Was ist eigentlich Atommüll?

Wenn man sich z.B. mit dem Thema Endlagerung beschäftigen will, ist es sinnvoll zu wissen, was „Atommüll“ eigentlich ist und wie er entsteht.

Alles entsteht im Reaktor

Im Reaktor eines Kernkraftwerks werden Atomkerne gespalten. Dies ist sein Sinn. Um Wärme-Leistungen von mehreren Gigawatt (GWth.) in einem so kleinen Behälter zu erzeugen, sind gewaltige Flüsse von Neutronen notwendig. Die Neutronen entstehen überwiegend bei den Spaltungen und lösen weitere Spaltungen aus. Eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion. Sie läuft solange weiter, bis zu viel „Spaltstoff“ verbraucht wurde. Der Brennstoff muß erneuert werden, d. h. die „abgebrannten Brennelemente“ (spent fuel) müssen durch frische ersetzt werden.

Auf ihrem Weg von einer Spaltung zu einem weiteren spaltbaren Kern, treffen die meisten Neutronen auch auf andere Atomkerne. Das sind all die anderen Materialien, aus denen der Reaktor besteht: Brennstabhüllen, Wasser, Regelstäbe, Einbauten im Reaktor, das Reaktorgefäß selbst etc. Nun kann es passieren, daß sie nicht nur mit einem Atomkern zusammenstoßen und wieder abprallen – gestreut werden – sondern von diesem dauerhaft eingefangen werden. Es entsteht ein neues chemischen Element oder ein Isotop. Man nennt das Aktivierung, da diese neu erschaffene Elemente radioaktiv sind.

Bewegen sich solche radioaktiven Stoffe durch das Kernkraftwerk, können sie Bauteile, Werkzeuge etc. kontaminieren. Kontaminierung und Aktivierung werden oft miteinander verwechselt: Kontaminierte Gegenstände bleiben unverändert, sie werden nur mit radioaktiven Stoffen verunreinigt. Sie können auch wieder gereinigt werde. Die Reinigung kann aber so aufwendig und damit kostenintensiv sein, daß es billiger ist, das Teil als „Atommüll“ zu deklarieren und einfach komplett wegzuwerfen.

Unterschiedliche Formen der Strahlung

Man unterscheidet γ-Strahlung, β-Strahlung (Elektronen) und α-Strahlung (Helium-Kern). Die beiden letzten können kaum Materie durchdringen. Für γ-Strahlung gilt: Eine Abschirmung aus möglichst dichtem Material (z. B. Blei) und schlichtweg Abstand einhalten. Jedenfalls reicht in einem Brennelemente-Lagerbecken die Wassertiefe als Abschirmung vollkommen aus. Es wäre gefahrlos möglich, in einem solchen Becken zu schwimmen.

Aus vorgenannten Gründen reicht meist ganz normale Schutzkleidung – bestehend aus Atemschutz, Schutzanzug, Handschuhen und Brille – beim Umgang mit Atommüll aus. Solange man radioaktive Stoffe nicht in seinen Körper aufnimmt, ist Atommüll relativ harmlos. Umgekehrt gilt, wenn man Atommüll sicher einschließt, ist der Umgang ohne Schutzkleidung möglich. Typisches Beispiel ist der Castor-Behälter: Seine dicken Stahlwände, spezielle Neutronenabsorber und sein gasdichter Verschluß machen auch die Handhabung stark strahlender Brennelemente gefahrlos möglich.

Die Dosis macht das Gift

Wie bei allen anderen Stoffen auch, ist die biologische Wirkung von Strahlung immer von der Dosis abhängig. Schon die Erfahrung mit dem Sonnenlicht macht diesen Zusammenhang deutlich: Ein wenig Sonne ist belebend (z. B. Bildung von Vitamin D), zu viel davon, erzeugt einen Sonnenbrand mit der Zerstörung von Hautschichten. Zuviel und häufige Strahlung kann sogar Hautkrebs erzeugen.

Der menschliche Körper verfügt über zahlreiche Reparaturmechanismen. Wäre das nicht so, hätte es überhaupt kein Leben auf der Erde geben können, denn die Strahlung war vor Millionen von Jahren noch wesentlich höher als heute. Jedenfalls ist die Vorstellung, schon ein einziges Plutonium-Atom könnte Krebs auslösen oder gar vererbbare Genveränderungen, ein Hirngespinst, das nur zur Erzeugung von Angst dienen soll. Wäre Radioaktivität tatsächlich so gefährlich, dürften wir nichts essen und trinken. Es gibt Mineralwässer, die enthalten mehr radioaktive Stoffe, als das Wasser in einem Brennelemente-Lagerbecken oder gar das Kondensat in einem Kernkraftwerk. Wir dürften keine Bananen oder Tomatenmark essen, denn die enthalten radioaktives Kalium. Unsere Bauern dürften vor allem keinen mineralischen Dünger aufs Land streuen, denn der enthält beträchtliche Mengen Uran, der ihre Felder im Laufe der Zeit zu „Atommüll-Deponien“ macht.

Es gibt heute umfangreiche Tabellen, die angeben, wieviel man von einem Stoff ohne Krankheitsrisiko zu sich nehmen kann. In diesen Tabellen ist noch ein weiterer Zusammenhang berücksichtigt, die sog. biologische Halbwertszeit. Es ist z. B. ein Unterschied, ob man radioaktives Wasser trinkt, welches ständig aus dem Körper ausgeschieden wird und durch frisches Wasser ersetzt wird oder radioaktives Strontium, welches gern in Knochen eingelagert wird und dort für Jahrzehnte verbleiben kann.

Konzentration oder Verdünnung

Beim Umgang mit „Atommüll“ spielen die Begriffe Verdünnung und Konzentration eine große Rolle. Im Sinne einer biologischen Wirksamkeit ist eine Verdünnung – wie bei jedem anderen Gift auch – eine bedeutende Schutzmaßnahme. Im Prinzip kann man jeden Stoff soweit verdünnen und damit unschädlich machen, daß er Trinkwasser oder Nahrungsmittelqualität besitzt. Deshalb besitzt z. B. jedes Kernkraftwerk einen hohen Abluftkamin. Radioaktive Abgase werden ordentlich verdünnt, bevor sie aus großer Höhe wieder auf den Boden gelangen oder von Menschen eingeatmet werden können.

Das Prinzip der Verdünnung, war bis in die 1960er Jahre der bestimmende Gedanke bei der Abgabe radioaktiver Stoffe ins Meer. Allerdings war von Anfang an klar, daß man durch die beständige Abgabe ins Meer, die Konzentration radioaktiver Stoffe dort erhöhen würde. Man vollzog deshalb eine 180-Grad-Wende: Von nun an war die Aufkonzentrierung das Mittel der Wahl. Bis aktuell in Fukushima. Dort dampft man radioaktives Wasser ein, welches nahezu Trinkwasserqualität hat, um auch geringste Mengen radioaktiver Stoffe vom Meer fern zu halten. Vom naturwissenschaftlichen Standpunkt aus betrachtet, schlicht Irrsinn. Aber zugegeben ein Irrsinn, mit dem sich trefflich Geld verdienen läßt und man am Ende auch noch behaupten kann, Kernenergie sei schlicht zu teuer.

Allerdings muß man an dieser Stelle festhalten, daß die Kerntechnik der erste Industriezweig ist, der versucht, Schadstoffe konsequent aus der Umwelt fern zu halten. Gleiches kann man von der Chemie oder den fossilen Energieverwendern (international) noch lange nicht behaupten.

Spent fuel

Nach einiger Zeit im Reaktor, ist jedes Brennelement „abgebrannt“. Es muß deshalb entfernt werden und durch ein neues ersetzt werden. Die frisch entnommenen Brennelemente strahlen so stark, daß man sie nur unter Wasser handhaben kann. Würde man sie nicht kühlen, könnten sie sogar schmelzen oder zumindest glühen. Dies hat zwei Ursachen:

  • Alle Spaltprodukte sind radioaktiv. Die Strahlung wandelt sich beim Kontakt mit Materie in Wärmeenergie um. Letztendlich wandeln sich die Spaltprodukte in stabile (nicht radioaktive) Kerne um. Dies geschieht jedoch meist nicht in einem Schritt, sondern in mehreren Schritten. Dabei können sogar chemisch unterschiedliche Elemente entstehen. Jede Stufe sendet die ihr eigene Strahlung mit ihrer charakteristischen Energie aus.
  • Der radioaktive Zerfall ist im Einzelfall rein zufällig und durch nichts zu beeinflussen. Betrachtet man aber eine sehr große Anzahl von Atomen eines bestimmten Stoffes, kann man sehr wohl eine sog. Zerfallskonstante ermitteln. Für den praktischen Gebrauch hat sich die sog. Halbwertszeit eingebürgert: Das ist die Zeitdauer, nach der genau die Hälfte der ursprünglichen Menge zerfallen ist. Für den Umgang mit Atommüll ergibt das eine wichtige Konsequenz: Stoffe, die eine geringe Halbwertszeit haben, sind schnell zerfallen. Wegen ihrer hohen Zerfallsrate senden sie aber auch sehr viel Strahlung pro Zeiteinheit aus.

Für abgebrannte Brennelemente ergibt sich daraus der übliche Zyklus: Erst werden sie in ein tiefes Becken mit Wasser gestellt. Das Wasser dient dabei zur Abschirmung der Strahlung und als Kühlmittel. Nach ein paar Jahren ist bereits so viel radioaktives Material zerfallen, daß man die Brennelemente in trockene Behälter (z. B. Castoren) umlagern kann. Es beginnt die beliebig ausdehnbare Phase der „Zwischenlagerung“.

Wiederaufbereitung

Ein abgebranntes – und damit nicht mehr nutzbares – Brennelement eines Leichtwasserreaktors, besteht nur zu rund 4% aus Spaltprodukten – quasi der nuklearen Asche – aber immer noch aus dem Uran und einigem neu gebildeten Plutonium. Uran und Plutonium können weiterhin zur Energieerzeugung genutzt werden.

Vom Standpunkt der Abfallbehandlung ergibt eine Wiederaufbereitung deshalb eine Verringerung des hochaktiven Abfalls (gemeint ist damit das abgebrannte Brennelement) um den Faktor Zwanzig, wenn man die Spaltprodukte abtrennt.

Man dreht aber damit auch gleichzeitig an der Stellschraube „Zeitdauer der Gefahr“. Der radioaktive Zerfall verläuft nach einer e-Funktion. D. h. zu Anfang nimmt die Menge stark ab, schleicht sich aber nur sehr langsam dem Grenzwert „alles-ist-weg“ an. In diesem Sinne tritt die Halbwertszeit wieder hervor. Plutonium-239 z. B., hat eine Halbwertszeit von über 24.000 Jahren. Man muß also mehr als 250.000 Jahre warten, bis nur noch ein Tausendstel der ursprünglichen Menge vorhanden wäre. Geht man von einem Anfangsgehalt von 1% Plutonium in den Brennstäben aus, sind das immer noch 10 Gramm pro Tonne. Nach den berühmten eine Million Jahren, beträgt die Konzentration etwa zwei Nanogramm pro Tonne. Auch nicht die Welt. Gleichwohl senkt das Abscheiden von Uran und Plutonium den Gefährdungszeitraum ganz beträchtlich.

Die Spaltprodukte sind im Wesentlichen nach maximal 300 Jahren zerfallen. Das „radioaktive Glas“ für die Endlagerung strahlt dann nur wenig mehr als ein gehaltvolles Uranerz wie z. B. Pechblende, aus dem Madame Curie einst das Radium chemisch extrahiert hat.

Eine Wiederaufbereitung erzeugt keinen zusätzlichen Atommüll, sondern ist ein rein chemisches Verfahren. Atommüll wird nur in Reaktoren „erzeugt“. Richtig ist allerdings, daß die Anlage und alle verwendeten Hilfsstoffe mit Spaltprodukten etc. verschmutzt werden. Heute wirft man solche kontaminierten Teile nicht mehr einfach weg, sondern reinigt bzw. verbrennt sie.

Die minoren Aktinoide

Heute werden die minoren Aktinoide (Neptunium, Americium, Curium, Berkelium, Californium) ebenfalls noch als Abfall betrachtet und in der Spaltproduktlösung belassen. Sie sind für die Strahlung nach 300 Jahren wesentlich verantwortlich. Dies ist eine Kostenfrage, da sie sich nur sehr aufwendig aus einer Spaltproduktlösung abtrennen lassen.

Sie bilden sich im Reaktor, weil nicht jedes eingefangene Neutron auch zu einer Spaltung führt. Je länger der Brennstoff im Reaktor verbleibt, um so weiter kann der Aufbau fortschreiten: aus Uran-235 wird Uran-236 und daraus Uran-237 gebildet bzw. aus Plutonium-239, Plutonium-240 usw.

Setzt man Uran und Plutonium aus der Wiederaufbereitung erneut in Leichtwasserreaktoren ein, verlängert sich quasi die Verweilzeit und die Menge der minoren Aktinoide im Abfall nimmt entsprechend zu. So geht man heute davon aus, Mischoxide aus Uran und Plutonium nur einmal in Leichtwasserreaktoren zu verwenden.

Grundlegend Abhilfe können hier nur Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum leisten. Will man ganz bewußt Plutonium „verbrennen“, um den ständig wachsenden Bestand auf der Welt zu verringern, bleibt nur der Einsatz solcher Reaktoren (z. B. der Typ PRISM) übrig. Reaktoren mit Wasser als Moderator sind viel zu gute „Brüter“. Handelsübliche Leichtwasserreaktoren haben eine sog. Konversionsrate von 0,6. Mit anderen Worten: Wenn man zehn Kerne spaltet, erzeugt man dabei automatisch sechs neue spaltbare Kerne – hauptsächlich durch Umwandlung von Uran-238 in Plutonium-239. Wenn man also reines Mischoxid einsetzt, hat man immer noch 0,6 x 0,6 = 36% der ursprünglichen Plutonium-Menge. Zum Überdruss auch noch in einer unangenehmeren Isotopenzusammensetzung. Keine besonders wirksame Methode, wenn man die Plutoniumvorräte auf der Welt drastisch verringern will. Völlig absurd in diesem Sinne, ist die Endlagerung kompletter Brennelemente, wie das in Deutschland geschehen soll. Bei dieser Methode sind die Anforderungen an ein Endlager am höchsten.

An dieser Stelle soll Thorium nicht unerwähnt bleiben. Thorium erzeugt den kurzlebigsten Abfall, da der Weg ausgehend von Uran-233 sehr viel länger als von Uran-238 ist und über das gut spaltbare Uran-235 führt. Ein Thorium-Reaktor erzeugt kaum minore Aktinoide, sondern hauptsächlich kurzlebige Spaltprodukte.

Der deutsche Sonderweg

Ursprünglich sind wir in Deutschland auch von einer Wiederaufbereitung der Brennelemente ausgegangen. Wir haben sogar rund 7.000 to in Frankreich und England aufbereiten lassen. Der hochaktive Müll – bestehend aus in Glas gelösten Spaltprodukten und minoren Aktinoiden – wird und wurde bereits nach Deutschland zurückgeliefert. Es werden etwa 3.600 solcher Kokillen in Deutschland in ungefähr 130 Castoren (28 Kokillen pro Castor ) „zwischengelagert“. Bis zum geplanten Ausstieg im Jahre 2022 werden noch etwa 10.000 to Brennelemente hinzugekommen sein.

Die Umstellung von Wiederaufbereitung zu direkter Endlagerung ist ein politischer Geniestreich Rot/Grüner-Ideologen gewesen: Deutschland hat nun das künstlich erschaffene Problem, ein – oder gar zwei – Endlager für zwei verschiedene hochaktive Abfallsorten zu erfinden. Beide von (wirtschaftlich) geringer Menge. Die verglasten Abfälle aus der Wiederaufbereitung sind ziemlich unempfindlich gegenüber Wasser (lediglich Auslaugung) und erfordern einen sicheren Einschluß für lediglich ca. 10.000 Jahre. Direkt eingelagerte Brennelemente müssen wegen ihres Gehalts an Spaltstoff (Uran und Plutonium) sicher vor Wassereinbrüchen geschützt sein, um einen Kritikalitätsunfall zu verhindern. Die schwedische Methode der Kupferbehälter mag ein Hinweis in diese Richtung sein. Teuerer geht nimmer, aber das ist ja auch Programm, damit die Behauptung der „teueren Kernenergie“ erfüllt werden kann. Zu allem Überdruss muß der sichere Einschluß auf diesem Weg für mindestens 200.000 Jahre erfolgen (Faktor 20!), um auf eine gleiche Gefährdung zu kommen. Aber auch das ist ja ausdrücklich gewollt, um die Angstindustrie kräftig anzuheizen.

TRANSATOMIC – schon wieder ein neuer Reaktortyp?

Es tut sich wieder verstärkt etwas bei der Weiterentwicklung der Reaktortechnik in den USA.

Gänzlich anders als in Deutschland, in dem man sich mehr denn je zurück ins Mittelalter träumt, setzt man in USA verstärkt auf die Ausbildung junger Ingenieure und Wissenschaftler und ermutigt sie, eigene Unternehmen zu gründen. Eines der Programme ist das Gateway for Accelerated Innovation in Nuclear (GAIN), des U.S. Department of Energy (DOE). Vereinfacht gesagt, gibt es dort Gutscheine, die die (sonst kostenpflichtige) Nutzung staatlicher Forschungseinrichtungen durch Unternehmensgründungen ermöglichen. Acht solcher „Gutscheine“ im Gesamtwert von zwei Millionen Dollar gingen an sog. startups aus der Kerntechnik.

