TRISO

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

Geschichte

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

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

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

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

Herstellung der Kerne

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

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

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

Die Ummantelung

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

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

Es werden insgesamt vier Schichten aufgetragen:

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

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

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

Die Brennelemente

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

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

Qualitätskontrolle

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

Mögliche Fehler im Betrieb

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

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

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

Brennstoffkreisläufe

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

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

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

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

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

Entsorgung

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

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

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

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

Der LFTR – ein Reaktor mit Salzbad

Immer massiver wird für ein völlig neuartiges Reaktorkonzept geworben, den Liquid-Fluorid Thorium Reactor (LFTR). Dieses Konzept bricht radikal mit den Prinzipien der heutigen Leichtwasserreaktoren: Thorium in der Form als Salz für Brennstoff und Kühlmittel und integrierte Wiederaufbereitung.

Warum Thorium?

Thorium und Uran sind die einzigen in der Natur vorkommenden Elemente zur Gewinnung von Energie durch Kernspaltung. Thorium kommt etwa vier mal häufiger vor und ist wesentlich gleichmäßiger verteilt. Es gibt bereits große Mengen als Abfall aus der Gewinnung seltener Erden. In Indien und Brasilien gibt es ganze Strände, die aus thoriumhaltigem Sand bestehen. Eine verlockende zusätzliche und nahezu unerschöpfliche Energiequelle. Uran und Thorium zusammen, könnten den gesamten Energieverbrauch der Menschheit mindestens für Jahrtausende decken.

Aus Thorium läßt sich – anders als aus natürlichem Uran – kein Reaktor mit einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion bauen. Man muß das Thorium zuerst in Uran umwandeln. Dieser „Brutprozess“ soll in in dem LFTR-Reaktor integriert werden. Um eine optimale Ausbeute zu erhalten, soll es jeweils einen „Brutkreislauf“ (in dem Thorium in Uran umgewandelt wird) und einen „Spaltkreislauf“ (in dem die gewünschte Energieerzeugung stattfindet) in dem Reaktor geben. Wenn ein Thorium-232-Kern ein Neutron einfängt, bildet sich Thorium-233. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von knapp 22 Minuten in Protactinium-233 und anschließend erst mit einer Halbwertszeit von 27 Tagen in Uran-233. Mit anderen Worten, erst nach rund einem Jahr ist die (nahezu vollständige) Umwandlung von Thorium in ein brauchbares Spaltmaterial erfolgt. In dieser Zeit, sollten die Zwischenprodukte keinen weiteren Neutronen ausgesetzt sein, da sich sonst unerwünschte Elemente bilden könnten.

Thorium hat im Gegensatz zu Uran nur etwa 232 anstelle von 238 Protonen und Neutronen in seinem Kern. Da immer nur ein Neutron eingefangen werden kann, dauert es bei Thorium wesentlich länger und ist wesentlich unwahrscheinlicher, bis sich „überschwere“ Kerne gebildet haben. Genau diese Kerne (z. B. Plutonium, Americium, Curium usw.) sind aber für die Langlebigkeit von „Atommüll“ verantwortlich. Entstehen sie erst gar nicht, ist der „Atommüll“ relativ harmlos und seine technische Lagerung bis zum (nahezu) vollständigen Zerfall reduziert sich auf Jahrzehnte bis Jahrhunderte.

Warum Salzschmelze als Betriebsmittel?

Man kann Thorium auch in anderen Reaktorkonzepten (Kugelhaufen-, Schwerwasserreaktoren etc.) nutzen. Umgekehrt kann man auch bei Salzschmelzen Uran oder Plutonium einsetzen. Es muß also noch andere Gründe geben.

Ein Alleinstellungsmerkmal des LFTR ist die integrierte Wiederaufbereitung. Nur bei der ersten Beladung muß Spaltstoff aus anderen Quellen hinzugefügt werden. Ist der Reaktor erst einmal im Gleichgewicht, wird nur noch Thorium dem Brutkreislauf hinzugefügt und Spaltstoffe aus dem Spaltungskreislauf abgezogen. Wegen der geringen Mengen wird eine Lagerung auf dem Gelände des Kraftwerks vorgeschlagen. Später kann dann über eine etwaige Endlagerung entschieden werden. Da die Spaltstoffe recht kurzlebig sind und (langlebige) Aktinoide praktisch nicht im Abfall vorhanden sind, erscheint eine industrielle Nutzung (Abklingzeit je nach Verwendungszweck) eher wahrscheinlich.

