinander geschalteten Elementen. In ihnen wird das Wasser rausgeschleudert und fällt durch sein Gewicht nach unten zurück. Der Dampf strömt weiter nach oben.

Ganz oben im Druckbehälter, befinden sich die Dampftrockner. In ihnen wird der Sattdampf durch Blechpakete umgeleitet. Hier werden nicht nur feinste Tröpfchen aufgehalten, sondern durch die Reibung entsteht zusätzliche Wärme, die den Dampf geringfügig überhitzt. Als Nebeneffekt verlängert sich die Verweilzeit des Dampfes im Reaktordruckgefäß durch die langen Wege. Ein beträchtlicher Teil des gebildeten radioaktiven Stickstoffs (N16. mit t ½ = 7,13 s) kann bereits dort zerfallen.

Die Notkühlung

Der ABWR verfügt über drei redundante und räumlich voneinander getrennte Notkühlsysteme. Dadurch steigt nicht nur die Sicherheit, sondern auch die Verfügbarkeit: Wenn während des Betriebs ein Notkühlsystem gewartet wird, stehen immer noch zwei zur Verfügung.

Ein Siedewasserreaktor ist eine robuste Konstruktion:

  • Der Wasserinhalt im Reaktordruckgefäß ist größer als bei einem Druckwasserreaktor. Dies verschafft Reaktionszeit.
  • Die Brennelemente sind für einen dauerhaften Siedezustand geschaffen. Die Gefahr in den Zustand des Filmsiedens – dabei entsteht eine isolierende Dampfchicht auf dem Brennstab – zu gelangen, ist wesentlich geringer und damit eine Überhitzung (z. B. Teilschmelze von Brennstäben) unwahrscheinlicher.
  • Da die Dampferzeugung bereits im Reaktor stattfindet, entfallen eine Menge potentieller Leckstellen. Die Gefahr eines größeren Kühlmittelverlustes reduziert sich auf die Frischdampf- und Speisewasserleitungen.

Die Notkühlung vollzieht sich in der Nachspeisung von ausreichend Kühlwasser. Der Wasserstand muß stets oberhalb des Reaktorkerns liegen. Ist ein auftretendes Leck nur klein, bleibt der Druck im Reaktordruckgefäß noch relativ hoch. Jede Notkühlung verfügt deshalb über eine Hochdruck-Einspeisung. Sollte diese Versagen, kann eine Druckabsenkung auch bewußt über die Abblaseventile herbeigeführt werden. Ist der Druck – aus welchen Gründen auch immer – weit genug abgefallen, erfolgt die Nachspeisung aus dem Niederdrucksystem. Damit der Druck im Containment nicht unnötig ansteigt, wird der Dampf in Kondensationskammern niedergeschlagen. Das sind große, mit kaltem Wasser gefüllte Kammern. Die Wasserfüllung wird durch eine Wasseraufbereitung stets auf Speisewasserqualität gehalten, sodaß das Kühlwasser gleichzeitig zur Nachspeisung dienen kann. Da sich diese Kammern innerhalb des Containment befinden, ist diese Wasserreserve sehr gut geschützt. Das Wasser wird beständig über die Kühlkreisläufe des Kraftwerks auf einer niedrigen Temperatur gehalten.

Die Eigenversorgung

Solange alles normal läuft, wird die gesamte vom Kraftwerk benötigte elektrische Energie von der eigenen Produktion abgezweigt. Wenn das Netz kurzfristig zusammenbricht – Blitzschlag, Sturmschaden, Schaltfehler etc. – kann die Regelung dies ohne Schnellabschaltung beherrschen: Der Dampf wird an der Turbine vorbei, direkt in die Kondensatoren geleitet. Gleichzeitig nimmt die Regelung die Leistung des Reaktors über die Umwälzpumpen und die Steuerstäbe sanft zurück. Das Kraftwerk läuft nun im Leerlauf und erzeugt nur noch Strom für den Eigenbedarf. Kann das Netz schnell wieder hergestellt werden, kann der Betrieb ohne große Verzögerung wieder aufgenommen werden.

Liegt der Schaden beispielsweise im Generator, kann die Stromversorgung aus dem Netz aufrecht erhalten werden. Ist das Netz ebenfalls zusammengebrochen (Fukushima) müssen die Notstromdiesel übernehmen. Hierfür gibt es drei Notstromdiesel in drei voneinander hermetisch getrennten (Feuerschutz und wasserdicht gegen Wasser von außen und innen) Bereichen innerhalb des Reaktorgebäudes (Schutz gegen z. B. Flugzeugabsturz, Erdbeben etc.). Versagen auch diese, gibt es noch eine Gasturbine im separaten „Notstandsgebäude“ (Post-Fukushima). Für alle Gleichstromverbraucher (z. B. Regelung, Computer etc.) gibt es eine überdimensionierte (Post-Fukushima) Batterieanlage zur unterbrechungsfreien Stromversorgung.

Sollten alle Sicherheitssysteme versagen, gibt es noch eine weitere Ebene für alle nicht vorhersehbaren Ereignisse. Unterhalb des Reaktordruckbehälters gibt es einen sog. „Core-Catcher“ auf dem sich ein eventuell austretendes Corium ausbreiten könnte (UK-ABWR). Der gesamte Raum unterhalb des Reaktors könnte durch das Wasser aus den Kondensationskammern zusätzlich geflutet werden. Sollte der Druck im Sicherheitsbehälter unzulässige Werte erreichen, kann das Gas kontrolliert und gefiltert über den Schornstein abgelassen werden. Dies ist für alle Menschen, die von einem nicht kalkulierbaren „Restrisiko“ ausgehen. Allerdings darf nicht erwartet werden, daß dadurch rechtgläubige „Atomkraftgegner“ von ihrem Kampf abgehalten werden. Schließlich hat in Fukushima eine der schwersten Naturkatastrophen in der Menschheitsgeschichte nur zum Totalschaden von vier Reaktoren aus den Anfängen der Kerntechnik geführt – ohne ein einziges zusätzliches Todesopfer zu verursachen. Genau die ABWR hingegen, haben durch dieses außergewöhnlich schwere Erdbeben keinen Schaden genommen. Ein schlimmer, aber bestens bestandener Praxistest. Wer also immer noch glaubt, in Deutschland ginge es bei Fragen der Kerntechnik nicht um vorgeschobene politische Interessen, dem ist nicht zu helfen.

Ausblick

Im nächsten Teil wird der ESBWR als bisher sicherheitstechnisches „High Light“ der Leichtwasserreaktoren behandelt. Er ist in Europa noch nicht in der Diskussion, weil er gerade erst den „Goldstandard der Genehmigungsverfahren“ – eine Zulassung durch die US-Behörden – erlangt. Dies kann sich aber sehr schnell ändern, wie die neusten Entwicklungen z. B. in Indien zeigen.