Eines dieser jungen Unternehmen der Kerntechnik ist Transatomic Power Corporation (TPC). Wie so oft in den USA, ist es eine Gründung von Absolventen des MIT. Glückliches Amerika, in dem noch immer tausende junger Menschen bereit sind, sich den Strapazen eines Kerntechnik-Studienganges aussetzen, während man hierzulande lieber „irgendwas mit Medien“ studiert. Allerdings kennt man in den USA auch keine Zwangsgebühren zur Schaffung von hoch dotierten Nachrichtenvorlesern und Volksbelehrern. Jeder Staat setzt halt seine eigenen Prioritäten.

Noch etwas ist in den USA völlig anders. Das junge Unternehmen hat bereits mehrere Millionen Dollar privates Risikokapital eingesammelt. Es braucht noch mehr Kapital und hat deshalb ein Papier veröffentlicht, in dem das Konzept seines Reaktors näher beschrieben ist. Sicherlich ein erhebliches wirtschaftliches Risiko. Man vertraut offensichtlich darauf, mangelnde „Geldmacht“ durch Schnelligkeit kompensieren zu können. Erklärtes Ziel ist es, möglichst schnell einen kleinen Versuchsreaktor mit 20 MWth zu bauen. Das erste kommerzielle Kraftwerk soll rund 500 MWel (1250 MWth.) Leistung haben und rund zwei Milliarden Dollar kosten.

Abgebrannte Brennelemente als Brennstoff

Der Reaktor ist vom Typ „molten salt“. Der Brennstoff wird in geschmolzenem Salz gelöst, welches gleichzeitig dem Wärmetransport dient. Populär ist dieser Reaktortyp im Zusammenhang mit Thorium gemacht worden. Man beschränkt sich hier bewußt auf Uran als Brennstoff, um auf die dafür vorhandene Infrastruktur zurückgreifen zu können. Thorium wird eher als Option in ferner Zukunft gesehen.

Der besondere Charme dieses Konzeptes liegt in der Verwendung abgebrannter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren als Brennstoff. Solche abgebrannten Brennelemente bestehen zu rund 95% aus Uran-238 und etwa je einem Prozent Uran-235 und Plutonium. Der Rest sind Spaltprodukte als Abfall. Das klassische Modell, wie es z.B. in Frankreich praktiziert wird, ist die Wiederaufbereitung nach dem Purex-Verfahren: Man erhält sehr reines Uran, welches als Ersatz für Natururan wieder in den Kreislauf zurückgeführt wird und reines Plutonium, welches als Mischoxid zu neuen Brennelementen verarbeitet wird. Die Spaltprodukte mit Spuren von Aktinoiden werden verglast und als Atommüll endgelagert. Für diese chemischen Prozeßschritte (Wiederaufbereitungsanlage) geht man von Kosten in Höhe von 1300 bis 3000 US-Dollar pro kg aus. Bei heutigen Preisen für Natururan eine unwirtschaftliche Angelegenheit. Deshalb füllen sich die Lager mit abgebrannten Brennelementen auch weiterhin. Allein in den USA lagern über 70.000 to ausgedienter Brennelemente. Für die „Zwischenlagerung“ in Behältern (ähnlich den Castoren in Deutschland) geht man von etwa 100 Dollar pro kg aus. Für die „Entsorgung“ haben sich bereits über 31 Milliarden US-Dollar Rücklagen angesammelt – was etwa 400 Dollar pro kg entspricht.

Wem es gelingt, einen Reaktor zu bauen, der die abgebrannten Brennelemente „frißt“, ist in der Rolle einer Müllverbrennungsanlage: Er wird für die Beseitigung des Mülls bezahlt und kann sich mit seinem Preis an den anderen Möglichkeiten (z. B. Müllkippe) orientieren. Die entstehende Wärme ist umsonst. Die elektrische Energie aus der „Müllbeseitigung“ ist ein weiteres Zubrot. Es kommt lediglich darauf an, eine besonders günstige „Müllverbrennungsanlage“ zu bauen. Genau an diesem Punkt, setzt TPC an.

Das Transatomic Konzept

Die Angst vor dem „Atommüll“ wird mit seiner Langlebigkeit begründet. Es gibt wahrlich gefährlichere Stoffe, als abgebrannte Brennelemente. Solange man sie nicht aufisst, sind sie recht harmlos. Es ist aber die berechtigte Angst, ob man diese Stoffe für Jahrmillionen sicher von der Biosphäre fern halten kann, die viele Menschen umtreibt. Spaltprodukte sind in diesem Sinne kein Problem, da sie in wenigen hundert Jahren faktisch von selbst verschwunden sind. Jahrhunderte sind aber durch technische Bauwerke (Kathedralen, Pyramiden etc.) oder natürliche Barrieren (einige hundert Meter gewachsene Erdschichten) sicher beherrschbar.

Man kann aber alle langlebigen Aktinoide durch Spaltung in kurzlebige Spaltprodukte umwandeln und dabei noch riesige Mengen Energie erzeugen – am besten in einem Kernkraftwerk. Ein solcher Reaktor muß besonders sparsam mit den bei einer Spaltung freiwerdenden Neutronen umgehen, um möglichst viele andere Kerne umzuwandeln und letztendlich zu spalten.

  • Spaltprodukte haben teilweise sehr große Einfangquerschnitte. Mit anderen Worten, sie wirken parasitär indem sie wertvolle Neutronen „wegfangen“. Die Konsequenz ist eine integrierte Wiederaufbereitung. Dies läßt sich nur über eine Brennstofflösung erreichen.
  • Es dürfen nur möglichst wenig Neutronen das System verlassen. Dazu muß man den Reaktor mit einem Reflektor versehen, der die Neutronen wieder in den Reaktor zurück streut. Idealerweise verwendet man dafür ebenfalls Uran, damit nicht zurück streubare Neutronen bei ihrem Einfang wenigstens neuen Spaltstoff – hier Plutonium – erzeugen.
  • Bei Reaktoren mit festen Brennstoffen, kann man die Spaltstoffe nicht kontinuierlich ersetzen. Man benötigt deshalb zu Anfang eine Überschußreaktivität. So zu sagen, mehr Spaltstoff als eigentlich zuträglich ist. Diese Überschußreaktivität muß durch Regelstäbe und abbrennbare Gifte kompensiert werden: Wertvolle Neutronen werden unnütz weg gefangen.

Will man mit möglichst geringer Anreicherung auskommen – was einem bereits abgebrannten Brennelement entspricht – muß man zwingend auf ein thermisches Neutronenspektrum übergehen. Sogenannte „Schnelle Brüter“ erfordern eine zweistellige Anreicherung. Also wesentlich höher, als sie in einem frischen Brennelement für einen Leichtwasserreaktor vorliegen. Man kann in einem thermischen Reaktor zwar nicht brüten – also mehr Spaltstoff erzeugen als beim Betrieb verbraucht wird – aber fast genau soviel erzeugen, wie verbraucht wird. Man muß es auch gar nicht, da ja der „Atommüll“ noch Spaltstoff enthält.

Wieviel wird nun gespart?

Ein heutiger Leichtwasserreaktor produziert pro 1000 MWel etwa 20 to abgebrannter Brennelemente pro Jahr. Geht man von einer direkten Endlagerung aus, ist dies die Menge „Atommüll“ die in ein Endlager muß. Erzeugt man die gleiche elektrische Energie aus eben solchem „Atommüll“, ist diese Menge schon mal komplett eingespart.

Gleichzeitig wird aber auch der ursprünglich vorhandene „Atommüll“ in der Form abgebrannter Brennelemente weniger. Die Energie wird durch die Spaltung von Atomkernen erzeugt. Sie sind nach der Spaltung unwiederbringlich vernichtet. Wird Uran noch von vielen Menschen als natürlich und damit relativ harmlos angesehen, ist z. B. Plutonium für sie reines Teufelszeug. Genau diese Stoffgruppe dient aber bei diesem Reaktortyp als Brennstoff und wird beständig verbraucht.

Ein solcher Reaktor produziert rund 1 to Spaltprodukte pro 1000 MWel und Jahr. Die Spaltprodukte sind darüberhinaus in einigen Jahrhunderten – gegenüber 100.000den von Jahren bei Plutonium – verschwunden. In Bezug auf die Energieversorgung sind solche Reaktoren eine echte Alternative zu sog. „Schnellen Brütern“. Bereits die vorhandenen abgebrannten Brennelemente und die absehbar hinzukommenden, wären eine schier unerschöpfliche Energiequelle.

Was ist neu bei diesem Reaktortyp?

In den USA hat man über Jahrzehnte Erfahrungen mit Salzschmelzen in Versuchsreaktoren gesammelt. Hier strebt man bewußt die Verwendung von Uran und nicht von Thorium an. Dies hat bezüglich des Salzes Konsequenzen: Lithiumfluorid kann wesentlich höhere Konzentrationen Uran gelöst halten (LiF-(Actinoid)F4) als das bekanntere FLiBe-Salz. Erst dadurch ist der Einsatz abgebrannter Brennelemente (niedrige Anreicherung) möglich. Allerdings liegt die Schmelztemperatur dieses Brennstoffs bei etwa 500 °C. Ein wesentliches Sicherheitskriterium ist daher, Verstopfungen in Kanälen und Rohrleitungen durch Ablagerungen, sicher zu vermeiden.

Als Moderator sollen Stäbe aus Zirconiumhydrid eingesetzt werden. Sie wirken wie „umgekehrte Regelstäbe“: Je tiefer sie in die Schmelze eingetaucht werden, um so mehr Neutronen werden abgebremst und die Spaltungsrate erhöht sich. Die Moderation solcher Stäbe ist gegenüber früher verwendetem Graphit so viel besser, daß fast der doppelte Raum für die Salzschmelze bei einem vorgegebenen Reaktorvolumen zur Verfügung steht. Ein weiterer wichtiger Schritt zu der Verwendung von „Atommüll“ als Brennstoff.

Die integrierte Wiederaufbereitung

Die Spaltprodukte müssen kontinuierlich aus der Salzschmelze entfernt werden. Sie wirken nicht nur parasitär, sondern stellen auch das eigentliche Sicherheitsproblem dar. Je weniger Spaltprodukte gelöst sind, um so weniger Radioaktivität könnte bei einem Störfall freigesetzt werden.

Etwa 20% der Spaltprodukte sind Edelgase. Sie sollen mit Helium aus der Salzschmelze abgeschieden werden und anschließend in Druckgasflaschen gelagert werden.

Rund 40% der Spaltprodukte sind Metalle, die Kolloide in der Schmelze bilden. Sie sollen mit Geweben aus Nickel ausgefiltert werden.

Der Rest – hauptsächlich Lanthanoide – sind sehr gut in der Salzschmelze gelöst. Sie sollen mittels flüssigen Metallen extrahiert werden und anschließend in eine keramische Form zur Lagerung überführt werden.

In der Abscheidung, Behandlung und Lagerung der Spaltprodukte dürfte die größte Hemmschwelle bei der Einführung von Reaktoren mit Salzschmelzen liegen. Welcher Energieversorger will schon gern eine Chemiefabrik betreiben? Vielleicht werden deshalb erste Anwendungen dieses Reaktors gerade in der chemischen Industrie liegen.

Zusammenfassung

Der Gedanke, „Atommüll“ möglichst direkt als Brennstoff einzusetzen, hat Charme. Wirtschaftlich kommt man damit in die Situation einer Müllverbrennungsanlage. Man kann sich an den Aufbereitungs- und Entsorgungspreisen des Marktes orientieren. Diese Einnahmen sind schon mal vorhanden. Die Stromproduktion ist ein Zubrot. Es wird noch sehr viel Entwicklungszeit nötig werden, bis ein genehmigungsfähiger Reaktor vorliegt. Auch die Kostenschätzung über zwei Milliarden Dollar für den ersten kommerziellen Reaktor, ist in diesem Sinne mit der gebotenen Vorsicht zu betrachten. Allerdings handelt es sich bei diesem Reaktor nicht um ein Produkt einer „Erfindermesse“. Man hat sehr sorgfältig den Stand der Technik analysiert und bewegt sich auf allen Ebenen auf dem machbaren und gangbaren Weg. Es ist nur zu hoffen, daß diesem jungen Unternehmen noch etwas Zeit verbleibt, bis es – wie so viele vor ihm – auf und weg gekauft wird.

Weltweit tut sich etwas in der Entsorgungsfrage: Salzbadreaktoren, Entwicklung metallischer Brennstoffe – sogar für Leichtwasserreaktoren – und abgespeckte chemische Wiederaufbereitungsverfahren in Rußland.

Atomkonzerne wollen Ausstiegskosten drücken

Man glaubt es nicht, aber es geht immer noch ein bischen schlimmer. Jetzt sollen wir Stromkunden auch noch über 23 Milliarden für die Mästung eins Staatsfonds aufbringen.

Welchen Müll?

Um gleich mal mit einer provokativen Frage anzufangen. Abgebrannte Brennelemente z. B. sind Abfälle – weil nicht mehr vom Kraftwerk verwendbar – aber deshalb noch lange kein Müll. Kein Mensch kommt heute auf die Idee, eine alte Autobatterie oder eine alte Zeitung als Müll zu verunglimpfen. Bei der „gelben Tonne“ spricht man deshalb heute selbstverständlich von einer „Wertstofftonne“. Von Anfang an, war es vorgesehen die „abgebrannten“ Brennelemente zu recyceln. Aus dem Abfall – aus der Sicht eines Kraftwerks – wurde erst durch grüne Politiker „Atommüll“ gemacht, nachdem man die Wiederaufbereitung in Deutschland verboten hat. Genau der heutige (große) Vorsitzende der „Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe“ war maßgeblich an dieser Schandtat beteiligt.

Die Unterscheidung von „Abfall“ und „Müll“ ist alles andere als Haarspalterei. Abfall ist immer ein höchst subjektiver Zustand, der erst zum Müll wird, wenn keine Nachfrage mehr vorhanden ist. Wesentlicher Unterschied ist die Menge vorher und nach der Aufbereitung. Ein typisches Beispiel wohin die Entwicklung geht: Als mit dem „Endlager Konrad“ begonnen wurde, war ein wesentliches Sicherheitskriterium der Absturz eines mehrere hundert Tonnen schweren Dampferzeugers in die Grube. Seit Jahren ist aber die komplette Versendung der Dampferzeuger z. B. nach Schweden Realität. Dort werden sie industriell (maßgeblich durch Roboter) zerlegt und „dekontaminiert“. Zurück kommt ein Würfel, etwa so groß wie ein Kühlschrank, in dem alle Radioaktivität eingeschmolzen ist. Alle anderen Materialien werden an lokale Schrotthändler verkauft und damit dem normalen Materialkreislauf wieder zugeführt. Dies ist bereits heute billiger, als die komplette Einlagerung.

Radioaktiver Zerfall geht immer nur in eine Richtung

Das ist die andere (schöne) Seite der Medaille. Je länger man wartet, um so geringer wird die ausgesendete Strahlung. Dies ist z. B. bei Umweltgiften wie Asbest oder Quecksilber nicht der Fall. Insofern müßte eigentlich von dem „Endlager Herfa-Neurode“ eine unendliche Sicherheit gefordert werden – aber „Chemiemüll“ ist wohl politisch korrekt.

Der radioaktive Zerfall verläuft meist in Ketten (d. h. mehrere Zwischenglieder), endet aber immer mit einem stabilen Endglied (welches nicht mehr radioaktiv ist). Diese Zerfallsketten laufen unbeeinflußbar ab. Am Anfang nimmt die Strahlung sehr stark ab (Elemente mit kleiner Halbwertszeit), später sehr langsam (immer mehr Kerne sind bereits zerfallen, es sind nur noch Elemente mit großer Halbwertszeit vorhanden). Wichtig für das Verständnis eines „Endlagers“ ist die Tatsache, daß der „Atommüll“ in menschlichen Zeiträumen eine Intensität erreicht, die der natürlich vorkommender Erzlagerstätten entspricht. Anders ausgedrückt: Solange man den „Atommüll“ nicht isst, kann man ihn problemlos in die Hand nehmen. Sollte er tatsächlich wieder in den biologischen Kreislauf gelangen (z. B. durch Grundwasser) ist die entscheidende Frage, wieviel Zeit vergangen ist (d. h. wieviele und welche radioaktiven Elemente überhaupt noch vorhanden sind) und welche Konzentration vorliegt.

Die Crux mit der Radioaktivität ist, daß man einerseits noch geringste Mengen nachweisen kann, andererseits diese längst nicht mehr schädlich sind. Typisches Beispiel ist die Banane oder verschiedene Mineralwässer. Für die „Beherrschbarkeit“ und dem Umgang mit abgebrannten Brennelementen könnte man sagen: Je länger abgelagert, je harmloser und technisch einfacher handhabbar. Jeder Laie kann das nachvollziehen. Nach der Entnahme aus dem Reaktor kann man die „frischen Brennelemente“ nur fernbedient handhaben und muß diese zur Kühlung und Abschirmung in metertiefen Wasserbecken lagern. Nach einigen Jahren werden sie in Spezialbehälter umgepackt. Neben solchen „Castoren“ kann man gefahrlos herlaufen oder eine Lagerhalle betreten.