Grundsätzlich kann man den Brennstoff in fester Form in Brennelemente einschließen oder in einer Flüssigkeit auflösen. Im ersten Fall müssen die Brennelemente durch eine Flüssigkeit oder ein Gas gekühlt werden. Im zweiten Fall erhitzt sich die Flüssigkeit infolge der Kernspaltung und kann durch einen Wärmeübertrager gepumpt werden, in dem sie ihre Energie an ein Arbeitsmedium bzw. ein Kühlmittel abgibt. So gesehen, besteht kein großer Unterschied zwischen beiden Systemen. Bei Brennelementen muß der gesamte Spaltstoff für die gesamte Betriebszeit des Brennelementes schon am Anfang in dieses eingebracht werden (Überschußreaktivität) und umgekehrt enthalten sie beim Ausladen alle Spaltprodukte der vollständigen Betriebsdauer. Bei flüssigem Brennstoff kann dieser kontinuierlich gereinigt werden. Bei einem schweren Störfall (z. B. Fukushima) braucht man auch nur von der Freisetzung einer kleinen Menge auszugehen. Das kann einen entscheidenden Sicherheitsgewinn bedeuten.

Mit Salzschmelzen kann man hohe Temperaturen erreichen und bleibt trotzdem auch bei geringem Druck noch weit vom Siedepunkt entfernt. Die oft als Argument angegebene „Drucklosigkeit“ ist aber etwas übertrieben. Schließlich muß das Salz beständig durch die (engen) Kanäle des Kerns hindurch gepumpt werden. Der Druckverlust ist erheblich, sodaß man beim LFTR von einem erforderlichen Druck hinter der Pumpe von 11 bar ausgeht.

Fluoride als Salz für Brennstoff und Brutstoff

Als besonders geeignet hat sich ein Salz der Zusammensetzung 2*LiF2 – BeF2 – XF4 herausgestellt. Lithium (Li) und Beryllium (Be) bilden das Grundgerüst, in dem Uran-233 (X) bzw. Thorium-232 (X) in der erforderlichen Menge gelöst sind. Diese Stoffe sind nicht ganz unproblematisch:

  • Lithium kommt in der Natur in den Isotopen Li-6 (7,4%) und Li-7 (92,6%) vor. Li-6 ist ein starkes Neutronengift. Wenn es ein Neutron einfängt, bildet sich radioaktives Tritium. Es kann als Wasserstoff explosive Gase bilden, die nach der Reaktion mit Sauerstoff zu „radioaktivem“ Wasser führen. Alles unerfreuliche Nebeneffekte. Man verwendet daher abgereichertes Lithium, das aber recht teuer ist.
  • Beryllium und auch Berylliumfluorid sind sehr giftig und werden als krebserregend eingestuft. Wenn es ein Neutron einfängt, bildet es Helium und setzt dabei zwei Neutronen frei. Es wirkt dabei sowohl als Moderator, wie auch als Neutronenvervielfacher.
  • Fluor und Fluorwasserstoff sind gasförmig und sehr giftig. Fluor ist äußerst reaktionsfreudig und geht mit fast allen Elementen stabile chemische Verbindungen ein. Mit Wasserstoff reagiert es letztendlich zu Flußsäure, die sogar Glas ätzt.

Die Lithium-Beryllium-Salze sind zwar chemisch sehr beständig, haben einen hohen Verdampfungspunkt und man hat vielfache praktische Erfahrungen mit ihnen in der chemischen Industrie. In einem Kernreaktor ist aber besonders, daß mit jeder Kernspaltung auch die chemische Verbindung zerstört wird und neue chemische Elemente in Form der Spaltprodukte entstehen. Man hat es deshalb stets auch mit elementarem Fluor zu tun, der auch gern mit dem Strukturmaterial reagieren kann. Ferner muß man für die Wiederaufbereitung ständig mit Fluor und Beryllium umgehen, um neues „Brennstoff- und Brutsalz“ zu bilden. Ähnliches gilt am anderen Ende des Prozesses bei der Abscheidung der Spaltprodukte. Hier muß noch eine Menge Entwicklungsarbeit geleistet werden und unbedingt Erfahrungen bei einer großtechnischen Anwendung im Alltagsbetrieb gewonnen werden.

Da Fluoride sehr reaktionsfreudig sind, reagieren sie auch mit dem größten Teil der Spaltprodukte und binden diese sicher ein. Es gibt aber zwei Ausnahmen: Edelmetalle und Edelgase. Die Edelmetalle lagern sich innerhalb der Anlage ab und führen zu „Verschmutzungen“, die man regelmäßig und aufwendig wird entfernen müssen. Die Edelgase müssen durch Helium ständig aus dem Salz herausgespült werden.

Der Aufbau des LFTR-Kraftwerks

Aus Thorium läßt sich sehr gut Uran-233 mit thermischen Neutronen erbrüten. Für die Spaltung sind thermische Neutronen ohnehin besser geeignet. Da selbst das enthaltene Beryllium nicht zur entsprechenden Abbremsung ausreicht, ist Kohlenstoff als Moderator vorgesehen. Damit kommt man zu der bekannten Struktur aus Graphitblöcken, die von Kanälen für die Salze und Einbauten durchzogen sind. Ein Bauprinzip, das schon bei den englischen Gasreaktoren und den russischen Reaktoren vom „Typ Tschernobyl“ nicht unbedingt überzeugt hat. Das Graphit wird von der Salzschmelze lediglich benetzt. Nach kurzer Zeit werden die Poren des Graphits vom Salz so verstopft, daß keine Spaltprodukte in das Graphit einziehen. Graphit verändert jedoch durch den Neutronenbeschuß seine Geometrie. Infolge der jahrzehntelangen Erfahrungen mit gasgekühlten Reaktoren in GB kann man dieses Phänomen inzwischen gut vorausberechnen und beherrschen.

Wegen der bereits beschriebenen Reaktionskette: Thorium über Protactinium zu Uran-233, hält man Brutstoff (sog. blanket salt) und Brennstoff (sog. fuel salt) fein säuberlich in zwei Flüssigkeitskreisläufen getrennt. Man will aus dem Thorium möglichst reines Uran-233 erbrüten. Insofern macht es keinen Sinn, das Protactinium oder das Uran-233 weiterem Neutronenbeschuß auszusetzen. Der Brutkreislauf soll keine Wärme produzieren, die Spaltung soll erst im Brennstoffkreislauf stattfinden. Gleichwohl setzt der Zerfall des Th-233 (geringe Halbwertszeit von 22 Minuten) beträchtliche Energie frei und es läßt sich nicht chemisch abtrennen. Der Brutkreislauf muß deshalb über eine geeignete Notkühlung verfügen.

Wegen der Trennung zwischen Brut- und Spaltkreislauf ergibt sich eine recht komplexe Reaktivitätssteuerung. Man kann die Reaktivität erhöhen, indem man die Urankonzentration im Spaltkreislauf erhöht. Dies kann zwar nur langsam, aber kontinuierlich geschehen. Der Brutkreislauf „verschluckt“ laufend Neutronen, wodurch er wie ein großer Regelstab wirkt. Deshalb ist bei diesem Reaktorkonzept der Verlust der Salzschmelze im Brutbereich, ein wichtiger Auslegungsstörfall. Zur Feinregulierung und Schnellabschaltung sind zusätzliche Regelstäbe notwendig. Diese sollen auf den Salzschmelzen schwimmen, sodaß sie bei einem Leck automatisch in den Reaktor einsinken. Weiterhin sind auch mit Gas gefüllte Kanäle zur Regelung vorgesehen. Über den Gasdruck kann damit das Salzvolumen und damit die Reaktivität gesteuert werden.

Der gesamte Kern, mit all seinen Einbauten befindet sich in einem Tank aus Hastelloy N. Einer Legierung die zu 94% aus Nickel, Chrom und Molybdän besteht. Diese Legierung wurde an den Oak Ridge National Laboratories für den Einsatz bei Fluorsalzen entwickelt. Dies dürfte der Werkstoff der Wahl für solche Reaktoren sein, da heiße Fluorsalze sehr korrosiv wirken können.

Die Salzschmelze wird permanent durch den Reaktor und einen Wärmeübertrager gepumpt. Im Kern werden die Neutronen im Graphit abgebremst. Nur hier, in diesem Bereich, kann eine selbsterhaltende Kettenreaktion stattfinden. Durch die Kernspaltungen erwärmt sich das Salz entsprechend. Diese Wärme wird in dem Wärmeübertrager an das Salz des Sekundärkreislaufes übertragen. Der Primärkreislauf ist durch einen gefrorenen Pfropfen in der Leitung zu dem Sicherheits-Lagertank getrennt. Dieser Pfropfen wird im Betrieb ständig gekühlt. Tritt eine Überhitzung im Reaktor ein, schmilzt er und gibt dadurch den Weg in den Tank frei. Im Tank bricht die Kettenreaktion sofort zusammen. Hier entsteht nur noch die Nachzerfallswärme, die wegen der permanenten Aufbereitung viel geringer als in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren ist. Sie kann leicht über (z. B.) die Oberfläche des Tanks an die Umgebung abgegeben werden. Umgekehrt muß eine Heizung vorhanden sein, die das Salz aufschmelzen kann.