Warum nicht einfach verkaufen?

Abgelagerte Brennelemente sind der ideale Input für Wiederaufbereitungsanlagen. Je geringer die Strahlung ist, desto weniger belasten sie die Anlage und das notwendige Personal. In diesem Sinne, sind z.B. Indien und China ideale Kunden. Beide Länder haben sich zum Bau von Wiederaufbereitungsanlagen entschlossen, da sie arm an eigenen Uranvorkommen sind. Je zügiger sie mit dem Bau beginnen, desto geringer ist die Menge, die sich aus den eigenen Kernkraftwerken ansammelt. Bis solche Anlagen richtig laufen, sind Jahrzehnte Vorlauf (Planung, Bau, Probebetrieb) notwendig. Gerade in den ersten Betriebsjahren sind abgelagerte Brennelemente die ideale Beschickung. In diesem Sinne wären Brennelemente aus Deutschland ein interessantes Handelsgut.

Wäre nicht die zur Zeit vorherrschende ideologische Verblendung bestimmend, könnten wir international – gerade bei einem Totalausstieg – zu vernünftigen und wirtschaftlich optimalen Lösungen gelangen. Schließlich haben wir ja auch bisher schon die „Dienstleistung Wiederaufbereitung“ in England und Frankreich eingekauft. Warum zukünftig nicht auch in Rußland, China oder sonst wo? Entsprechendes gilt für die Konditionierung von Abfällen. Es wurden ganze LKW-Ladungen von brennbaren Abfällen in die USA verschifft und anschließend die „radioaktive Asche“ nach Deutschland zurückgeführt. Bei den geringen Mengen, die bis zum „Totalausstieg“ angefallen sein werden, kann man gleich über die Mit-Einlagerung in deren „Endlager“ verhandeln. Ganz so, wie wir ja auch das „Endlager Herfa-Neurode“ international vermarkten. Falls das nicht politisch gewollt ist, bliebe auf diesem Weg nicht viel mehr als ein zentraler Bunker über, indem der gesamte Restmüll sicher eingelagert werden kann.

Die Finanzierung

Die Kerntechnik ist die erste Sparte überhaupt, die von Anfang an die gesamten Kosten berücksichtigt hat. Dies ist – nach wie vor – ein Alleinstellungsmerkmal. Kein Windmüller muß für seine als Plastikmüll endenden Flügel, kein Sonnensammler für seine giftmüllhaltigen Sonnenzellen Rücklagen bilden. Auch die sog. Ewigkeitskosten der Bergwerke wurden nicht in den Kohlepreis eingerechnet. Heute findet man beispielsweise „Giftmülldeponien“, die Bohrschlämme aus der Gas- und Ölförderung enthalten.

Man kann die Folgekosten grundsätzlich erst tragen, wenn sie tatsächlich anfallen oder bereits zu Anfang versuchen sie einzurechnen. Für beide Vorgehensweisen lassen sich stichhaltige Argumente anführen. Das einzige, was zu völlig falschen Ergebnissen führt, ist die gleichzeitige Anwendung beider gegensätzlichen Prinzipien. Genau das, wurde aber von der „Anti-Atomkraft-Bewegung“ als Kampfmittel entdeckt.

Wenn man schon bei der Nutzung adäquate Rücklagen bildet, bleibt immer noch die Frage wie: Als Umlagesystem (analog zu unserem Rentensystem) mit dem Staat als Garanten, der Vermögensbildung beim Unternehmen oder der Anlage in einem Fonds. In Deutschland hat man sich zur Bildung von Rücklagen im jeweiligen Unternehmen entschlossen. Dies wurde ursprünglich sehr gründlich und kontrovers diskutiert und abgewogen. Allen Möglichkeiten ist die Schwierigkeit der Abschätzung der zukünftigen Kosten und die Sicherheit der Anlage gemeinsam: Staaten können verschwinden, Unternehmen pleite gehen und Anlagen durch Finanzkrisen etc. dahinschmelzen.

Die vermeintliche Anlagesicherheit

In Deutschland mußten die Energieversorgungsunternehmen mit Kernkraftwerken Rücklagen für den Abriß und die Abfallentsorgung bereitstellen. Ein revolutionärer Gedanke, ein Alleinstellungsmerkmal und die „praktizierte Nachhaltigkeit“.

Ein (vorgeschriebener) Anteil an den Unternehmenserlösen wurde für die Entsorgung zurückgestellt. In der Praxis bedeutete das, man hat mit diesen Mitteln neue Kraftwerke, Stromleitungen etc. finanziert. Dies führte zu zusätzlichen Erträgen, da man keine Zinsen für Kredite an die Banken zahlen mußte. Es mußte nur der Barwert, der in der Zukunft anfallenden Kosten, zurückgestellt werden. Die Vorteile kamen indirekt allen zu gute, da jeder elektrische Energie verbraucht. Insofern bestand volkswirtschaftlich kein Unterschied zu einem Umlagesystem. Bei einem Fonds hätte man zusätzliche Kosten für die externe Vermögensverwaltung in Rechnung stellen müssen.

Jetzt zur (vermeintlichen) Sicherheit der Anlage. Das Geld wurde in Vermögenswerte umgewandelt. Nichts anderes kann auch ein Fonds bieten. Er kann jedoch nicht auf dingliche Werte (Kraftwerke, Umspannwerke etc.) zurückgreifen, sondern nur auf Finanzprodukte (Aktien, Anleihen etc.). Ironischerweise sind gerade Anleger mit ähnlich langfristigem Anlagehorizont und ähnlichem Sicherheitsbedürfnis brennend an Sachanlagen aus der Energiewirtschaft mit regelmäßigen Einnahmen interessiert. Versicherungswirtschaft und Pensionsfonds investieren in Pipelines, Stromtrassen usw. Sie erscheinen heute durchaus sicherer und ertragreicher als Staatsanleihen und Aktien. Strom wird halt immer gebraucht. Insofern werden auch die Anlagen zur Erzeugung und Verteilung gebraucht – es sind echte Vermögenswerte.

Von dem Gedanken des Verursacherprinzips ausgehend, ist die Anlage in den Unternehmen ebenfalls logischer: Das Unternehmen haftet mit seiner Substanz. Wenn man einen Fonds zwischen schaltet, kann man die Haftung kaum noch durchleiten. Ist das Geld an der Börse verspekuliert, kann das Unternehmen nicht dafür verantwortlich gemacht werden. Die Anlagen der Energieversorger waren im Zeitalter des Energiemixes auch breit gestreut. Wo bitte, soll der „Entsorgungsfonds“ denn seine Milliarden anlegen? In Windparks, E-Autos oder doch lieber in griechischen Staatsanleihen? Wer verwaltet den Fonds und wer bekommt die Verwaltungskosten? Der Fonds soll doch bestimmt ethisch und politisch korrekt sein und „klimaneutral“, nicht wahr?

Woher soll das Geld kommen?

Die Rücklagen der Energieversorgungsunternehmen sind Vermögen als Sachanlagen im eigenen Unternehmen. Dieses Vermögen ist eine Immobilie. Darin unterscheidet sie sich nicht grundsätzlich von einem Gebäude: Der Bau hat mal eine bestimmte Summe gekostet mit der es in die Bücher eingegangen ist. Vermindert um die gesetzlichen Abschreibungen, erhöht um Modernisierungen etc. Soweit ist es Vermögen. Wenn aber nun diese Werte plötzlich ausgeschüttet werden sollen, ergibt sich schlagartig das Problem der Umwandlung in einen Preis: Es muß ein Käufer – nach den Gesetzen von Angebot und Nachfrage – gefunden werden. Wer bitte, soll aber so blöd sein, in Deutschland ein Kraftwerk zu kaufen? In einem Land, indem gerade die Kernkraftwerke entschädigungslos enteignet worden sind und nun auch die Kohlekraftwerke abgeschafft werden sollen? Jeder seriöse Investor wird eher nach Afrika oder Asien gehen. Übrig bleiben, werden nur Spekulanten, die bereit sind Wetten darauf abzuschließen, wie lange der Wahnsinn in Deutschland noch anhält. Da politische Veränderungen erfahrungsgemäß sehr langsam ablaufen, kann der finanzielle Einsatz nur gering ausfallen. Selbst die DDR konnte sich rund vier Jahrzehnte über Wasser halten. Für technische Entwicklungen ein unendlich langer Zeitraum. Lange Rede, kurzer Sinn: Es werden gewaltige Preisabschläge auf die Buchwerte nötig sein, um 23 Milliarden kurzfristig flüssig zu machen.

Mal angenommen, es gelingt tatsächlich. Mit welchen Produktionsmitteln sollen dann die übrig gebliebenen Skelette noch Ergebnisse erzielen? Das Ganze gleicht doch einem Bauern, der Trecker und Saatgut verkauft. Die von dem Sozialisten Trittin dem Volk vorgegaukelte Sicherheit, ist in Wirklichkeit nichts weiter als die Schlachtung der Kuh, die er melken will. Oder frei nach Maggie Thatcher: Den Sozialisten geht irgendwann immer das Geld der anderen aus. Dieser Fonds wird – nach dem er das Geld für alle möglichen linken Projekte verbrannt hat – möglichst unauffällig dahinsiechen, ohne eine einzige Tonne „Atommüll“ beseitigt zu haben.

Spätestens wenn die Blase „Windparks“ geplatzt ist, wird nur noch ein Heer von Arbeitslosen von den ehemals stolzen Energieversorgern übrig bleiben. Wer nicht jetzt beginnt, sich zu wehren, sollte sich schon mal mit den „Schlecker-Frauen und Karstadt-Verkäufern“ über das Leben danach unterhalten. Die Ex-Minister Trittin, Müller und der grüne Gewerkschaftsfunktionär Bsirske werden sicherlich ihre Pensionen genießen und auch weiter unter Palmen über den „Raubtierkapitalismus“ schwadronieren. Noch nie war Enteignung so schön wie heute.

PRISM das moderne Entsorgungszentrum? Teil 2

Bei jeder öffentlichen Diskussion ist der „Atommüll“ der Aufreger schlecht hin. Spätestens an diesem Punkt, kommt meist die Ablehnung jeglicher Nutzung der Kernenergie in Deutschland. Die Propaganda hat hier ganze Arbeit geleistet. Es macht nicht einmal stutzig, daß dies schon in unseren Nachbarländern anders gesehen wird.

Was ist eigentlich Abbrand?

Dieser Begriff hat sich wegen seiner Anschaulichkeit so durchgesetzt. Einen Kernreaktor kann man nur mit der typischen Konzentration von spaltbarem Material – eine übliche Bezeichnung für U235 oder Pu239 – betreiben. Bei Reaktoren mit schwerem Wasser reicht schon Natururan aus, bei Leichtwasserreaktoren ist eine Anreicherung auf 3 bis 5 Prozent nötig und bei schnellen Reaktoren sogar bis zu 20%. Haben die Brennelemente nun eine gewisse Zeit im Reaktor Wärme produziert, würde irgendwann die Kettenreaktion zusammen brechen, wenn man nicht einige Brennelemente auswechseln würde. Angestrebt wird immer ein möglichst hoher Abbrand, was ein anderer Ausdruck für die Spaltung von Kernen ist. Gebräuchliche Maßeinheit hierfür ist MWd/to SM (Megawatt Tage pro Tonne Schwermetall). Wenn man 1gr Uran bzw. Plutonium spaltet, wird ziemlich genau ein MWd – oder 24000 kWh – Wärme frei. Eine gewaltige Menge, mit der man schon mitten in der „Atommüll-Frage“ steckt. 2014 wurde in Deutschland 55970 GWh elektrische Energie durch Windkraft erzeugt. Hätte man diese Strommenge in den Kernkraftwerken erzeugt, hätten dafür rund 7000 kg Uran gespalten werden müssen. Ein Würfel von 72 cm Kantenlänge. Warum also die ganze Aufregung?

Wieso Recycling?

Für den Windstrom wären ungefähr 7 GW Leichtwasserreaktoren (gegenüber 39 GW Windmühlen) nötig gewesen. Dafür hätte man erst einmal über 1000 to Natururan fördern müssen, die nach der Anreicherung zu rund 186 to Reaktorbrennstoff verarbeitet worden wären – der berüchtigte deutsche Atommüll, mit seiner „ungeklärten Entsorgungsfrage“. An dieser Stelle wird schon mal klar, warum „Atomkraftgegner“ monatelang – oft gewalttätig – gegen die einst geplante Wiederaufbereitungsanlage gekämpft haben: 186 to sind mehr als 25 mal so viel, wie 7 to. Gerne wird auch noch das geförderte Natururan dem „zu entsorgenden“ Müll hinzugerechnet und fälschlicherweise behauptet, eine Wiederaufbereitungsanlage würde zusätzlichen Atommüll erzeugen. Flugs ist man nach dieser Zahlenakrobatik auf der Suche nach einem gigantischen Endlager. Erst einmal die Probleme schaffen, die man anschließend vorgibt zu lösen.

An dieser Stelle ist es an der Zeit, die drei grundsätzlichen Möglichkeiten kurz zu betrachten:

  1. Man verbuddelt alle benutzten Brennelemente in einem „Endlager“. Schon hier gibt es zwei deutlich unterschiedliche Varianten: Die „Schwedische-Lösung“ eines Langzeitlagers hunderte Meter unter Granit. Die Brennelemente werden in Kupferbehälter eingeschweißt und sollen ausdrücklich rückholbar – eventuell erst in Jahrhunderten – eingelagert werden. Die „Deutsche-Endlager-Lösung“ mit dem Anspruch eines „absolut sicheren“ Einschlusses über „geologische Zeiträume“. Wegen dieses Anspruches hat man auch folgerichtig gleich Fachkräfte für Glaubensfragen und nicht Ingenieure mit der Suche betraut.
  2. Man geht – wie z. B. in Frankreich – den Weg über eine Aufbereitung und Wiederverwendung im vorhandenen System. Ein abgebranntes Brennelement eines Druckwasserreaktors enthält immer noch rund 95% Uran, 1% Transurane und 4% Spaltprodukte. Das Uran wird wieder neu angereichert, das Plutonium zu sog. Mischoxid-Brennelementen verarbeitet und lediglich die Spaltprodukte und minoren Aktinoiden verglast und als „Atommüll endgelagert“. Auch dieser bewußt rückholbar, denn er enthält wertvolle Rohstoffe. Nachteil dieses Weges ist die erforderliche Reinheit von Uran und Plutonium, um sie in vorhandenen Leichtwasserreaktoren wieder einsetzen zu können. Alle minoren Aktinoide werden deshalb den Spaltprodukten zugeschlagen und machen damit diesen Atommüll sehr langlebig.
  3. Man betrachtet die abgebrannten Brennelemente als Brennstoff für schnelle Reaktoren. Die dort verwendeten metallischen Brennstoffe haben keine besonderen Anforderungen an die Reinheit. Man kann deshalb zu Aufbereitungsverfahren übergehen, die Uran zusammen mit allen Transuranen (also auch Plutonium und den minoren Aktinoiden) abscheiden. Hier liegt umgekehrt das Bestreben, möglichst reine Spaltprodukte zu erlangen. Man hat damit einen relativ kurzlebigen (Gefährdungspotential einiger Jahrzehnte bis Jahrhunderte) Abfall, der automatisch ein sehr wertvolles „Erz“ ergibt. Eine „Endlagerung“ wäre nicht nur unnötig, sondern eher Verschwendung. Zumal die relativ geringen Mengen (siehe oben) einfach und sicher zu lagern sind.

Grundsätzlich gibt es auch noch andere Wege. Verwendung des abgebrannten Brennstoffes in Schwer-Wasser-Reaktoren. An diesem Weg wird zielstrebig in Korea gearbeitet oder die „Entschärfung“ des Atommülls in Beschleunigern (Versuchsanlage in Belgien) und Spallationsquellen (USA). Nur die Politik in Deutschland, hat sich in einer „Endlösung“ mit „Atomausstieg“ verrannt.

Warum soll „Atommüll“ eigentlich gefährlich sein?

Spaltprodukte wandeln sich über sog. Zerfallsketten um und senden bis zum Erreichen ihres stabilen Endglieds Strahlung aus. Das ist eigentlich überhaupt kein Problem, denn man kann die Quelle leicht und wirksam abschirmen (z. B. Castor-Behälter). Niemand ist gezwungen, Atommüll zu essen. Das mag sich flapsig anhören, ist aber wörtlich zu nehmen. Erst wenn radioaktive Stoffe unmittelbar in den Körper gelangen, können sie gefährlich werden. Dabei kommt es nicht nur auf die Menge, sondern auch den chemischen Zustand an. Plutonium ist z. B. rein chemisch betrachtet, ein Knochengift. Die biologische Verweildauer (bis es ausgeschieden ist) ist z. B. entscheidend abhängig von der Wertigkeit, in der es vorliegt und damit seiner Löslichkeit im Körper. Jod wird selektiv in der Schilddrüse angereichert. Strontium ist dem Kalzium verwandt und ersetzt dies gern in den Knochen usw.

Radioaktive Stoffe können überhaupt erst gefährlich werden, wenn sie in die Biosphäre gelangen und letztendlich über die Nahrungskette in den Menschen. Aber auch dann ist noch die Frage der Dosis zu stellen. Wir haben sehr genaue Kenntnisse über Wege und Wirkungen. Es gibt für jeden Stoff einen Grenzwert z. B. für Trinkwasser. Diese sind ausnahmslos sehr konservativ festgesetzt. Wer sich einmal mit dieser Materie beschäftigt, wird feststellen, daß selbst eine zigfache Überschreitung der Grenzwerte noch zu keiner akuten Gefährdung einer durchschnittlichen Person führt. Wer anderes behauptet, glaubt auch an die heilende Wirkung irgendwelcher esoterischen Amulette. Möge ihm sein Aberglaube erhalten bleiben, aber versuche er nicht, sein Unwissen als Wissenschaft zu verkaufen und anderen Menschen Angst einzujagen.

Wären radioaktive Stoffe auch nur annähernd so gefährlich, wie „Atomkraftgegner“ gern behaupten, wäre die Menschheit längst ausgestorben. Man denke nur an die Kinder der fünfziger Jahre. Es wurden Tonnen radioaktiver Stoffe bei den Kernwaffentests in die Atmosphäre freigesetzt. Noch heute kann man diese Belastungen weltweit in den Knochen und Zähnen der Betroffenen messen. Wohlgemerkt messen, nicht nur vermuten. Wir haben zwar keine direkten Sinne für Strahlung, aber unsere Meßtechnik ist so verfeinert, daß immer die „Isotopenzusammensetzung“ helfen muß, wenn andere forensische Verfahren längst versagt haben.

Wieso unterirdische Lager?

Für die Gefährlichkeit der radioaktiven Abfälle gibt es zwei wesentliche Einflüsse: Zeit und Konzentration. Je länger es dauern würde, bis die radioaktiven Stoffe wieder in die Biosphäre gelangen, je weniger gibt es überhaupt noch von ihnen. Der Zerfall ist durch nichts aufzuhalten und er geht immer nur in die eine Richtung – Umwandlung in stabile Atome. Ein typisches deutsches Brennelement (Anfangsanreicherung 3,3%, Abbrand 34000 MWd/tU) enthält nach der Entladung 3,62 % Spaltprodukte. Bereits nach einem Jahr sind 3% in einem stabilen – also nicht mehr radioaktiven – Zustand. Zu den 0,62% radioaktiven Spaltprodukten kommen noch 0,9% Plutonium und 0,72% minore Aktinoide. Nur die beiden letzten Gruppen, sind sicherheitstechnisch von langfristigem Interesse.

Man verglast nun die Spaltprodukte und die minoren Aktinoide. Diese „radioaktiven Glasblöcke“ würden in 100 000 Jahren etwa zu 2% aufgelöst, wenn sie im Wasser stehen würden. Das ist die erste Barriere. Wenn sie sich so langsam auflösen, würde dies zu sehr geringen Konzentrationen im Wasser führen. Umgangssprachlich wäre das Wasser nur leicht radioaktiv. Jetzt müßte es aber noch mehrere hundert Meter durch etliche Gesteins- und Bodenschichten aufsteigen. Dies geht nicht nur extrem langsam, noch erfolgt es in einer Rohrleitung, sondern durch einen „riesigen Ionentauscher“. Es kommt nur sehr wenig von dem, was unten ins Wasser überhaupt rein geht, auch oben an. Umgangssprachlich filtert der Boden fast alles raus.

Damit kein Mißverständnis entsteht: Sicherheitstechnisch ist es überhaupt kein Problem, radioaktive Abfälle in einem speziellen Bergwerk gefahrlos und „für ewig“ zu vergraben. Allerdings muß diese Lösung einem Ingenieur widerstreben. Warum soll man Papier und Plastikbecher aussortieren, wenn man Brennelemente einfach am Stück wegwirft?

Wie gefährlich ist gefährlich?

Die Maßeinheiten in der Kerntechnik sind für Menschen, die nicht täglich damit umgehen, wenig verständlich. Dies wird von der Betroffenheitsindustrie weidlich ausgenutzt. Genüsslich wird mit riesigen Zahlen an Becquerel und Sievert nur so um sich geschmissen. Eigentlich ist der psychologische Trick einfach durchschaubar: So schrecklich viel, muß doch einfach gefährlich sein. Es kann also nicht schaden, die Angelegenheit etwas auf die Ebene der Alltagserfahrungen zurück zu holen.

Fangen wir mal mit der guten alten Maßeinheit der Madame Curie an: 1 Curie (Ci) entspricht 3,7 x 1010. Becquerel (Bq) oder anschaulich 1 Gramm Radium. Radium wurde bis in die 1930er Jahre in Medikamenten, Kosmetika und Leuchtstoff für Instrumente und Uhren verkauft. Bis man seine krebserzeugende Wirkung (in hoher Konzentration) erkannte.

Der Abfall aus der Aufbereitung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren mit allen Spaltprodukten, minoren Aktinoiden und einem Rest von 0,5% Uran und 0,5% Plutonium (alles bezogen auf den ursprünglichen Gehalt im Brennstab vor der Aufbereitung) hat ein Jahr nach der Entladung ziemlich genau eine Radioaktivität von 106 Ci pro Tonne Schwermetall .(im ursprünglichen Brennstab). Die Radioaktivität der Spaltstoff-Lösung (nicht des Glasblockes!) entspricht also ziemlich genau der von Radium. Entscheidend ist, daß die Radioaktivität der Aktinoide zu diesem Zeitpunkt erst 1% ausmacht. Sie sind halt sehr langlebig und tragen damit noch wenig zur Aktivität bei. Nach etwa 500 Jahren ist der Schnittpunkt erreicht: Die Aktivität der Spaltprodukte entspricht der Aktivität der Aktinoide mit deren Zerfallsprodukten. Die Radioaktivität des Atommülls aus der Wiederaufbereitung ist auf rund 0,01% des ursprünglichen Wertes nach der Entladung abgefallen. Wären keine langlebigen Aktinoide im Abfall enthalten, wäre jetzt die Gefahr faktisch vorbei.

Ein anderer Versuch zur Veranschaulichung ist der Vergleich zwischen der Aktivität des Atommülls mit der ursprünglich zur Energieerzeugung geförderten Uranmenge. Uranerz enthält auch immer „Atommüll“, da durch die spontanen Zerfälle auch Spaltprodukte erzeugt worden sind (z. B. Radon). Diese Belastung mit Radionukliden in Gebieten mit Uranlagerstätten (z. B. Sachsen, Tschechien etc.) ist offensichtlich für den Menschen tolerierbar. Wäre das nicht der Fall, müßten überdurchschnittlich viele Sterbefälle in diesen Gebieten nachweisbar sein. Wirft man komplette Brennstäbe weg, wird diese Aktivität erst nach rund 30 000 Jahren erreicht. Solange hat man also zusätzliche Radioaktivität in die Natur eingebracht. Spaltet man das Plutonium in der Form von Mischoxid-Brennelementen in Leichtwasserreaktoren, wird dieser Zeitraum auf rund 1000 Jahre verkürzt. Ein doppelter Ertrag: Das langlebige Plutonium ist weg und für die damit zusätzlich erzeugte Energie braucht kein zusätzliches Uran gefördert werden.

Ein weiterer Vergleichsmaßstab ist Pechblende. Verbuddelt man komplette Brennstäbe, wird die Aktivität von Pechblende für diesen Atommüll auch nach über einer Million Jahren nicht erreicht. Verbuddelt man den verglasten Abfall nach der Wiederaufbereitung, wird der Wert schon nach etwa 80 000 Jahren erreicht. Entfernt man auch noch die Aktinoiden aus diesem Abfall, nach wenigen hundert Jahren (je nach Reinheit). An dieser Stelle dürfte jedem die Bedeutung der „Entsorgungsfrage“ für Pseudo-Umweltschützer klar geworden sein. Als die Grünen die Wiederaufbereitung in Deutschland gekippt hatten, glaubten sie das Totschlagargument gegen die Kernenergie gefunden zu haben: Die selbsterschaffene Gefahr für geologische Zeiträume, die man angeblich den Nachfahren aufbürdet. Politisch besser zu verwenden, als jeder Hexenwahn im Mittelalter.

Zusammenfassend kann an dieser Stelle noch einmal festgehalten werden:

  • „Atommüll“ kann selbst in seiner ursprünglichen Form – als abgebrannte Brennelemente – problemlos und ohne Gefahr für Mensch und Umwelt unterirdisch oder auch oberirdisch in technischen Bauten gelagert werden. Radioaktivität ist natürlich und klingt immer von allein ab (anders als z. B. Asbest oder Quecksilber, die in der Tat „ewig bleiben“). Die Gefahr, die von radioaktiven Stoffen ausgeht, ist somit zeitlich begrenzt. Die „ethische Dimension“ bezieht sich deshalb weniger auf die momentane Gefahr, als auf den Aufwand und die daraus resultierenden Kosten für zukünftige Generationen. Es ist das ewig gleiche Problem, einer jeden Mülldeponie. Kerntechnik ist in diesem Sinne keinesfalls anders, als z. B. Chemie, Landwirtschaft (z. B. Bodenerosion) oder Fischerei (unwiederbringliche Ausrottung ganzer Arten) zu betrachten. Jede Form der Nutzung von „Natur“ verändert diese dauerhaft.
  • Die Kerntechnik ist der einzige Industriezweig, der sich von der ersten Stunde an, Gedanken über seine Umwelteinflüsse gemacht hat. Der Gedanke des „Recycling“ wurde überhaupt erst durch sie populär. Man vergleiche dies mal mit anderen Zweigen der Energietechnik, in denen bis heute, nach wie vor, immer nur auf Umweltschäden reagiert wird. Paradebeispiel ist die Windkraft-Industrie (Vögel, Fledermäuse, Schweinswale, Infraschall usw.) im Verleugnen absehbarer Schäden. Kohle- und Ölindustrie sind dagegen bereits zu aktiven Umweltschützern mutiert.
  • Kernenergie ist unbestritten der sicherste Zweig der Energieerzeugung (Arbeitsschutz = Menschenschutz). Von Anfang an, war man bestrebt, die Nachteile so gering wie möglich zu halten. In welchem anderen Industriezweig gibt es sonst den Grundsatz, die Auswirkungen stets so gering wie möglich zu halten – unabhängig von den Kosten? Im Strahlenschutz und bei der Abgabe von radioaktiven Stoffen bereits mit absurden Auswirkungen.

Der Vorwurf einer angeblich ungelösten Entsorgungsfrage, ist jedenfalls absurd bis böswillig. Je nach Standpunkt und Bildungsgrad.

Das Purex-Verfahren

Wie der Name schon sagt – Plutonium-Uranium Recovery by Extraction – dient der Purex-Prozeß zur Gewinnung von Uran und Plutonium mit möglichst hoher Reinheit. Alles andere (alle Spaltprodukte ob stabil oder radioaktiv und die minoren Aktinoide) ist Abfall. Günstig, wenn man daraus neue Brennelemente für Leichtwasserreaktoren herstellen will, ungünstig für den „Atommüll“, der dadurch besonders langlebig wird.

Es handelt sich um eine Flüssig-Flüssig-Extraktion: Es wird Wasser und Öl gemischt. Diese beiden Flüssigkeiten trennen sich wieder von allein. Findet man nun ein Stoffpaar mit möglichst unterschiedlichem Lösungsvermögen für den gewünschten Stoff, hat man eine einfache Möglichkeit zur Gewinnung gefunden. Es wird aus dem abgenutzten Brennstoff mittels konzentrierter Salpetersäure eine wässrige Lösung hergestellt. Dieses genau eingestellte „Salzwasser“ (Nitrate) wird nun in einer Pulskolonne intensiv mit dem „Öl“ gemischt. Das „Öl“ besteht aus rund 70% Kerosin, in dem rund 30% Tributylphosphat aufgelöst sind. Dieses „Öl“ löst Uran und Plutonium wesentlich besser als andere Salze. Im ersten Schritt gehen etwa 98% davon von der wässrigen in die organische Lösung über.

Für das Verständnis ist wichtig, daß die Löslichkeit relativ ist. Mit anderen Worten, es geht nie alles Uran und Plutonium von der wässrigen Lösung über, dafür aber auch immer einige Spaltprodukte. Man muß das Verfahren also mehrmals wiederholen (Kaskade). Üblich ist eine geforderte Reinheit von 99,9% bei den Endprodukten Uran und Plutonium. Andererseits geht man von bis zu 0,5% Uran und 0,5% Plutonium (beides auf die ursprüngliche Menge im Brennstab bezogen) im Abfallstrom aus. Man hat also nicht nur die ursprünglichen rund 0,07% minoren Aktinoide (Neptunium, Americium, Curium) sondern auch bis zu 0,05% Uran und 0,0005% Plutonium als langlebige α-Strahler im Abfall. Zusammen mit den rund 3,06% Spaltprodukten. Diese Brühe wird nun aufkonzentriert und später verfestigt (kalziniert) und in Glas eingeschmolzen. Das ist das Produkt, welches z. B. aus England und Frankreich zur Endlagerung als „Atommüll“ nach Deutschland zurück geliefert wird. In diesem „Atommüll“ entspricht der Anteil an α-Strahlern also etwa 4%.

Eine Wiederaufbereitungsanlage ist kein Kernkraftwerk, sondern eine reine Chemiefabrik und erzeugt damit auch keinen „Atommüll“. Dies wird immer wieder fälschlich behauptet. In einer Wiederaufbereitungsanlage werden die bereits angelieferten radioaktiven Stoffe lediglich umsortiert und anders konditioniert (z. B. verglast).

Pyrometallurgische Verfahren

Will man den wiedergewonnenen Brennstoff nicht wieder in Leichtwasserreaktoren, sondern in schnellen Reaktoren verwenden, erhält man ein gänzlich anderes Anforderungsprofil. Die Reinheit von Uran und Plutonium spielt – wegen der generell kleineren Einfangquerschnitte – nur noch eine untergeordnete Rolle. Es wird damit möglich, alle Aktinoiden zusammen abzutrennen und als Brennstoff erneut zu verwenden. Es spielt auch keine Rolle, ob einige Spaltprodukte mit durchrutschen. Viele sehen den Vorteil dieses Brennstoffgemisches im Schutz gegen die Weiterverbreitung von Kernwaffen: Es ist ohnehin für den Bau von Kernwaffen völlig ungeeignet. Darüber hinaus, ist der Transport und die Handhabung wegen der erhöhten Strahlung kaum im Verborgenen zu machen.

Die abgenutzten Brennstäbe werden in geschmolzenem Salz aufgelöst. Dabei trennen sich bereits alle leicht flüchtigen Bestandteile (z. B. Edelgase) ab. In das Salzbad tauchen die Elektroden ein. Die Aktinoiden scheiden sich gemeinsam an der Kathode als eine Art „Metallschwamm“ ab. Die Spaltprodukte bleiben im Salzbad gelöst und reichern sich dort an. Aus ihr werden zwei verschiedene „Abfallformen“ zur Lagerung hergestellt: Eine metallische Matrix, in der alle Edelmetalle eingelagert werden und ein keramisches Produkt, in dem die Spaltstoffe in mineralischer Form (Metalle der I. und II. Gruppe und die Halogene) vorliegen. Beides sehr stabile Formen, die direkt einem unterirdischen Lager zugeführt werden könnten. Man könnte sie dort in Bohrlöchern versenken. Vielleicht sollte man hier noch einmal daran erinnern, daß diese Form des Atommülls nach wenigen hundert Jahren nur noch wie gewöhnliches Uranerz strahlt – also einem Stoff, mit dem Bergleute ohne große Schutzmaßnahmen umgehen können.

Der „Metallschwamm“ der Kathode wird nun unter Schutzgas in einem Induktions-Tiegel eingeschmolzen und üblicherweise mehrere Stunden bei bis zu 1400 °C gehalten. Die Schmelze homogenisiert sich. Es können auch weitere Legierungsbestandteile hinzugefügt werden. Schließlich erfordert jeder Brennstab im Reaktor (idealer weise) eine etwas andere Zusammensetzung. Die Legierung kann auch in Formen aus Graphit zu Barren vergossen werden. Üblicherweise werden aber direkt dünne „Stäbe“ zur Herstellung neuer Brennstäbe abgegossen. Ein Verfahren, ist das Gießen in dünne Rohre aus Quarzglas, die während des Abgusses in einer Zentrifuge rotieren. Durch die Zentrifuge bekommt man besonders hochwertige Stäbe. Das Ausformen ist durch Zerschlagen der Glasröhren besonders einfach.

Die Brennstäbe werden aus Stahlrohren (H9) gebildet, in die nun die gegossenen Stücke eingesteckt werden. Der Querschnitt der Gußstücke beträgt nur etwa 75% der Innenfläche der Rohre, da der Brennstoff durch die Bestrahlung sehr stark anschwillt. Damit überhaupt eine gute Wärmeübertragung zwischen Brennstoff und Hülle stattfinden kann, werden die Stäbe mit flüssigem Natrium ausgegossen. Dies geschieht sehr langsam auf Rütteltischen, damit auch kleinste Gasblasen aufsteigen können. Abschließend werden die Rohre gasdicht verschweißt. Die Rohre sind nicht auf ihrer ganzen Länge mit Brennstoff gefüllt, sondern haben oben einen Gasraum als Puffer, in dem sich später Spaltgase ansammeln können. Dieser Gasraum ist mit einer individuellen Gasmischung gefüllt. Wird ein Brennstab im Reaktor undicht, kann man ihn später durch eine Analyse der Isotopenzusammensetzung des „Abgases“ genau identifizieren. Solche Messmethoden sind für den Betrieb sehr wichtig, da flüssiges Natrium nicht durchsichtig ist, was Inspektionen sehr erschwert.