Das Arbeitsmedium

Zwischen dem Primärkreislauf des Reaktors und dem Arbeitsmedium befindet sich ein Sekundärkreislauf aus Salzschmelze. Dieser hat zwei entscheidende Sicherheitsfunktionen:

  • Das Arbeitsmedium CO2 steht unter einem Druck von etwa 200 bar. Bei einer Leckage im Wärmeübertrager steigt der Druck zwar im Sekundärkreislauf stark an, aber nicht im Reaktor. Er ist durch Sicherheitseinrichtungen abgesichert. Das austretende Salz ist kaum radioaktiv.
  • Die Wärmeübertragung zwischen zwei Salzströmen ist sehr gut. Der reaktorseitige Wärmeübertrager kann damit klein ausfallen und damit auch das Volumen an Spaltstoff und Spaltprodukten im Reaktor.

Bisher hat man bei allen Kernkraftwerken (und konventionellen Kraftwerken) einen Dampfkreislauf mit Dampfturbine und Kondensator zur Umwandlung von Wärme in mechanische Energie verwendet. Beim LFTR ist das anders: Hier will man einen geschlossenen Gasturbinenkreislauf (Turbineneintritt: 550 °C, 198 bar; Turbinenaustritt: 440 °C, 79 bar) mit überkritischem CO2 verwenden. Die Turbine treibt neben dem Generator zur Stromerzeugung zwei Verdichter zur Druckerzeugung an. Das Abgas der Turbine wird benutzt um den Gasstrom vor dem Eintritt in den Salz/Gas-Wärmeübertrager vorzuwärmen. Durch diese sog. „regenerative Vorwärmung“ verbessert sich der Wirkungsgrad ganz erheblich. Der Wirkungsgrad des LFTR soll auch bei trockener Luftkühlung über 40% betragen. Ein Vorteil für trockene Landstriche.

Als Hauptgrund für die Abkehr von Wasser als Arbeitsmedium, wird die relativ hohe Produktion von Tritium bei diesem Reaktorkonzept genannt. Reagiert es mit Sauerstoff, ergibt sich „radioaktives Wasser“, welches sich praktisch immer mehr im Wasserkreislauf (Halbwertszeit 12,3 Jahre) anreichern würde. Hingegen ist es relativ einfach, dieses Wasser aus dem CO2. zu entfernen.

Die Chemiefabrik im Kraftwerk

Der LFTR ist ein Brutreaktor mit integrierter Aufbereitung. Es ist nicht einfach ein Kernkraftwerk, das mit Thorium betrieben wird. Das Konzept des flüssigen Brennstoffs (Salzschmelze) erfordert eine kontinuierliche Entfernung der Spaltprodukte und eine kontinuierliche Zuführung von frischem Brutmaterial (Thorium) und Spaltstoff (erbrütetes Uran-233).

Aus dem Brutkreislauf wird kontinuierlich das Protactinium und das Uran-233 abgeschieden. Zu diesem Zweck wird flüssiges Wismut, in dem metallisches Thorium und Lithium gelöst sind, mit einem Teilstrom des Brutmaterials vermischt. Chemisch betrachtet (reductive extraction), „tauschen“ Thorium und Lithium mit dem Protactinium und Uran die Plätze. Das nun gereinigte Salz, wird mit Thorium und Lithium ergänzt dem Reaktor wieder zugeführt.

Das Wismut wir in einem weiteren Schritt wieder „gereinigt“, in dem alle in ihm gelösten Metalle elektrolytisch oxidiert werden. Sie werden einem Lagertank zugeführt, in dem weiterhin Protactinium (Halbwertszeit 27 Tage) zu Uran zerfallen kann. Das so gereinigte Wismut wird in einer weiteren Zelle elektrolytisch reduziert und der Waschkolonne für das Brutmaterial erneut zugeführt.

Der Strom aus dem Lagertank, wird in einem weiteren Verfahrensschritt mit gasförmigem Fluor in Kontakt gebracht. Hierdurch bildet sich gasförmiges Uranhexafluorid, das so leicht abgezogen werden kann. Die Restflüssigkeit wird an geeigneter Stelle dem vorher beschriebenen Kreislauf wieder zugeführt.