Man muß sich immer vor Augen halten, daß die Abbrände bei schnellen Reaktoren sehr viel höher als bei Leichtwasserreaktoren sind. Man geht dadurch auch mit wesentlich kleineren Brennstoffmengen (bezogen auf die erzeugte elektrische Energie) um. Eine solche Wiederaufbereitung und Brennstoffproduktion hat gegenüber den klassischen industriellen Anlagen eher den Charakter einer Manufaktur. Die Abschirmung ist kein Problem – es genügen übliche heiße Zellen. Die Handhabung ebenfalls nicht, da es sich um recht überschaubare Vorgänge handelt, die sich leicht automatisieren lassen. Es spricht also nichts dagegen, eine solche Anlage direkt auf dem Gelände des Kraftwerks zu errichten. Transport- und Sicherheitsrisiken werden damit erheblich verringert. Den Abfall könnte man ebenfalls in Bunkern auf dem Gelände lagern. Da die Strahlung recht schnell abklingt, könnte man die Entscheidung zwischen verbuddeln oder nutzen bis zum endgültigen Abbruch der gesamten „Energieerzeugungsanlage“ vertagen. Immerhin sind rund 50 % der Spaltprodukte schon mal seltene Erden.

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.

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 – Teil5, ESBWR

Der ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) ist die bisherige Krönung in der Evolution der Leichtwasserreaktoren. Es ist ein Reaktor der Generation III+ und erfüllt sicherheitstechnisch bereits die Ziele der vierten Generation: Passive und inhärente Sicherheit, die die Anlage stets selbstständig in einen sicheren Zustand überführt.

Geschichte

Bereits nach dem Reaktorunglück von TMI in Harrisburg begann man in den USA das Genehmigungsverfahren für einen stark vereinfachten Reaktor, den SBWR (Simplified Boiling Water Reactor). Nachdem man über eine halbe Milliarde Dollar Entwicklungs- und Genehmigungskosten investiert hatte, mußte man erkennen, daß dieser Reaktor mit 670 MWel schlicht zu klein und damit unverkäuflich war. Im nächsten Schritt legte man mehr Wert auf die „Wirtschaftlichkeit (Economic)“ und erhöhte die Leistung auf 1600 MWel. Ein weiteres Jahrzehnt mit unzähligen Prüfungen verging. Seit letztem Jahr liegen endlich alle Genehmigungen für den Typ vor. Es fehlt nur noch ein Kunde mit einem konkreten Bauauftrag. Inzwischen gibt es auch dazu Verhandlungen in USA, Polen und Indien. Wie immer, wird der „mutige Investor“ gesucht, der bereit ist in eine neue Technik (first of a kind) zu investieren. Dabei ist die Technik alles andere als revolutionär, sondern im Gegenteil strikt evolutionär. Man hat Schritt für Schritt auf in der Praxis bewährte Bauteile zurückgegriffen. Dies sei nur am Rande bemerkt, für all die Erfinder, die immer nach revolutionären Konzepten schreien. Erfinden und in allen Details den Nachweis der Funktionstüchtigkeit erbringen, sind zwei völlig verschiedene Dinge. Zumindest der Nachweis der Funktionstüchtigkeit – nach den Maßstäben der Kerntechnik – erfordert Jahrzehnte und verschlingt somit immense Summen. Vergleichbares gibt es nur in der zivilen Luftfahrt. Auch dort sind revolutionäre Flugzeugentwürfe nur etwas für Universitäten und Medien.

Anforderungen

Alle bisherigen Erfahrungen mit Kernkraftwerken – insbesondere die Unglücke in Harrisburg, Tschernobyl und Fukushima – haben zu folgenden Anforderungen für einen sicheren und wirtschaftlichen Betrieb geführt:

  • Je weniger Bauteile man hat, je weniger kann kaputt gehen (Schaden) und je weniger muß gewartet und überwacht werden (Wirtschaftlichkeit).
  • Je einfacher („kiss = keep it simple stupid“) das Kraftwerk ist, je einfacher ist es auch zu bedienen – dies gilt für die Automatik, wie auch für das Personal.
  • Je mehr man auf Naturkräfte (Schwerkraft, Speicherung etc.) bei der Sicherheitstechnik setzt, um so sicherer ist ihre Verfügbarkeit im Ernstfall.
  • Je unabhängiger man von äußeren Einflüssen ist (Netzanschluss, Kühlwasser etc.), je weniger können solche „Einwirkungen von außen“ (Tsunami, Wirbelsturm, aber auch Flugzeugabsturz, Terror etc.) zu Schäden beim Kraftwerk führen.
  • Je passiver die Sicherheitsketten sind, je weniger muß man sich auf eine hohe Bereitschaft des Schichtpersonals verlassen. Gerade in Ausnahmesituationen (Erdbeben mit Tsunami) brauchen Menschen Zeit sich darauf umzustellen.
  • Wenn man bewußt von dem Versagen aller Sicherheitssysteme ausgeht und offensiv solche Ereignisse durchspielt, kann man trotzdem die Schäden für die Umwelt noch weiter mindern.

Nur die konsequente Umsetzung der vorausgehenden Punkte hat zu der gewaltigen Steigerung der Sicherheit beim ESBWR geführt. Hatte die „Fukushima-Generation“ noch eine Wahrscheinlichkeit von einer Kernschmelze in 100.000 Betriebsjahren, so liegt diese Wahrscheinlichkeit beim ESBWR bei etwa einer Kernschmelze in 170.000.000 Betriebsjahren. Spätestens nach den Ereignissen von Tschernobyl und Fukushima legt man großen Wert auf die Freisetzung von Radioaktivität nach dem Versagen aller Sicherheitseinrichtungen (z. B. Beschädigung des Containment etc.). Man kann durch geeignete Maßnahmen auch in einem solchen schweren – und unwahrscheinlichen – Unfall, die Freisetzung von radioaktiven Stoffen erheblich verringern. Simulationen für Standorte in USA haben ergeben, daß selbst in Betrachtungszeiträumen von einer Milliarde Jahren (berücksichtigt die geringe Wahrscheinlichkeit der Ereignisse) in einer Entfernung von 800 m (!) keine Dosen über 1 Sv auftreten würden. Natürlich können solche Berechnungen „Atomkraftgegner“ nicht überzeugen. Sie halten auch nach Tschernobyl und Fukushima tapfer an ihrem Glauben von Millionen-Tote-für-zehntausende-Jahre-unbewohnbar fest. Was soll’s, es gibt auch heute noch Menschen, die an Hexen glauben.

Der Naturumlauf

Die Idee einen Siedewasserreaktor ohne Umwälzpumpen zu bauen, ist keinesfalls neu. Allerdings waren die ursprünglichen Modelle, wie z. B. Dodewaard (183 MWth) und Humboldt Bay (165 MWth) geradezu winzig gegenüber einem ESBWR (4500 MWth). Gleichwohl haben sie in den Jahrzehnten ihres Betriebs wertvolle Erkenntnisse und Messreihen geliefert, die als Referenz für die Auslegungsprogramme des ESBWR dienen. Dodewaard war von 1969 bis 1997 am Netz und hat trotz seiner bescheidenen Leistung von 55 MWel fast 11000 GWhelStrom produziert.

Wenn man einen Reaktor mit Naturumlauf bauen will, muß man die treibende Kraft der Umwälzpumpen durch einen Kamineffekt ersetzen: Es steht nur die Dichtedifferenz zwischen kaltem Abwärtsstrom und dampfhaltigem Aufwärtsstrom zur Verfügung. Um überhaupt genug Druck erzeugen zu können, damit man die Reibung in den Bauteilen überwinden kann, ist eine erhebliche Bauhöhe erforderlich. Genau das war aber in den Anfangsjahren das Problem. Man konnte solch große Druckgefäße – zumindest wirtschaftlich – nicht herstellen. Es bot sich deshalb an, besser Umwälzpumpen zu verwenden. Heute haben sich die Verhältnisse umgekehrt. Es gelang praktisch das im ABWR verwendete Druckgefäß auch im ESBWR zu verwenden. Es mußte allerdings für den Kamin oberhalb des Reaktorkerns, von 21,7 auf 27,6 m verlängert werden. Solch schlanke Behälter haben Vor- und Nachteile. Für die Gebäudehöhe und den Erdbebenschutz ist eine solche Länge eher nachteilig. Allerdings ergibt sich auch ein sehr großes Wasservolumen, was sich positiv bei Störfällen auswirkt.

Der Kern des ESBWR ist gegenüber dem ABWR größer (1590 gegenüber 1350 Brennelemente) und flacher (3,0 m gegenüber 3,7 m aktive Brennstablänge). Dies ist auf die höhere Leistung (4500 gegenüber 3926 MWth.) und die anderen thermohydraulischen Bedingungen zurückzuführen. Wegen der höheren Anzahl der Brennelemente erhöht sich auch die Anzahl der Regelstäbe (269 gegenüber 205). Diesem Mehraufwand ist die Einsparung von zehn internen Umwälzpumpen gegen zu rechnen.

Der Rechenaufwand

Einfach anmutende natürliche Systeme, sind meist wesentlich schwieriger zu beschreiben, als technische Systeme. Technische Anlagen, wie z.B. Pumpen, können definierte Randbedingungen schaffen, die eine Berechnung oft stark vereinfachen. Nur auf Naturkräfte beruhende Systeme sind die hohe Schule der Simulation. Schnell stößt man bei der notwendigen räumlichen und zeitlichen Auflösung an die Grenzen heutiger Rechner. Hinzu kommt hier eine sehr große Anzahl von Gleichungen, da die Thermohydraulik und die Neutronenphysik sich sehr stark gegenseitig beeinflussen.

Man muß es eigentlich nicht besonders erwähnen, hier hat man es mit einer Genehmigungsbehörde zu tun und bewegt sich nicht als freischaffender Künstler in der Welt von Klimamodellen oder Wirtschaftsprognosen. Hier muß man nicht nur sein Programm offen legen, sondern auch noch nachweisen, daß es richtig rechnet. Dazu müssen zahlreiche Messreihen an 1:1 Modellen nachgerechnet werden, um Unterprogramme (z. B. Druckverlust in einem Brennelement) zu testen. Ist diese Hürde – zur Zufriedenheit der Genehmigungsbehörde – erfolgreich genommen, geht es daran, Versuche an bereits gebauten Reaktoren nachzurechnen. Erst wenn der Genehmigungsbehörde kein Testfall mehr einfällt, ist das Programm zugelassen. So etwas kann dauern, schließlich arbeitet die Behörde im Stundenlohn für einen Stundensatz von 280 US-Dollar. So viel zum Thema: Junge Unternehmen entwickeln einen innovativen Reaktor. Die alten Zeiten eines Admiral Hyman G. Rickover, für den der Reaktor der USS Nautilus noch mit Rechenschieber, Bleistift und ganz viel Hirn ausgelegt wurde, sind lange vergangen.

Allein die Anpassung des vorhandenen Programms an die Besonderheiten des ESBWR soll bei GE mehr als 100 Mann-Jahre gedauert haben. Erst dann konnten für alle möglichen geforderten Zustände, die Leistungen, Durchflüsse, Dampfzustände und Dampfanteile, Blasenkoeffizienten, die Leistungsdichte und -verteilung, sowie die Stabilität (z.B. Xenon-Schwingungen) nachgewiesen werden.

Führt man sich diesen Aufwand vor Augen, wird einsichtig, warum die Entwicklung evolutionär verläuft. Man hat versucht, soviel wie möglich vom ABWR beim ESBWR weiter zu verwenden. Nicht einmal ein Verbund von internationalen Konzernen aus GE, Hitachi und Toshiba kann es sich heute noch erlauben, die Entwicklung eines kommerziellen Reaktors mit einem weißen Blatt Papier zu beginnen. Ob das nun gut oder eher schlecht ist, mag jeder für sich selbst entscheiden.

Die Notkühlung

Nach dem Unglück in Fukushima sind zwei Ereignisse in den Mittelpunkt der Sicherheitsüberlegungen gerückt:

  1. Der Verlust der Hauptwärmesenke. In Fukushima wurden durch die Flutwelle die Kühlwasserpumpen und Einlaufbauwerke zerstört. Damit ging die Fähigkeit zur Abfuhr der Nachzerfallswärme verloren. Für sich genommen, schon ein wesentlicher Schritt zur Kernschmelze.
  2. Verlust (nahezu) jeglicher Stromversorgung. Durch die Schnellabschaltung infolge der Erdstöße war die Eigenversorgung weg, durch die großräumigen Verwüstungen durch die Naturkatastrophe, die Stromversorgung über das Netz und durch die Flutwelle wurden die Schaltanlagen und Notstromdiesel zerstört.

Wie hätte sich nun ein ESBWR in einer solchen Ausnahmesituation verhalten? Er verfügt über eine zusätzliche Wärmesenke für den Notfall, die vollständig unabhängig vom normalen Kühlwassersystem funktioniert: Die Außenluft. Der Auslegungsphilosophie folgend, sich nur auf Naturkräfte zu verlassen, handelt es sich dabei um offene „Schwimmbecken“ oberhalb des Sicherheitsbehälters. Das Volumen ist so bemessen, daß es für mindestens 72 Stunden reicht. Die Temperatur ist – unabhängig von den Umweltbedingungen – durch die Verdampfung auf maximal 100 °C begrenzt. Es kann jederzeit – auch von außen durch die Feuerwehr – aus verschiedenen Tanks nachgefüllt werden.

Das nur mit der Schwerkraft betriebene Notkühlsystem ECCS (Emergency Core Cooling System) besteht aus vier voneinander unabhängigen Zügen. In jeweils einem „Schwimmbecken“ oberhalb des Sicherheitsbehälters befinden sich zwei Kondensatoren. Diese bestehen aus je zwei übereinander angeordneten Sammlern, die durch zahlreiche dünne Rohre verbunden sind. Von dem Reaktordruckgefäß steigt eine Leitung zu den Sammlern auf. Im Kondensator kühlt sich das entweichende Dampf/Wassergemisch ab und strömt über den (kalten) Rücklauf wieder dem Reaktordruckgefäß zu. Es entsteht ein natürlicher Kreislauf, der sich selbst antreibt. Im Normalbetrieb ist die „warme“ Dampfleitung stets offen. Jede „kalte“ Rückleitung ist durch je zwei parallele Ventile verschlossen. Aus Gründen der Diversität ist ein Ventil elektrohydraulisch und das jeweils andere pneumatisch über einen Druckgasspeicher betrieben. Die Ventile befinden sich in einer „fail-safe“ Stellung: Während des Betriebs werden sie durch die Kraft der Hydraulik oder des Gases geschlossen gehalten. Geht der Druck weg – aus welchen Gründen auch immer, gewollt oder nicht – geben die Ventile den Weg frei. Wegen der Redundanz, reicht ein Ventil aus, um den gesamten Strom durchzulassen. Da die Kondensatoren und die Rückleitung vollständig mit „kaltem“ Wasser gefüllt sind, rauscht dieses Wasser infolge der Schwerkraft in den Reaktordruckbehälter und der Kondensator saugt dadurch ein „warmes“ Gas- und Dampfgemisch aus dem Reaktorgefäß nach. Ein Naturumlauf ist entfacht. Dieser läuft solange, wie der Kern Nachzerfallswärme produziert und die Außenluft diese Wärme abnimmt.

Wenn das nukleare System irgendwo ein Leck hat, würde irgendwann der Kern trocken fallen. Das entweichende Wasser muß sofort ersetzt werden. Zu diesem Zweck gibt es innerhalb des Sicherheitsbehälters große Wassertanks. Damit aber das Wasser in freiem Fall nachströmen kann, muß zuerst der Druck im System abgebaut werden. Hierfür gibt es 8 Sicherheitsventile, 10 Abblaseventile (die zeitweilig durch pneumatische Antriebe geöffnet werden können) und 8 Druckentlastungsventile unmittelbar am Reaktordruckgefäß. Letztere enthalten verschweißte Membranen, durch die sie dauerhaft dicht und wartungsfrei sind. Wenn sie öffnen müssen, „durchschneidet“ ein Kolben die Dichtung. Dieser Kolben wird durch Gas, welches pyrotechnisch in einem Gasgenerator erzeugt wird, bewegt. Es ist das gleiche Prinzip, wie bei einem „Airbag“ im Auto – ein sehr kleiner „Signalstrom“ reicht zur Zündung aus und erzeugt über die „Sprengkraft“ eine sehr große Gasmenge. Diese Ventile sind so gebaut, daß sie den Weg vollständig frei geben, nicht verstopfen können und sich nicht wieder schließen lassen.

Der Energieabbau und die Kühlung geschieht in mehreren miteinander verknüpften Schritten:

  1. Aus den diversen Abblaseventilen strömt (zumindest am Anfang) ein Dampfstrahl mit hoher Energie und Geschwindigkeit. Dieser wird feinverteilt in Wasserbecken eingeblasen. Diese sog. Kondensationskammern befinden sich unten im Sicherheitsbehälter.
  2. Durch die Kondensation fällt der Dampf in sich zusammen und bildet wieder Wasser. Die Verdampfungswärme geht dabei an das Wasser der Kondensationskammer über. Würde man das Wasser nicht kühlen, wäre irgendwann Schluß damit. Der Zeitraum hängt von der Nachzerfallswärme und dem Wasservolumen ab.
  3. Das Wasser in den Kondensationskammern kann auf verschiedenen Wegen gekühlt werden. Der wichtigste Weg ist über die weiter oben beschriebenen Kondensatoren.
  4. Damit der Reaktorkern stets sicher gekühlt ist, sind die Wasservolumina in den Kondensationskammern und Speichern so bemessen, daß der Kern auch dann unter Wasser bleibt, wenn sich das Wasser im Sicherheitsbehälter ausbreitet. Dieser Zustand kann auch absichtlich herbeigeführt werden.
  5. Um eine Kettenreaktion sicher und dauerhaft zu verhindern, wird zusätzlich aus Speichern borhaltiges (Neutronengift) Wasser eingesprüht.

Der „Supergau“

Im Gegensatz zu den Anfängen der Kernkraftwerkstechnik diskutiert man schon heute im Zulassungsverfahren ganz offensiv das Versagen aller Sicherheitseinrichtungen: Einerseits setzt man sich dabei mit den Auswirkungen der dadurch freigesetzten Radioaktivität auf die Umgebung auseinander und andererseits beschäftigt man sich mit Möglichkeiten diese Auswirkungen trotzdem abzumildern.

Ein typischer Fall ist das Versagen des Sicherheitsbehälters. Man versucht alles erdenkliche zu tun um dies zu verhindern, beschäftigt sich aber trotzdem mit diesem Ereignis. Ein Schritt diesen Unfall abzumildern, ist die gesteuerte Ableitung über Filter und den Abgaskamin. Durch die Kaminhöhe verdünnt sich die Abgaswolke beträchtlich. Durch das Vorschalten von geeigneten Filtern kann die Schadstoffmenge zusätzlich gemindert werden.

Ähnlich verhält es sich mit dem Kern: Durch redundante, passive Kühlsysteme versucht man den Brennstoff und die Spaltprodukte im Reaktordruckgefäß zu halten. Trotzdem untersucht man auch ein Versagen des Druckbehälters. Wie Fukushima gezeigt hat, ist auch beim Versagen der Notkühlung nicht mit einem „China Syndrom“ (Hollywood Phantasie, nach der sich der schmelzende Kern immer weiter in den Untergrund frisst) zu rechnen. Trotzdem geht man von einem Schmelzen des Stahlbehälters wie bei einem Hochofenabstich aus. Die Grube des Reaktorgefässes ist deshalb als „feuerfester Fußboden“ (BiMAC, Basemat Internal Melt Arrest and Coolability device) ausgeführt. Unterhalb einer feuerfesten Schicht befindet sich ein Rohrleitungssystem, welches – quasi wie bei einer Fußbodenheizung – diese Schicht kühlt. Dieser „Fußboden“ ist bezüglich seiner Konstruktion und Leistung für den 4-fachen Kerninhalt ausgelegt. Zusätzlich könnte die Grube mit dem im Sicherheitsbehälter vorhandenem Wasser vollständig geflutet werden, um die Spaltprodukte größtenteils darin zurückzuhalten.

Leistungsregelung

Normalerweise geschieht die Leistungsregelung bei Siedewasserreaktoren über die Steuerstäbe und die Umwälzpumpen. Die Steuerstäbe dienen nur zum Anfahren und bis etwa 50% der Auslegungsleistung. Im Bereich oberhalb 60% wird die Leistung nur noch über die Umwälzpumpen durchgeführt. Die Steuerstäbe dienen dann nur noch zur Kompensation des Abbrands.

Beim ESBWR kann der Reaktor durch langsames ziehen der Steuerstäbe auf Temperatur gebracht werden. Da im Siedebereich Temperatur und Druck miteinander gekoppelt sind, steigt auch der Druck im nuklearen System entsprechend an. Würde man keinen Dampf entnehmen, würde der Druck im „Kessel“ immer weiter ansteigen bis die Sicherheitsventile ansprechen. Natürlich wird so bald wie möglich Dampf entnommen, um die Turbine und das gesamte nukleare System damit aufzuwärmen. Wenn man aber Dampf entnimmt, muß die gleiche Menge durch Speisewasser ersetzt werden. Das Speisewasser wird im Betriebszustand auf 216°C vorgewärmt. Dies geschieht in sechs Stufen. Man entnimmt dazu an bestimmten Stellen der Turbine eine gewisse Menge Dampf. Dies ist sinnvoll, da der jeweils entnommene Dampf bereits Arbeit geleistet hat und sich somit der Wirkungsgrad verbessert. Man nennt diese Strategie „Carnotisierung“.

Der ESBWR hat gegenüber einem normalen Siedewasserreaktor (z. B. ABWR) eine siebte Vorwärmstufe, die mit frischem Dampf aus dem Reaktor beheizt wird. Normalerweise wird sie deshalb umgangen. Wenn man beispielsweise mit dieser Stufe die Speisewassertemperatur auf 252°C erhöht, geht die Leistung des Reaktors – bei gleicher Position der Steuerstäbe – auf 85% zurück. Umgekehrt könnte man die Steuerstäbe etwa so weit einfahren, daß nur noch rund 50% der Auslegungsleistung erzeugt wird. Würde man nun die Speisewassertemperatur auf 180°C absenken, würde sich wieder die ursprüngliche Leistung einstellen. Es ergibt sich somit im Bereich zwischen 50% bis 100% Leistung ein umfangreiches Feld, in dem sich die Leistung durch Kombination von Steuerstabstellungen und Speisewassertemperatur regeln läßt.

Die physikalische Ursache ist bei allen Siedewasserreaktoren die Abhängigkeit der Abbremsung der Neutronen von der Dichte des Moderators. Bei Reaktoren mit Umwälzpumpen wird die Dichte durch „ausspülen“ von Dampfblasen aus den Brennelementen erhöht, bei Naturumlauf durch das Absenken der mittleren Temperatur.

Wegen seiner Leistung von 1600 MWel. dürfte dieser Reaktor eher in der Grundlast eingesetzt werden. Gleichwohl ist ein täglicher Lastfolgebetrieb vorgesehen und genehmigt. So sind z. B. die Steuerstäbe für eine Betriebsdauer von 10 Jahren bei täglichem Lastwechsel zugelassen. Idealerweise fährt man mit diesem Reaktor aber mit konstant volle Leistung. Wegen seiner Stabilität und seiner passiven Notkühlung ist er sogar für den Betrieb durch nur einen Bediener konstruiert und zugelassen!

Ausblick

Im nächsten Teil werden die Schwerwasserreaktoren vorgestellt. Es ist bereits beschlossen, einen weiteren solchen Reaktor in Kooperation mit China, in Rumänien zu errichten.

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.

Reaktortypen in Europa – Teil3, AP1000

AP1000 ist die Warenmarke eines Druckwasserreaktors der Generation III+ des Herstellers Westinghouse. Westinghouse ist die Mutter aller Druckwasserreaktoren. Sie erschuf 1954 unter Hyman G. Rickover und Alvin M. Weinberg diesen Reaktortyp für den Antrieb des ersten Atom-U-Boots USS Nautilus (SSN-571).

Geschichte

Der AP1000 entwickelt sich zum „Golf“ der Kernkraftwerke. Inzwischen sind acht Reaktoren in Bau: Je zwei in Sanmen und Haiyang in China und in Vogtle (Georgia) und Summer (South Carolina) in USA. Zahlreiche andere befinden sich weltweit im Vergabeverfahren. So sind drei Reaktoren in Moorside (West Cumbria, nordwestlich von Sellafield, UK) in Vorbereitung. Sie sollen durch NuGen, ein Joint Venture aus Toshiba (Westinghouse gehört zu Toshiba) und GDF SUEZ errichtet und betrieben werden.

Ständig steigende Investitionskosten und steigende Sicherheitsanforderungen zwangen Westinghouse das Konzept grundlegend zu überarbeiten. Über 50 Jahre Betriebserfahrung gipfelten in einer völlig neuen Konstruktion mit vier zentralen Anforderungen:

  • Vereinfachte Konstruktion: Was man nicht hat, kostet auch nichts und kann nicht versagen,
  • Übergang von aktiven auf passive Sicherheitssysteme,
  • modularer Aufbau und
  • parallele Errichtung von Bau und Anlagentechnik.

Der AP1000 ist ein schönes Beispiel dafür, was man erreichen kann, wenn man den Mut hat, eine Konstruktion noch einmal mit einem weißen Blatt Papier von Anfang an zu beginnen. Vorgabe war ein Druckwasserreaktor mit einer mittleren Leistung von rund 1000 MWel. Schon damit setzte man sich ab. Man versuchte gar nicht erst eine Kostensenkung über eine Leistungssteigerung zu erzielen, sondern setze lieber auf die Nachfrage des Weltmarktes. Die Größe entsprach nur etwa 2/3 der letzten Typen der zweiten Generation. Dieser Rückschritt sollte dafür die Märkte der Schwellenländer mit noch kleinen Netzen einschließen.

Durch die „geringe“ Leistung kommt man mit nur zwei modernen Dampferzeugern gegenüber üblicherweise vier aus. Dies spart schon mal beträchtlich umbauten Raum, der bei Kernkraftwerken besonders teuer ist (Sicherheitsbehälter, Betonbunker etc.). Durch weiteres, konsequentes „weglassen“ ergibt sich der Druckwasserreaktor mit dem geringsten Beton- und Stahleinsatz pro MWel.

Ein weiterer Ansatz zur Senkung der Stromerzeugungskosten ist die Verlängerung der Nutzungsdauer: Die Ausdehnung auf genehmigte 60 Jahre verteilt die Kapitalkosten auf wesentlich mehr produzierte KWh. Weniger sicherheitsrelevante Teile (z. B. Noteinspeisepumpen mit zugehörigen Ventilen und Rohrleitungen) oder robustere Konstruktionen (z. B. dichtungslose Hauptkühlmittelpumpen) verringern die Wartungskosten und die notwendigen Wiederholungsprüfungen. Eine nicht zu vernachlässigende Einsparung über die Lebensdauer eines Kraftwerks.

Pumpen

Üblicherweise stehen die Hauptkühlmittelpumpen zwischen den Dampferzeugern. Sie sind mit diesen und dem Reaktordruckgefäß über Rohrleitungen verbunden. Die Pumpen saugen das abgekühlte Wasser aus den Dampferzeugern an und drücken es zurück durch den Kern. Beim AP1000 haben sie die gleiche Aufgabe. Sie sind aber paarweise direkt an den Dampferzeugern angeflanscht. Dies erspart nicht nur Rohrleitungen, sondern vereinfacht diese erheblich. Es sind weniger Formstücke und Schweißnähte erforderlich und der Schutz gegen Erdbeben gestaltet sich wesentlich einfacher.

Die Pumpen selbst, sind für zivile Druckwasserreaktoren ungewöhnlich. Sie verfügen über mit Wasser geschmierte Gleitlager und sind voll gekapselt. Der Läufer und der Stator sind in wasserdichte Hüllen eingeschweißt. Das Pumpenrad sitzt direkt auf der Welle des Antriebsmotors. Sie benötigen damit keine Wellendichtungen und sind somit extrem wartungsarm. Sie sind für eine Betriebsdauer von 60 Jahren ausgelegt und zugelassen. Dieser Pumpentyp ist sehr anspruchsvoll in der Fertigung. Die USA verfügen jedoch über eine jahrzehntelange Erfahrung mit diesem Pumpentyp in ihrer Marine.

Passive Sicherheit

Unter „Passiver Sicherheit“ versteht man, daß bei keinem Störfall Pumpen, Diesel etc. benötigt werden um den Reaktor in einen sicheren Zustand zu überführen und zu halten. Alle Armaturen müssen nur einmal ausgelöst werden (voll offen oder voll geschlossen) und nach Auslösung ohne Hilfsenergie auskommen. Es sollten keine Eingriffe durch das Personal nötig sein.

Hinter dieser Definition verbirgt sich noch ein weiterer Ansatz zur Kostensenkung: Man kann „Sicherheit“ oder „Verteidigung“ in mehreren Stufen definieren. Bevor ein Ereignis zu einem Störfall wird, kann man durch automatische Stellglieder die Folgen abwenden. So kann man z. B. bei einem Generatorschaden den Dampf direkt in den Kondensator leiten und dadurch eine Notkühlung verhindern. Alle für diese Umleitung notwendigen Komponenten bräuchten nur den bei konventionellen Kraftwerken üblichen Qualitätsstandard besitzen, da sie das eigentliche Sicherheitssystem (gemeint ist damit das passive Notkühlsystem) nicht berühren. Nur die Komponenten des passiven Sicherheitssystems müssten den Stempel „nuclear grade“ tragen. Oft sind solche Teile völlig identisch mit dem „Industriestandard“ – unterscheiden sich lediglich im bürokratischen Aufwand und im Preis.

Man kann die Sicherheit – bezogen auf eine eventuelle Freisetzung von radioaktiven Stoffen in die Umwelt – noch steigern, indem man eine konsequente Diversifizierung betreibt. Ferner sieht man für wahrscheinlichere Ereignisse eine höhere Anzahl von Verteidigungsstufen vor.

Der Station Blackout

Vor Fukushima war der größte anzunehmende Unfall (GAU) der entscheidende Sicherheitsmaßstab. Man ging von einem plötzlichen Verlust der Reaktorkühlung infolge einer abgerissenen Hauptkühlmittelleitung aus. Um ein solches Ereignis zu beherrschen – ohne Freisetzung nennenswerter Radioaktivität in die Umwelt – muß bei Reaktoren mit aktivem Sicherheitskonzept auf jeden Fall ausreichend elektrische Energie vorhanden sein. Mindestens ein Notstromdiesel muß starten und die entsprechenden Schaltanlagen müssen funktionstüchtig sein. In Fukushima hat beides ein Tsunami außer Gefecht gesetzt.

Seit Fukushima ist der „station blackout“ ins öffentliche Interesse geraten. Gemeint ist damit der völlige Verlust von Wechselstrom (Kraftstrom) im Kraftwerk. Es ist nur noch Gleichstrom aus Batterien für Steuerung und Notbeleuchtung vorhanden. Es ist daher interessant, wie der AP1000 auf solch eine Situation reagieren würde:

Durch den Stromausfall fallen die Regelstäbe durch ihr Eigengewicht in den Reaktorkern ein und unterbrechen jede Kettenreaktion. Allerdings beträgt in diesem Moment die Nachzerfallswärme noch rund 6% der thermischen Leistung (ungefähr 200 MW), die sicher abgeführt werden müssen. Durch den Stromausfall, fallen alle Pumpen aus. Durch die in den Schwungrädern der Hauptkühlmittelpumpen gespeicherte Energie, laufen diese noch geraume Zeit nach und halten den Primärkreislauf aufrecht. Allerdings ist nach etwa zwei Minuten der Wasserstand auf der Sekundärseite der Dampferzeuger auf sein zulässiges Minimum gefallen, da die Speisepumpen auch nicht mehr laufen können. Dieser Zustand öffnet automatisch die beiden Ventile zur Notkühlung (die Ventile sind im Betrieb elektromagnetisch geschlossen, d. h. Strom weg = Ventil offen). Nur ein Ventil müßte öffnen (Redundanz), um die volle Wärmeleistung abzuführen. Das Wasser strömt nun vom Reaktorkern zu einem Wärmeübertrager (PRHR HX) in dem Wassertank innerhalb der Sicherheitshülle (PRHR). Dieser Tank liegt deutlich oberhalb des Reaktordruckgefässes, wodurch sich ein Naturumlauf ergibt. Nach rund zwei Stunden ist die Nachzerfallswärme auf rund ein Prozent (immerhin noch rund 34 MW) abgefallen. Nach ungefähr fünf Stunden wäre der Tank soweit aufgeheizt, daß das Wasser zu sieden beginnt. Der Sicherheitsbehälter ist ein Zylinder aus 45 mm dickem Stahlblech (bessere Wärmeleitung als Beton). Der Dampf würde an den Wänden kondensieren und über ein Auffangsystem zurück in den Tank laufen. Der Sicherheitsbehälter wiederum, würde seine Wärme an die Umgebungsluft abgeben. Die Umgebungsluft steigt wie in einem Kamin im Zwischenraum zwischen Sicherheitshülle und Betonwand der Schutzhülle (gegen Flugzeugabsturz usw.) auf. Steigt der Druck im Sicherheitsbehälter über einen Grenzwert an, werden zur Steigerung der Kühlung die pneumatisch betätigten Ventile der Beregnungsanlage geöffnet. Ganz oben, auf dem Dach des Reaktors befindet sich ein charakteristischer, ringförmiger Wassertank. Aus ihm würde nun Wasser durch Schwerkraft auf die äußere Seite des Sicherheitsbehälters „regnen“ und diesen stärker kühlen. Der Inhalt des Tanks reicht für 72 Stunden Beregnung.

Durch die (gewollte) Abkühlung des Reaktors zieht sich das gesamte Wasser des Primärkreislaufes wieder zusammen. Der Wasserstand im Druckhalter sinkt. Genauso würde er sinken, wenn der klassische GAU – irgendein Leck im Primärkreis – eingetreten wäre. Damit ein zeitweiliges „trocken fallen“ der Brennelemente (Harrisburg und Fukushima) sicher verhindert werden kann, wird rechtzeitig Wasser nachgespeist. Hierfür gibt es sog. Akkumulatoren. Das sind Behälter, die teilweise mit Wasser gefüllt sind und durch ein Stickstoffpolster unter Druck gehalten werden. Aus diesen strömt automatisch (Rückschlagventile, die durch den Druck im Primärkreis geschlossen gehalten werden, Druck zu klein = Ventil offen) Wasser in den Reaktordruckbehälter nach.