Das Uranhexafluorid wir in einem weiteren Verfahrensschritt mit Wasserstoff reduziert, damit es anschließend dem Brennstoffkreislauf des Reaktors zugeführt werden kann.

Ähnlich muß auch das Brennstoffsalz behandelt werden. Ein Teilstrom wird abgezogen und einem Tank zugeführt, in dem die besonders kurzlebigen Spaltprodukte schon mal vorab zerfallen können. Dies senkt die radioaktive Strahlung in der „Chemiefabrik“ ganz beträchtlich. Anschließend wird mit gasförmigem Fluor Uranhexafluorid gebildet, welches relativ einfach abgeschieden werden kann. Es wird mit dem vorher beschriebenem Strom aus der Aufbereitung des Brutmaterials zusammengeführt.

Das so behandelte Brennstoffsalz wird mit in Wismut gelöstem Lithium reduziert und so von den Spaltprodukten befreit. Die Spaltprodukte haben die Plätze des Lithium in der Metallschmelze eingenommen und das Lithium ist in der Form von Lithiumfluorid an das Brennstoffsalz übergegangen. Die Spaltprodukte müssen wieder aus dem Wismut abgeschieden werden und in eine sicher lagerfähige Form überführt werden.

Die chemischen Prozesse sind hier nur sehr grob beschrieben worden. Sie sind recht komplex und bedürfen noch einer umfangreichen Entwicklungsarbeit bis sie großtechnisch und im Alltagsbetrieb zuverlässig anwendbar sind. Sie sind keinesfalls einfacher als das Purex-Verfahren – nur eben ganz neu. Unter den speziellen Randbedingungen der Kerntechnik, wird man realistisch von Jahrzehnten ausgehen müssen.

Die Abgasstrecke

Bei der Kernspaltung entstehen zahlreiche Gase und Edelgase. Bisher ging man davon aus, diese möglichst lange und sicher in den Brennstäben einzuschließen. Sie sollten erst nach vielen Jahren in der Wiederaufbereitungsanlage kontrolliert austreten. Bei einer Salzschmelze ist dies gar nicht möglich. Die Edelgase gehen auch keine chemische Verbindung ein, sondern verlassen an irgendeiner ungewünschten Stelle das Salz.

Es ist daher geplant, einen Teilstrom der Salzschmelze mit Helium zu durchspülen. Die radioaktiven Gase gehen dabei in das Helium über. Dieser Abgasstrom soll in einer Absorptionsstrecke (gekühlte Aktivkohle) 47 Stunden gehalten werden, bevor er erneut zur Spülung eingesetzt wird. Ein Teilstrom wird für 90 Tage gelagert, damit das radioaktive Xenon und Krypton – mit Ausnahme von Kr-85 mit einer Halbwertszeit von 10,7 Jahren – zerfallen kann. Anschließend wird das Gas durch Abkühlung verflüssigt und in Xenon (Handelsprodukt), Krypton (zur weiteren Lagerung) und Helium (zur Wiederverwendung) getrennt.

Schlusswort

Die „Molten-Salt“-Reaktoren stellen ein weiteres vielversprechendes Reaktorkonzept dar. Ihre Vorteile liegen in der hohen Betriebstemperatur bei geringem Druck und der eleganten Erschließung einer weiteren Energiequelle, in der Form von Thorium. Allerdings sind beide Punkte keine „Killerapplikation“: Hohe Temperaturen werden nur in der industriellen Anwendung benötigt. Zur Stromproduktion – und das ist bis auf weiteres die Domäne der Kerntechnik – sind sie nicht zwingend erforderlich. Thorium läßt sich auch in anderen, bereits erprobten Reaktoren (THTR, Candu) nutzen.

Unter den politischen Bedingungen der Kerntechnik, dürfte die Entwicklung bis zur Serienreife, noch mehrere Jahrzehnte dauern. Es ist fraglich, ob sich ein Energieversorger finden dürfte, der das damit verbundene Risiko auf sich nehmen wollte. Auch die „Chemiefabrik“ in der eigenen Regie, dürfte eher abstoßend wirken. Gleichwohl, wird die Entwicklung in USA und China im Moment eher beschleunigt vorangetrieben.

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.

Peaceful Nuclear Explosives (PNE)

Am Wochenende sind mir wieder einige mehr als zwanzig Jahre alte Veröffentlichungen über die Energieerzeugung durch kontrollierte Kernexplosionen in die Hände gefallen. Sie erscheinen mal wieder erwähnenswert, weil offensichtlich vergessen. Darüber hinaus bieten sie einige Erkenntnisse zu Salzbädern, Brüt- und Hybridkonzepten. Zur Einstimmung einige Fragen: Ist es möglich durch kontrollierte Kernexplosionen – quasi Wasserstoffbomben – elektrische Energie zu erzeugen? Könnte man solch einen „Reaktor“ als Brutreaktor benützen, um Spaltmaterial für konventionelle Reaktoren zu erzeugen? Wäre das „politisch korrekt“? Die ersten beiden Fragen lassen sich ziemlich eindeutig mit ja beantworten, die letzte ebenso eindeutig mit nein – heute jedenfalls noch!

Fusion

Bei der Kernfusion werden zwei leichte Elemente zu einem neuen Element „verschweißt“. Hierfür sind extrem hohe Drücke und/oder Temperaturen nötig. Um diese erstmal zu erzeugen, sind gewaltige Energien nötig. Bisher ist es deshalb noch nicht gelungen, eine Fusionsmaschine zu bauen, die kontinuierlich mehr Energie erzeugt, als sie verbraucht. Durch die hohen Temperaturen und den hohen Druck ist das Medium sehr stark bestrebt, sich wieder auszudehnen. Bisher gibt es nur das Konzept eines extremen Magnetfelds zum dauerhaften Einschluß. Die zweite Entwicklungsschiene ist der Trägheitseinschluss: Man schießt mit mehreren Laserstrahlen gleichzeitig auf ein Wasserstoffkügelchen. Dieses Verfahren ist aber diskontinuierlich, da man immer nur einen Schuss ausführen kann. Insofern dürfte es sich weniger zur Stromerzeugung als zur Grundlagenforschung eignen.

Gleichwohl, wird bei der Kernfusion Energie erzeugt. Viel versprechend ist die Fusion von Deuterium und Tritium zu Helium. Deuterium kommt als „schweres Wasser“ in der Natur vor. Tritium hingegen, muß wegen seiner geringen Halbwertszeit von rund 12 Jahren vorher erbrütet werden.

Kernspaltung

Schwere Atomkerne können durch Neutronen gespalten werden. Bei der Spaltung werden einige Neutronen frei, wodurch eine Kettenreaktion aufrecht erhalten werden kann. Wenn man zusätzlich noch „Spaltmaterial“ z. B. U233 aus Th232 erbrüten will, muß man neben dem für die nächste Spaltung notwendigen, noch ein weiteres Neutron zur Verfügung haben. Da man aber auch unvermeidliche Verluste hat, ist es gar nicht so einfach, Brutreaktoren zu bauen.

Hybride

Wenn man beispielsweise einen Urankern spaltet, setzt man rund 200 MeV Energie und im Mittel etwa 2,2 Neutronen frei. Wenn man einen Helium-4 Kern durch Fusion erzeugt, gewinnt man nur etwa 14 MeV Energie und ein Neutron. Will man also die gleiche Energie erzeugen, muß man dafür etwa 14 mal so viele Kerne fusionieren und erhält dadurch aber auch etwa 7 mal so viele Neutronen. Mit anderen Worten: Man hat genug zum „Brüten“ übrig.

Kernexplosion

Will man nun eine Kernexplosion einer Fusion einleiten, muß man die zur Zündung erforderliche Leistung durch eine vorausgehende Kernspaltung bereitstellen. Dies ist das klassische Konzept einer „Wasserstoffbombe“. Die Kernspaltung dient dabei nur als Zünder. Sie sollte daher so klein, wie technisch möglich sein. Der gewaltige Neutronenüberschuß kann zum „Erbrüten“ von Tritium aus Lithium und Uran-233 aus Thorium genutzt werden. Beide können in einem geschlossenen Kreislauf für die nächsten Schüsse verwendet werden. Je weniger Material man zur Zündung spalten muß, je weniger Spaltprodukte erzeugt man.

Der Kernexplosions-Reaktor

Wie gesagt, „Wasserstoffbomben“ zu bauen, ist Stand der Technik. Eine Weiterentwicklung müßte nur der Kostensenkung und der Sicherheit gegen Mißbrauch dienen. Beides geht in die gleiche Richtung: In einem Kern-Explosions-Kraftwerk kommt es nur auf das „Brennelement“ an. Aus Sicherheitsgründen sollen ja gerade keine funktionstüchtigen Kernwaffen verwendet werden. Die Einleitung der Kettenreaktion bei der Zündung sollte durch eine stationäre „Maschine“ erfolgen. Insofern würde sich das „Diebstahlsrisiko“ auf das bekannte Risiko des Diebstahls von Spaltmaterial reduzieren.