Ist der Druck – egal ob durch ein Leck oder Abkühlung – bis auf Umgebungsdruck abgebaut, kann die Kühlung direkt über die Verdampfung des Wassers im Druckbehälter endlos weiter erfolgen. Dieser Zustand kann auch gewollt oder automatisch angestrebt werden. Würde die Kühlung – aus welchen Gründen auch immer – versagen, würde der Druck im Reaktorbehälter immer weiter ansteigen. Um dies zu verhindern, kann man den Druck über ein Abblasen des Druckhalters abbauen. Dies ist ein Beispiel, wie man durch den geschickten Aufbau einer Sicherheitskette das eventuelle Versagen einzelner Glieder überbrücken kann: Würden tatsächlich beide Ventile (2 x 100%) des Notkühlkreislaufes versagen (siehe weiter oben) müßte trotzdem nicht die Kühlung ausfallen, sondern es würde lediglich ein anderer Weg beschritten.

Die 72 h Regel

Beim AP1000 bezieht sich die passive Sicherheit nicht nur auf die Anlagentechnik, sondern auch auf das Personal. Seit den Störfällen von Harrisburg und Tschernobyl weiß man um die Bedeutung von Bedienungsfehlern. Gerade in der Zeit unmittelbar nach der Störung ist die Wahrscheinlichkeit dafür besonders hoch: Das Schichtpersonal muß erst seinen Schock überwinden, eine wahre Informationsflut muß erst einmal verarbeitet werden damit man sich überhaupt einen Überblick verschaffen kann und dann müssen die richtigen Maßnahmen auch noch erkannt und eingeleitet werden. Andererseits sind drei volle Tage eine recht lange Zeit, um etwas zu reparieren, Fachleute außerhalb des Kraftwerks hinzu zu ziehen oder sogar Ersatzgerät herbeizuschaffen. Dies gilt selbst bei schwersten Naturkatastrophen wie in Fukushima.

Dabei sind die 72 Stunden als Mindestwert bei ungünstigsten Bedingungen zu verstehen. Nach Ablauf dieser Zeitspanne sind weitere Auffanglinien vorgesehen. So können z. B. die Kühlwasserbehälter auch von außen über die Feuerlöschtanks auf dem Gelände nachgefüllt werden. Hierfür ist allerdings wenigstens ein kleiner Hilfsdiesel, der zusätzlich zu den eigentlichen Notstromdieseln vorhanden ist, nötig. Der Treibstoffvorrat beträgt vier Tage. Inzwischen dürften längst Hilfskräfte und Material aus den Notfallcentern eingetroffen sein.

Die Strategie zur Kostensenkung

So makaber es klingen mag, aber die Unglücke von Tschernobyl (vollkommen explodierter Reaktor) und Fukushima (in drei Reaktoren gleichzeitige Kernschmelze) haben den „Atomkraftgegnern“ ihr stärkstes Argument von dem „unkalkulierbaren Restrisiko“ bei Kernkraftwerken entzogen. Nur noch sehr schlichte Gemüter glauben das Märchen „Millionen-Tote-für-10000-Jahre-unbewohnbar“. Es ist also kein Zufall, daß sich die „Bewegung“ nun auf angeblich „zu teuer“, konzentriert. Für die Investitionskosten sind folgende Faktoren ausschlaggebend:

  • Unnötig kompliziert: Doppelte Betonbunker, Core catcher, weitere Notstromdiesel, Pumpen etc.
  • Bürokratismus: „Nuclear grade“ erfordert einen – teilweise absurden – bürokratischen Aufwand. Oft kostet das gleiche Bauteil als „nuclear grade“ geadelt, den vier bis fünffachen Preis. Um eine Diskussion über Sinn und Zweck zu vermeiden, sollte dieser Standard nur noch für echte Sicherheitstechnik verlangt sein. So könnte man beispielsweise bei einem Reaktor mit passiver Sicherheit, die Notstromdiesel aus diesem Verfahren entlassen – als wenn es in anderen Bereichen (IT, Luftfahrt, Seefahrt etc.) keine Sicherheitsnormen gäbe.
  • Bauzeit: Je länger die Bauzeit dauert, desto höher sind automatisch die Baukosten (Verzinsung), das Risiko (z. B. Inflation) und der ausgefallene Gewinn (z. B. Zukauf von Strom). Eine Verkürzung läßt sich grundsätzlich nur durch parallele Abläufe erzielen.
  • Baustelle: Arbeiten auf Baustellen sind grundsätzlich teurer, als eine Fertigung in einer Fabrik. Hinzu kommt meist noch ein schwer zu kalkulierendes Witterungsrisiko.
  • Serien: Jeder „first of a kind“ ist teurer als die Nachfolgemodelle. Hat man erst einmal die „Konstruktionsfehler“ behoben und das Personal seine Erfahrungen gesammelt, geht die Arbeit wesentlich flotter. Dies hat sich auch jetzt beim Bau der ersten AP1000 in China und USA wieder gezeigt.

Westinghouse hat konsequent auf eine Modularisierung bei paralleler Fertigung gesetzt. Im Schiffbau nennt man das „Sektionsbauweise“. Ziel ist die Errichtung eines Kernkraftwerks in 36 Monaten. Diesen sind noch der Vorlauf für die Baustelleneinrichtung und die Inbetriebnahme hinzu zu rechnen, sodaß ein Zeitraum von rund fünf Jahren zwischen Auftragserteilung und Übergabe an den Kunden liegt.

Der Rohbau

Üblich ist es schon immer, alle großen Bauteile: Reaktordruckgefäß, Dampferzeuger, Druckhalter, Turbine und Generator, Kühlmittelpumpen etc. möglichst schnell zu vergeben. Diese Aggregate werden von Spezialfirmen gefertigt und getestet und kommen möglichst komplett auf die Baustelle.

Gänzlich anders verhielt es sich bisher mit dem baulichen Teil: Der Hochbau wurde ganz konventionell in Ortbeton hergestellt. Dabei arbeitete man sich, wie bei jedem anderen Gebäude auch, vom Keller bis zum Dach stückweise voran. Wie auf jeder anderen Baustelle auch, konnte man mit dem Innenausbau erst beginnen, wenn der Rohbau fertig war.

Beim AP1000 hat man konsequent mit dieser Tradition gebrochen. Hier gilt: Möglichst wenig Arbeiten auf der unmittelbaren Baustelle und weitgehendste Fertigung in den Fabriken der Zulieferer. Um möglichst parallel arbeiten zu können, werden die Sektionen auf dem Baustellengelände aus den gelieferten Modulen zusammengebaut und die Sektionen termingerecht mit einem Schwerlastkran (3200 to) zu dem eigentlichen Reaktor zusammengefügt.

Konventionell (Schalung aus Holz, Eisengeflecht vor Ort und mit Beton ausgegossen) gebaut, wird nur noch die Grundplatte, auf der die gesamte „nukleare Insel“ steht. Schon die sich anschließende „Reaktorgrube“ ist eine komplette Sektion in Sandwich-Bauweise. So geht es Sektion für Sektion nach oben. Der Schwerlastkran stapelt alle wie auf einer Werft über- und nebeneinander. Dazu gehören auch ganze Baugruppen aus Rohrleitung, Pumpen, Ventilen usw., fertig lackiert, in Stahlgestellen. Die eigentliche Montage vollzieht sich in der erdbebenfesten Verbindung der Gestelle mit dem Baukörper und dem Anschluß an die Versorgungsleitungen etc. Da diese Module schon bei ihren Herstellern vollständig getestet und abgenommen worden sind, verkürzt sich auch die spätere Inbetriebnahme erheblich.

Das Sandwich

Für eine konventionelle Betonwand muß der Zimmermann eine Schalung aus Holz bauen und die Eisenflechter die Moniereisen einbringen. Nach dem Aushärten des Beton muß alles noch mühselig ausgeschalt und meist auch noch nachgearbeitet werden. Eine kosten- und vor allem zeitaufwendige Arbeit. Außerdem sind Zimmerleute keine Feinmechaniker.

Ein Sandwich besteht aus zwei Stahlplatten, die später mit Beton ausgegossen werden. Die Stahlplatten-Konstruktion übernimmt die Funktion einer verlorenen Schalung und enthält auch noch das „notwendige Eisen“, was die Festigkeit eines Stahlbeton ausmacht. Auf den ersten Blick keine revolutionäre Erfindung. Nur sind die Wände und Decken in einem Kraftwerk meist nicht massiv, sondern haben unzählige Durchbrüche und Einbauten. Wenn man die Anlagentechnik auch in Modulen vorfertigen will, müssen diese in der Toleranz von Maschinenbauern und nicht von Zimmerleuten ausgeführt werden. Wenige Millimeter Versatz, enden in einer teuren Katastrophe. Die einzelnen Platten werden nun – wie auf einer Werft – vollautomatisch aus- und zugeschnitten. Die Verstärkungen (die das Eisengeflecht bei konventionellem Beton ersetzen) werden auf Schweißmaschinen angebracht und die Platten zu Modulen zusammengeschweißt. Die Größe der Module ist dabei maßgeblich durch den Transportweg begrenzt. Die größte Sektion besteht z. B. in Vogtle aus 72 Modulen, die auf der Baustelle zusammengeschweißt werden und mittels eines Schwerlasttransporters und des Schwerlastkranes in den Sicherheitsbehälter eingesetzt wurde. Diese Sektion wiegt ohne Betonfüllung rund 1000 to.

Neue Herausforderungen

Die Aufteilung in drei Bauphasen: Fertigung von Modulen bei den Herstellern, zusammenfügen der Module zu Sektionen auf separaten Vormontageplätzen und der Zusammenbau der Sektionen zum eigentlichen Reaktor, erfordert eine besonders ausgefeilte Planung und Logistik.

Ein solches Vorhaben kann nur gelingen, wenn man von Anfang an, wirklich alle Elemente auf einem entsprechenden Rechner in vierdimensionaler (drei Orts- und eine Zeitachse) Abbildung zur Verfügung hat. Solche Werkzeuge gibt es noch nicht sehr lange. Zum Werkzeug gehören aber noch die entsprechend qualifizierten Konstrukteure mit praktischer Erfahrung und eine Lernkurve. So waren z. B. bei den ersten Reaktoren in China einige Abstände zwischen den Kabelbahnen und den Decken des nächsten Moduls zu knapp bemessen. Es ergaben sich tote Ecken bezüglich der Lackierung, usw. Alles Dinge, die zu Zeitverzug und ungeplanter Nacharbeit geführt haben.

Es ist eine ungeheure Disziplin und straffe Organisation über die gesamte Laufzeit eines Projekts erforderlich: Jede Änderung bei einem Zulieferer – irgendwo auf der Welt – kann dutzende Änderungen, zusätzliche Prüfungen usw. bei anderen Zulieferern auslösen. Gerade Dokumentation und Prüfungen sind in der kerntechnischen Industrie eine besondere Herausforderung. In den USA hat letzteres zu erheblichen Verzögerungen beim Bau des Kraftwerks Vogtle geführt. Ein Hersteller aus Louisiana – der seit Jahrzehnten erfolgreich im Bau von Ölförderanlagen etc. tätig war – war mit diesen „Gepflogenheiten der Kerntechnik“ nicht hinreichend vertraut. Im Endergebnis mußten etliche Module aus China nachbestellt werden.

Die Sektionsbauweise ist auch nicht ohne Tücken und erfordert entsprechendes Fachpersonal auf der Baustelle. Es müssen komplizierte und stabile Leergerüste gebaut werden, um die Sektionen aus Modulen passgerecht zusammen zu bauen. Der Verzug beim Schweißen und die Temperaturschwankungen sind bei so großen Bauteilen eine weitere Herausforderung. Der Schwerpunkt ist ebenfalls nicht immer genau festgelegt, was das Anheben ohne zusätzliche Belastungen nicht einfacher macht. Für Sektionen bis zu 1000 to müssen entsprechende Kräne und Transporter bereitgehalten werden. Für diese selbst, muß die Infrastruktur (Schwerlaststraßen, Bewegungsräume, Energieversorgung etc.) geschaffen werden.

Ausblick

Der AP1000 setzt die Maßstäbe für den Bau moderner Druckwasserreaktoren. Seine Weichen werden z. Zt. in China gestellt. Er kann seine wirtschaftlichen Vorteile erst in einer größeren Serie voll ausspielen. Die Lernkurve zeichnet sich bereits in USA und China deutlich ab. Es ist nur eine Frage der Stückzahl, wann die Investitionskosten für ein solches Kernkraftwerk unter das Niveau eines Kohlekraftwerks nach deutschen Standards (Wirkungsgrad 46%, mit Entstickung und Rauchgasentschwefelung, zugehörige Entsorgungsanlagen etc.) gesunken sind. Genau diese Frage, stellt sich aber bereits heute – wie schon in den 1970er Jahren in Deutschland –, wenn man die Luftverschmutzung in Peking betrachtet. Anschließend steht für China ein gigantischer Weltmarkt offen. Wir sprechen bereits in Europa nicht nur über Moorside, sondern auch über Polen, Tschechien und Bulgarien.

Im nächsten Teil4 geht es um die Siedewasserreaktoren, wie sie z. B. für den Standort Wylfa Newydd (Insel Anglesey in Nord Wales, GB) vorgesehen sind.

 

Reaktortypen in Europa – Teil2, EPR

EPR ist eine Warenmarke des französischen Herstellers Areva für einen Druckwasserreaktor der dritten Generation. Interessant ist schon die unterschiedliche Herleitung der drei Buchstaben EPR: European oder Evolutionary Pressurized Water Reactor. Beides ist angebracht.

Die Geschichte

Inzwischen sind von diesem Typ vier Reaktoren in Bau: Olkiluoto 3 in Finnland (seit Oktober 2005), Flamanville 3 in Frankreich (seit Dezember 2007) und Taishan 1 und 2 in China (seit Oktober 2009). Wahrscheinlich wird in den nächsten Jahren mit dem Bau zweier weiterer Reaktoren in Hinkley Point in Großbritannien begonnen werden.

Auf den ersten Blick eine Erfolgsbilanz. Wie kam es dazu? Ende der 1990er Jahre kam in Deutschland die Rot/Grüne-Koalition an die Macht. Die Kombinatsleitung von Siemens läutete in gewohnter Staatstreue den sofortigen und umfassenden Ausstieg aus der Kernenergie ein. Eine unternehmerische Fehlentscheidung. Heute sind die ganzen Staatsaufträge an Telefonen, Eisenbahnzügen etc. zu „besonders auskömmlichen Preisen“ längst Geschichte. Noch kann man ein paar Windmühlen nach altem Muster „an den Mann bringen“. Aber die einzige Zukunftstechnologie, in der Siemens wirklich einmal zur Weltspitze gehörte, ist unwiederbringlich und ohne Not „abgewickelt“ worden. Siemens fand in Framatome (Vorläufer von Areva) einen dankbaren Abnehmer. Die Franzosen konnten nach ihrem beispielhaften Ausbauprogramm von 57 Reaktoren ihre Kapazitäten nur durch den Ausbau des Auslandsgeschäftes aufrecht erhalten. Ein „Made in Germany“ kam ihnen dabei sicherlich nicht ungelegen. Siemens reichte der Einfuß von 34% der Aktien an dem neuen Gemeinschaftsunternehmen. Kernenergie war ja nicht mehr politisch korrekt und man wollte seinen (damals) lukrativen Kunden – die Öffentliche Hand – nicht verärgern. Man glaubte damals wohl auch noch, seinen überlegenen Turbinenbau allein weiter führen zu können. So als ob Daimler sein Autogeschäft verkaufen würde um zukünftig nur noch mit dem Reifengeschäft zu überleben. Jedenfalls ist Olkiluoto wohl das letzte Kernkraftwerk mit einer deutschen Turbine. Alle weiteren EPR haben natürlich französische Turbosätze der Marke Arabella. Dies gilt selbstverständlich auch für alle weiteren Geschäfte mit China. Ob die Kombinatsleitung den Chinesen ersatzweise politisch korrekte Windmühlen angeboten hat, weiß man nicht. Es gab ja mal eine Zeit lang in bildungsfernen Kreisen den festen Glauben, Deutschland würde „vorweg gehen“ mit seiner Energiepolitik.

Die Mitarbeiter in Frankreich und Deutschland waren jedenfalls redlich bemüht, das beste aus beiden Welten zu erschaffen. Grundlage des EPR sind die französische Baureihe N4 (Kraftwerke Chooz 1+2, Civaux 1+2) und die deutsche Konvoi Baureihe (Neckar 2, Emsland, Isar 2). Es war von Anfang an eine evolutionäre und ausdrücklich keine revolutionäre Entwicklung geplant. Außerdem nahm man nicht nur die Genehmigungsbehörden in beiden Ländern mit ins Boot, sondern auch 12 europäische Energieversorgungsunternehmen. Es sollte ein Reaktor entstehen, der europaweit genehmigungsfähig war. Heute ist er auch in China und USA geprüft und grundsätzlich zugelassen worden.

Das Problem der Größe

Jedes elektrische Netz kann nur eine gewisse Blockgröße vertragen. Über den Daumen gilt immer noch die Regel von maximal zehn Prozent der Leistung, die im Netz anliegt. Ist der Reaktor zu groß, scheiden weltweit eine Menge Netze aus. Das ist ein Problem bei der Vermarktung des EPR. Areva hat bereits schon länger die Problematik erkannt und bietet nun in Kooperation mit Mitsubishi auch einen kleineren Druckwasserreaktor (ATMEA mit ca. 1100 MWel) an. Wahrscheinlich werden die ersten Anlagen in der Türkei errichtet. Demgegenüber sollen die vier EPR von Olkiluoto bis Taishan eine Leistung zwischen 1600 und 1660 MWel erreichen. Die Vorläufer – z. B. das größte deutsche Kernkraftwerk Isar 2 – hatten eine Leistung von etwa 1400 MWel..

Bei Kraftwerken gibt es eine bedeutende Kostendegression. Je mehr man einen gegebenen Entwurf vergrößert, um so kleiner werden die spezifischen Investitions- und Betriebskosten. Man wollte ja ausdrücklich eine evolutionäre Entwicklung. Jetzt steckt man dafür in einer Größenfalle – und was fast noch schlimmer ist – die Kosten sind trotzdem viel zu hoch. Der EPR ist in diesem Sinne kein glücklicher Entwurf.

Die grünen Phantasien

Besonders von den deutschen Genehmigungsbehörden wurden die beiden Sicherheitsanforderungen „Absturz eines Jumbo“ und das „China Syndrom“ aus Hollywood eingebracht. Man glaubte in Deutschland lange genug, man müsste nur über jedes Stöckchen springen, das einem „Atomkraftgegner“ hin halten und dann würden sie auch irgendwann Kernkraftwerke ganz toll finden. Die simple Strategie, die Kosten durch immer neue Ideen immer weiter in die Höhe zu treiben, wurde nicht erkannt. Jetzt steht man mit einer millionenteuren doppelten Sicherheitshülle aus Beton und dem Gimmick eines „core catcher“ da und die „Atomkraftgegner“ lieben den EPR immer noch nicht.

Der Flugzeugabsturz

Solange es Kernkraftwerke gibt, hat man sich über „Einwirkungen von außen (EVA)“ Gedanken gemacht. Schon immer gehörte ein Flugzeugabsturz dazu. Frühzeitig bekamen deshalb die Reaktoren eine entsprechende Betonhülle als Schutz. Die vier Unglücksreaktoren in Fukushima hatten noch keine – mit den bekannten Konsequenzen. Bei ihnen war nur der unmittelbare Bereich um das Reaktordruckgefäß durch dicke Betonabschirmungen geschützt. Von Anfang an stellte sich die Frage, wie dick eine Betonhülle als Bunker sein müßte. In Deutschland ging man vom Absturz eines Militärjets vom Typ Phantom F4 aus. Eine heute noch sinnvolle Annahme – selbst nach den Ereignissen des 11. September. Die Phantom ist bis heute das Flugzeug mit der „größten Dichte“. Ein Militärjet noch aus dem „Stahlzeitalter“. Die Triebwerke einer im Tiefflug dahin rasenden Phantom, würden wie Rammböcke auf die Schutzhülle eines Reaktors wirken. Dahingegen entspricht die Wirkung einer abstürzenden A380 oder eines Jumbojets eher einer Bierdose. Die Terrorflieger des 11. September konnten selbst ein filigranes Hochhaus bzw. das Pentagon nur zum Wackeln bringen. Etwas anderes ist die ungeheure Brandlast eines voll betankten Großraumflugzeuges, aber gegen die hilft Beton nur bedingt.

Jedenfalls steht der EPR heute mit einer doppelten Betonhülle dar. Der innere Teil – das Containment – besteht aus ca. 1,3 m dickem Spannbeton und die äußere Schutzhülle aus einer weiteren ca. 1,8 m dicken Betonhülle. Zusätzlich verschwinden alle nuklearen Komponenten (Dampferzeuger, Reaktordruckgefäß usw.) hinter weiteren Betonmauern, die als Abschirmung gegen Strahlung dienen. Dieses „Bunkersystem“ ist mit Sicherheit stark genug, um jedem Flugzeugabsturz oder einem Terroranschlag zu widerstehen. Wir erinnern uns: Tschernobyl hatte nicht einmal ein Containment und in Fukushima waren nur die Reaktoren geschützt. Das Brennelementebecken stand in einer normalen Industriehalle. Anders als beim ERP, bei dem sogar das Lagergebäude für die Brennelemente und diverse Sicherheitsanlagen mit einer Betonhülle verbunkert sind.

Beton kann nicht schaden, er ist nur sehr teuer. Erschwerend kommt beim EPR die lohnintensive und zeitraubende Ausführung als Ortbeton hinzu. Dies wurde zumindest in Olkiluoto völlig unterschätzt.

Grundsätzlich ist die Konstruktion aus zwei Hüllen mit Zwischenraum sicherheitstechnisch zu begrüßen. Wird das Containment durch eine Explosion (Fukushima) oder was auch immer beschädigt, kann die äußere Hülle ihre Funktion wenigstens zum Teil übernehmen. Der Zwischenraum wird ständig abgesaugt und in leichtem Unterdruck gehalten. Die „radioaktiv belastete Luft“ wird vor der Abgabe über den Kamin gefiltert. Durch eine solche Maßnahme kann selbst, wenn die gasförmigen Spaltprodukte im Reaktor freigesetzt werden sollten, der größte Teil zurück gehalten bzw. auf ein erträgliches Maß verdünnt werden.

Der core catcher

Dank Hollywood ist jeder „Atomkraftgegner“ mit dem „China Syndrom“ vertraut: Eine einmal eingetretene Kernschmelze soll endlos andauern. Selbst die unfreiwilligen Großversuche von Harrisburg, Tschernobyl und Fukushima können einen rechtgläubigen „Atomkraftgegner“ nicht von diesem Irrglauben abbringen.

Fangen wir mal mit dem Schlimmsten an:

  • Der Reaktor in Tschernobyl stand in einer einfachen Industriehalle. Nachdem eine Kernschmelze stattgefunden hatte, verabschiedete sich der Reaktor durch eine physikalische Explosion. Er spie wie ein Vulkan den größten Teil seines radioaktiven Inhalts in die Umwelt aus. Dies ist der schlimmste – überhaupt vorstellbare – Unfall.
  • In Fukushima trat in mehreren Reaktoren (zumindest teilweise) eine Kernschmelze ein. Ursache war hierfür der zeitweise Ausfall der Stromversorgung und dadurch ein Mangel an Kühlwasser. Die Nachzerfallswärme konnte die Brennelemente (teilweise) schmelzen lassen. Die Nachzerfallswärme nimmt aber sehr schnell ab und die Kühlung konnte – wenn auch verspätet – wieder aufgenommen werden. Wieviel Corium sich tatsächlich durch die Reaktorgefäße gefressen hat, wird erst eine genaue Untersuchung zeigen können. Jedenfalls hat die Menge nicht einmal gereicht, um den Betonboden der Reaktorgrube zu durchschmelzen. Ursache für die Freisetzung von Radioaktivität sind schlicht weg Konstruktionsfehler: Die Wasserstoffexplosion und die „Untertunnelung“ des Kraftwerks.
  • Bei dem TMI-Reaktor in Harrisburg hatte man wenigstens alles grundsätzlich richtig konstruiert, obwohl dann später alles schief lief. Maßgeblich durch Bedienungsfehler fiel ein Teil des Kerns unbemerkt trocken. Es entstand Wasserstoff, welcher aber nicht zu einer heftigen Explosion führte. Das Reaktordruckgefäß blieb ganz und in ihm sammelten sich Bruchstücke und Schmelze. Es gelangte praktisch keine unzulässig hohe Radioaktivität in die Umwelt.

Anstatt durch Aufklärung entgegen zu wirken, versuchte man den Segen der „Atomkraftgegner“ durch die Erfindung des core catcher zu erlangen. Ein von Anfang an sinnloses Unterfangen. Die Strategie der „Atomkraftgegner“ ging vielmehr auf: Die Kosten wurden weiter in die Höhe getrieben um mit einer vorgeblich „unwirtschaftlichen Atomkraft“ argumentieren zu können.

Wie sieht dieses Ding nun beim EPR aus? Man pflastert den Boden unterhalb des Reaktordruckgefäßes mit Steinen aus einer feuerfesten Keramik. Gemäß den Vorstellungen aus Hollywood frisst sich das Corium als glühende Schmelze durch das Reaktordruckgefäß und sammelt sich in der feuerfesten Wanne. In der Realität nimmt die Nachzerfallswärme zwar exponentiell ab, nach Drehbuch natürlich nicht, sondern der Boden der Wanne aus einem Spezialbeton schmilzt langsam auf und die Schmelze rinnt anschließend über eine Schräge in eine großflächige Vertiefung. Diese soll dauerhaft und automatisch durch Wasser gekühlt werden. Dort soll die Schmelze dann dauerhaft erstarren. Man könnte dieses Konzept auch mit: „Richtige Antworten auf falsche Fragestellungen umschreiben.“ Jedenfalls kostet allein der umbaute Raum für diese technische Glanzleistung zig Millionen.

Die magische Zahl vier

Der EPR hat vier Primärkreise: Um das Druckgefäß im Zentrum stehen kreisförmig angeordnet vier Dampferzeuger. Zwischen ihnen stehen die vier Hauptkühlmittelpumpen für die Umwälzung des Wassers durch den Reaktorkern und die Wärmeübertrager. All diese Komponenten stehen in Betonkammern, die der Abschirmung der Strahlung dienen. Damit ist der Sicherheitsbehälter auch während des Betriebes begehbar.

Dieser Grundanordnung folgend, gibt es auch vier vollständige Sicherheitseinrichtungen, deren Komponenten in vier voneinander völlig getrennten Gebäuden um den Sicherheitsbehälter angeordnet sind. Diese vier Sicherheitsabschnitte, sowie die Bedienungszentrale und das Gebäude für die Brennelemente, sind ebenfalls (wie das zylindrische Reaktorgebäude) gegen Flugzeugabstürze verbunkert.

Etwas abseits liegen zwei Gebäude, die die Notstromversorgung enthalten. Sie befinden sich jeweils in Deckung durch den eigentlichen Reaktorbau. Da sie ebenfalls vollständig redundant sind, geht man nur von höchstens einem Schaden bei einem Flugzeugabsturz aus. Die Gebäude sind mit wasserdichten Türen verschlossen. Ein Auslöschen durch eine Flutwelle (Fukushima) wäre ausgeschlossen.

Jedes, der vier Notkühlsysteme, kann allein die gesamte Wärme abführen (4 x 100%). In erster Linie dient das zur Verbesserung der Verfügbarkeit. Da alle vier Züge völlig voneinander unabhängig sind, kann man Wartungsarbeiten im laufenden Betrieb ausführen. Wenn ein System gewartet wird, stehen immer noch drei zur Verfügung.

Die Nachzerfallswärme

Bei einem Störfall wird das Kernkraftwerk durch eine Unterbrechung der Kettenreaktion abgeschaltet. Das Einfahren der Steuerstäbe entspricht z. B. dem Ausschalten der Feuerung bei einem konventionellen Kraftwerk. Bei beiden muß nun noch die im System gespeicherte Wärme abgeführt werden. Es gibt bei einem Kernkraftwerk aber zusätzlich den physikalischen Effekt der Nachzerfallswärme: Der radioaktive Zerfall der Spaltprodukte läßt sich durch nichts aufhalten. Es wird also auch nach der Abschaltung noch Wärme produziert! Die freiwerdende Wärme hängt von verschiedenen Umständen ab. In den ersten Sekunden können es über 5% der thermischen Leistung sein. Die Nachzerfallswärme nimmt sehr schnell ab und es sind nach einer Stunde nur noch rund 1%. Gleichwohl handelt es sich um gewaltige Leistungen. Ist ein EPR längere Zeit mit Höchstlast im Netz gewesen, sind das entsprechend 225 MW bzw. noch 45 MW nach einer Stunde. Diese Wärme muß auf jeden Fall – auch bei widrigsten äußeren Umständen (Fukushima) – abgeführt werden, da sonst der Kern schmilzt.

Praktisch ist die einzige Möglichkeit solche Leistungen sicher abzuführen, die Verdampfung. Ist die äußere Wärmesenke (Fluß, Meer oder Kühlturm) nicht mehr nutzbar, muß dies ausschließlich über die Notkühlung möglich sein. Zuerst baut man über Ventile am Druckhalter den Druck im Primärkreis ab. Schon durch dieses „auskochen“ tritt eine merklich Kühlung ein. Allerdings muß die abgelassene Wassermenge möglichst schnell ersetzt werden, da sonst das Reaktordruckgefäß ausdampft und der Kern (teilweise, wie in Harrisburg) trocken fällt. Ist der Druck auf ein gewisses Niveau abgefallen (ungefähr 100 bar) setzt eine Nachspeisung von Kühlwasser ein. Für den Antrieb der Pumpen ist aber elektrische Energie nötig. Würde die Notstromversorgung – wie in Fukushima – versagen, würde die Überhitzung des Kerns eher noch schneller eintreten. Das Reaktormodell aus den 1960er Jahren hatte bereits eine pfiffigere Idee: Der abgelassene Dampf wurde vor der Kondensation in der wassergefüllten Ringkammer über eine kleine Turbine geleitet. Diese Turbine treibt eine kleine Speisepumpe, die Wasser aus dem Ringraum zurück in das Druckgefäß speist. Dies funktioniert bis zu einem gewissen Temperaturausgleich recht gut. Eine Notmaßnahme, die zumindest in den ersten Minuten ohne jede Hilfsenergie sehr gut funktioniert hat.

Gegenüber seinen Vorläufern hat der EPR durch das Wasserbecken am Boden einen Sicherheitsgewinn: Das Wasser dient nicht nur zur Noteinspeisung, sondern stellt auch eine Wärmesenke innerhalb des Sicherheitsbehälters dar. Das Wasser kann durch Wärmeübertrager gepumpt werden, um es „kühl“ zu erhalten. Die Lagerung am Boden kommt der statischen Belastung bei Erdbeben entgegen, vergibt aber die Chance einer passiven Nachspeisung durch Schwerkraft.

Bei dem EPR ergibt sich kein grundsätzlicher Sicherheitsgewinn gegenüber seinen Vorgängern des Konvoi. Er arbeitet nach den gleichen Prinzipien: Lediglich die Stückzahl und Aufstellung der Sicherheitseinrichtungen wurde erhöht: Je zwei Notstromdiesel in zwei verschiedenen Gebäuden (2 x 2 x 8 MW Redundanz) und je ein Notstromaggregat zusätzlich im Gebäude (2 x 1 MW Diversität). Es bleibt aber das alte Problem aktiver Sicherheitssysteme: Strom weg, Wasser weg! Die vorgeblich um den Faktor zehn erhöhte Sicherheit, ergibt sich rechnerisch hauptsächlich aus dem Core Catcher.

Der Zugewinn an Lebensdauer

Beim EPR ist die konstruktive Nutzungsdauer von 40 auf 60 Jahre erhöht. Dies ist durch eine konsequente Überarbeitung aller Bauteile geschehen. So ist man z. B. beim Druckgefäß und den Hauptkühlmittelleitungen auf den Werkstoff Alloy 690 (59,5% Nickel, 30% Chrom, 9,2% Eisen etc.) übergegangen. Er besitzt bessere Korrosionsbeständigkeit und bildet nicht soviel „Atommüll“ durch Neutroneneinfang. Zusätzlich hat man das Druckgefäß mit einem Reflektor aus Stahl ausgestattet. Durch das Zurückstreuen von Neutronen in den Kern kann man den Brennstoff besser ausnutzen und gleichzeitig den Druckbehälter weniger belasten (Versprödung durch Neutronen).

Sicherheit und Wartung stehen in enger Beziehung. Schweißnähte weisen immer Fehler auf, die in regelmäßigen Abständen überprüft werden müssen. Solche Wiederholungsprüfungen sind zeitaufwendig (Verfügbarkeit) und kostspielig. Je weniger Schweißnähte, desto besser. Wenn schon Schweißnähte, dann an gut zugänglichen Stellen. Man hat deshalb beim EPR wesentlich komplizierter geschmiedete Formstücke (hohe Investitionskosten) für die Hauptkühlmittelleitungen verwendet bzw. durch Aushalsungen beim Druckbehälter die Anschlüsse vorverlegt.

Schlusswort

Ohne jede Frage hat man in hunderten von Betriebsjahren eine Menge Erfahrungen gesammelt. Hinzu kamen die realen „Großversuche“ aus Harrisburg und Fukushima. Insofern ist der EPR nicht mehr mit den ersten Druckwasserreaktoren vergleichbar. Als Ersatz für gasgekühlte Reaktoren (Hinkley Point) oder als Zubau (Olkiluoto, Taishan) ist er sicherlich eine gute Lösung. Aber ist der Sicherheitsgewinn beispielsweise gegenüber einer Konvoi-Anlage so viel höher, daß ein Ersatz durch einen EPR zu rechtfertigen wäre? Zumal man mit wenigen Nachrüstungen bzw. Ersatzteilen (z. B. Dampferzeuger) sehr kostengünstig eine Betriebsdauer von 80 und mehr Jahren erreichen könnte. Genug Zeit jedenfalls, um auf fortschrittlichere Konzepte umzusteigen.

Im nächsten Teil geht es um den APR-1000 von Westinghouse, der in Moore Side (und anderswo) geplant ist.