Um die üblichen 1000 MWe eines konventionellen Kernkraftwerks zu erzeugen, müßte man etwa alle sieben Stunden einen 20 kT „Sprengsatz“ (etwa Atombombe über Nagasaki) zünden oder besser alle 40 Minuten einen 2 kT „Sprengsatz“. Dies mag für manchen Laien verblüffend sein, daß ein 1000 MWe Kraftwerk täglich mehr Energie erzeugt, als drei Nagasaki-Atombomben mit ihrer bekannten zerstörerischen Wirkung: Es ist der Unterschied zwischen Leistung und Energie. Eine Atombombe setzt ihre Energie in Bruchteilen von Sekunden frei. Allein dieser Zeitunterschied führt zu der verheerenden Explosion. Ganz neben bei, auch ein eindringliches Beispiel für den Unsinn, bei Windrädern und Sonnenkollektoren stets Leistung und Energie durcheinander zu rühren. Ein Windrad kann eben nicht x Personen-Haushalte versorgen, weil es den Leistugsbedarf nicht ständig erzeugen kann.

Aber nichts desto trotz, hat eine Kernwaffe eine ganz schöne Sprengkraft. Wie soll es funktionieren, damit ein Kraftwerk zu betreiben? Man fährt unterirdisch eine Kaverne auf. Für ein 1000 MWe Kraftwerk mit 2 kT-Explosionen müßte sie etwa einen Radius von 20 m und eine Höhe von 100 m haben. Um auch über einen Betrieb von geplant 30 Jahren die Stabilität zu erhalten, sollte sie komplett mit einem 1 cm Stahlblech-Containment ausgekleidet sein. Ist das Containment fest anliegend mit dem umliegenden Fels verschraubt, ergibt sich eine sehr standfeste Konstruktion. Der eigentliche Trick ist aber die Verdämmung der Explosionen. Wenn man von dem Kavernendach einen dichten Vorhang Flüssigkeitstropfen (es geht sogar Wasser) herabregnen läßt und die Explosion in diesem Schauer stattfinden läßt, wird der Feuerball regelrecht aufgefressen. Nahezu die gesamte Energie der Explosion führt auf den zahlreichen Oberflächen der Tropfen zu einer schlagartigen Verdampfung. Wählt man eine Salzschmelze mit ihrer extrem hohen Verdampfungstemperatur, wird dadurch die Explosionswelle in wenigen Metern abgebaut. Das Ergebnis ist eine Druckspitze von weniger als 30 bar, die auf die Wände wirkt. Innerhalb kürzester Zeit kondensiert der Dampf wieder und gibt seine Energie an die Salzschmelze ab. Sie ist jetzt erheblich heißer geworden. Die Salzschmelze wird kontinuierlich durch einen Wärmeübertrager gepumpt, in dem sie Dampf erzeugt. Ab dieser Stelle, beginnt ein ganz konventioneller Kraftwerksteil zur Stromerzeugung.

Die Salzschmelze

Als Salz wird das bekannte Eutektikum FLiBe Li2 – BeF4 aus 67% Berylliumfluorid BeF2 und 32,9% Lithiumfluorid LiF mit einem Schmelzpunkt von 363 °C verwendet, sodaß sich eine Arbeitstemperatur um 500 °C einstellt. Es können einige Prozent Thoriumfluorid ThF4 darin gelöst werden. Zusätzlich kann der Sprengkörper mit einer Schicht aus Beryllium als Neutronenmultiplikator und Thorium als Brutstoff umgeben werden. Wird die Salzschmelze reduzierend, das heißt mit einem Fluoridmangel angesetzt, kommt das Tritium als Tritiumgas vor und kann kontinuierlich abgezogen werden. Das erbrütete Uran-233 bildet ebenfalls Uransalz UF4. Es kann recht einfach abgeschieden werden, indem es z. B. in das gasförmige Uranhexafluorid UF6 umgeformt wird.

Bei diesem Reaktor kann der Anteil der Energieproduktion aus Spaltung und Fusion in weiten Grenzen verschoben werden. Bis zu 90 % Energie können theoretisch aus der Fusion gewonnen werden. Dies bedeutet neben einem geringen Anteil von Spaltprodukten eine sehr hohe Brutrate wegen des sehr hohen Neutronenüberschusses. Es ist zu erwarten, daß bereits auf der Basis heutiger Uran- und Strompreise, der wesentliche Erlös aus dem Verkauf von Spaltmaterial kommen würde. Dieses Reaktorkonzept bietet sich daher besonders für den Fall eines „verschlafenen“ Einstiegs in eine Brüterflotte, bei plötzlich steigenden Uranpreisen an.

Sicherheit

Wenn wirklich alles schief geht, hat man einen unterirdischen „Kernwaffentest“. Die Anlage ist dann unwiederbringlich Totalschaden. Aber das war’s auch schon. Allein die USA haben über 800 unterirdische Testexplosionen in Sichtweite von Las Vegas ausgeführt. Im Spitzenjahr 1962 praktisch an jedem dritten Tag eine.

Das Inventar an Spaltprodukten liegt bei diesem Reaktortyp unter einem Prozent gegenüber einem konventionellen Leichtwasserreaktor. Dies liegt einerseits daran, daß ein erheblicher Teil der Energie aus der Fusion mit dem Endprodukt Helium stammt und andererseits durch die Wiederaufbereitung zur Spaltstoffgewinnung auch ständig Spaltprodukte dem Kreislauf entzogen werden. Wie Simulationsrechnungen gezeigt haben, ist auch nach 30 Betriebsjahren und der Berücksichtigung von Aktivierungen durch Neutronenbeschuß von Stahlhülle und umliegenden Gestein, die Radioaktivität so gering, daß man den Rest einfach unter Beton beerdigen könnte. An dieser Stelle sei daran erinnert, daß bei der Verwendung von Thorium praktisch keine langlebigen Aktinoide entstehen.

Das Inventar an Tritium wäre unter 100 Ci, da es ja ständig abgezogen werden muß, um es verbrauchen zu können. Ein vollständiges Entweichen durch einen Unfall wäre kein besonderes Problem.

Proliferation

Es wäre ein Irrtum zu glauben, daß eine solche Anlage für Terroristen oder „Schurkenstaaten“ ein Objekt der Begierde sein könnte. Die bei diesem Reaktortyp verwendeten Sprengkörper sind als Waffe ziemlich ungeeignet. Sie wären kaum zu transportieren oder zu lagern. Sie müßten wegen ihrer Vergänglichkeit eher vollautomatisch gefertigt und unmittelbar verbraucht werden. Ebenso wird man kaum den Weg der Zündung über chemische Sprengstoffe gehen. Dies wäre viel zu teuer. Man wird eher den Weg über eine stationäre Zündmaschine gehen. Die wird aber so groß werden, daß man sie kaum stehlen könnte.

Nachwort

Manchem mag das alles wie Science Fiction vorkommen. Ist es aber gar nicht. Es gibt kaum etwas, was besser erforscht ist als Kernwaffen. Es gibt auch nach wie vor kaum ein Fachgebiet was besser ausgestattet ist. Wo stehen denn stets die schnellsten Rechner, die besten Labors, die größten Laser etc.? Wenn man wollte, könnte man diesen Reaktortyp innerhalb von zehn Jahren bauen. Es wäre ein sicherer Einstieg in die Kernfusion und es wäre für die einschlägigen „Fachabteilungen“ zumindest in USA und Rußland ein Routineauftrag. Weniger Forschung als Entwicklung.

Es geht hier nicht darum, Werbung für ein exotisches Kraftwerk zu machen. Es sollte nur an einem Beispiel gezeigt werden, wie unendlich breit das Gebiet der Kernenergie ist und welche Möglichkeiten es bieten würde. Eher geht es darum, daß der Blickwinkel – gegenüber unseren Vätern – sehr verengt worden ist. In den 1950er und 1960er Jahren hatte man noch eine Kreativität, wie sie heute vielleicht noch in der IT-Branche vorhanden ist. Technik war noch nicht negativ besetzt.

Es gab auch noch eine Hoffnung auf, und einen Willen zu einer besseren Zukunft. Die Angst- und Neidindustrie war noch gar nicht erschaffen. Der ganze Blödsinn von bald versiegenden Ölquellen, Uranvorkommen, „Treibhauseffekten“, „Ozonlöchern“ etc. konnte die Menschen noch nicht ängstigen. Es ist allerdings kein Zufall, daß sich alle Systemveränderer immer wieder auf die Energietechnik stürzen. Sie haben mehr als andere erkannt, daß Energie die „Master Resource“ ist, ohne die nichts geht, aber mit deren Hilfe, fast alles möglich ist.

Niemand zwingt uns Menschen, mit Wind und Sonne wieder zurück ins Mittelalter zu gehen. Die resultierende Armut und die entgangenen Chancen wären freiwillig gewählt.