Die Chinesen sind gelandet

Bisher etwas unbeachtet, beginnen die Chinesen den europäischen Markt für Kernkraftwerke zu erobern. Der erste Schritt ist mit dem Genehmigungsverfahren in Großbritannien eingeleitet.

Die französische Vorgeschichte

Schon seit längerem betreibt der staatliche französische Energieversorger EDF (Electricite de France) auch die Kernkraftwerke in England. Etwas ungewöhnlich, handelt es sich doch um gasgekühlte (CO2) und mit Graphit moderierte Reaktoren älteren Datums. Ein Typ, der schon lange in Frankreich abgeschaltet wurde. Gleichwohl ist EDF somit als ein zuverlässiger und etablierter Betreiber in GB bekannt.

Es war damit folgerichtig, daß auch bei der Renaissance der Kernkraft die EDF an vorderster Stelle mit dabei sein würde. Es entstand das Projekt Hinkley Point C in Somerset mit zwei ebenfalls französischen Reaktoren vom Typ EPR. Alles schien ganz einfach – wenn nicht der französische Versorger chronisch unterfinanziert wäre. Es mußte deshalb unbedingt ein kapitalkräftiger Investor mit ins Boot, zumal noch weitere Kernkraftwerke geplant waren. Die Chance für den chinesischen Staat einen Fuß in die Tür des europäischen Marktes zu bekommen. Seltsamerweise ist die Angst vor einer Abhängigkeit in der volkswirtschaftlichen Schlüsselgröße der Stromversorgung von der chinesischen Diktatur noch geringer, als die Furcht vor dem „friedliebenden und aufrechten Demokraten“ Putin. Irgendwie scheint in den Hirnen europäischer Politiker der Irrglaube, elektrische Energie sei so etwas ähnliches wie Kartoffeln, fest verwurzelt zu sein.

Die chinesische Vorgeschichte

China baut inzwischen mehrere Reaktoren pro Jahr. Hunderttausende hoch qualifizierte und überdurchschnittlich bezahlte Arbeitskräfte sind dafür nötig. Allerdings ist jedem klar, daß auch in einem Riesenreich der Markt irgendwann gesättigt ist. Darüberhinaus muß man eine Menge Autos, PC’s oder Jacken aus recyceltem Plastik verkaufen, um den Umsatz nur eines einzigen Kraftwerks zu erzielen. Ein Wissen, das in Deutschland völlig verloren gegangen zu sein scheint. Deshalb der konsequente Schritt der Chinesen in den Export.

Allerdings ist das einfacher beschlossen, als umgesetzt. Ein wichtiger Hebel ist der Preis und die Finanzierung. Trotzdem ist für ein solch sensibles Produkt auch eine gewisse Reputation nötig. Es reicht (noch nicht) der Nachweis einer großen Stückzahl im eigenen Land. Dies gilt besonders für geheimniskrämerische, sozialistisch geprägte Diktaturen wie China und Rußland. Man versucht deshalb wenigstens den Goldstandard eines „westlichen Genehmigungsverfahrens“ zu erlangen. Ein teures und aufwendiges Unterfangen, wie bereits Rußland in Finnland zu spüren bekommt. Es ist halt ein himmelweiter Unterschied, ob man sich in irgendwelchen Hinterzimmern – unter gegenseitig wohlgesonnenen Fachleuten – Papierberge hin und her schiebt oder im Internetzeitalter unter den Argusaugen von „Atomkraftgegnern“ ein transparentes Verfahren durchstehen muß.

Hinzu kommen bei den Chinesen noch komplizierte Lizenzfragen. Man hat sich aus aller Welt Kernkraftwerke zusammengekauft. Ein Wirrwarr von Lizenzverträgen. Deshalb versucht man es hier mit einer vermeintlichen Eigenentwicklung. So etwas ist in Industrieländern schlicht unverkäuflich. Nicht einmal über den Preis oder politische Kompensationsgeschäfte. Ein Bau in England als Referenz, erscheint daher wie ein Sechser im Lotto. Deshalb also der gemeinsame Antrag von China General Nuclear Power Corporation (CGN), Electricite de France (EDF S.A.) and General Nuclear International (GNI) zum Bau und Betrieb von bis zu sechs Reaktoren. Einschließlich großzügiger Finanzierung, versteht sich.

Die Entstehungsgeschichte des Hualong

Ihren Gemischtwarenladen – nicht nur an Leichtwasserreaktoren – haben die Chinesen nach dem Unglück von Fukushima geschickt zu bereinigen versucht. Es soll zukünftig nur noch ein Typ gebaut werden – sicherheitstechnisch auf den neusten Stand der Technik gebracht versteht sich.

Alles begann mit der Übernahme französischer Druckwassertechnik, die zum Bau der Reihe M310 im Jahr 1987 führte (4 Reaktoren, Inbetriebnahmen 1994–2003). Dies führte zur Baureihe CPR1000 im Jahr 2005 (13 Reaktoren, Inbetriebnahmen 2010–2016). Die Erfahrungen aus Bau und Betrieb führten 2010 zur überarbeiteten Baureihe CPR1000+ (2 Reaktoren, Inbetriebnahmen 2016–2017). Die Denkpause nach dem Unglück von Fukushima führte zur Baureihe ACPR1000 (4 Reaktoren, noch im Bau). Bisheriger Abschluss dieser evolutionären Entwicklung ist der Typ HPR1000, der seit 2015 im Bau ist. Dies ist auch die Basis des ersten Exports Karachi 2, welches seit 2015 in Pakistan gebaut wird.

China verfügt also über genügend Erfahrung in der Abwicklung solcher Großprojekte. Leider muß man aktuell sagen, sogar über mehr Praxis als die USA und Frankreich. Durch deren lange Pausen beim Neubau von Kernkraftwerken sind dort die Erfahrungen abgerissen und müssen erst wieder mühselig neu erworben werden. Von Deutschland braucht man in diesem Zusammenhang gar nicht mehr zu reden. Hier ist die Deindustrialisierung bereits so weit fortgeschritten, daß man nicht mal mehr einen vergleichbar simplen Flughafen bauen kann.

Die eingereichten Unterlagen

Im Oktober 2017 wurden die ersten Unterlagen bei der britischen Genehmigungsbehörde eingereicht. In ihnen wird immer von einem UK-HPR1000 gesprochen. Man ist sich also darüber im Klaren, daß es eine spezielle Version geben muß, damit sie in GB genehmigungsfähig ist. Interessant an den eingereichten Unterlagen ist, daß es Beschreibungen des Hualong sind, wie er gerade im Kraftwerk Fangchenggang als Block 3 gebaut wird (HPR1000(FCG3)). Auf diese Weise erhält man einen – wenn auch sehr kleinen – Einblick in die aktuelle chinesische Reaktortechnik.

Bereits aus den beigefügten Zeichnungen kann man erkennen, daß es sich um einen typischen „französischen Reaktor“ handelt, wie er dutzendfach in Frankreich steht. Charakteristisch sind die drei Dampferzeuger und die dreifachen (redundanten) Sicherheitssysteme. Es handelt sich keinesfalls um eine Neukonstruktion mit grundsätzlich passivem Sicherheitsansatz wie z. B. der AP1000 von Westinghouse oder einem evolutionär weiterentwickelten Konvoi-Reaktor wie den EPR mit vierfacher Redundanz. Es wird interessant sein, wie die Genehmigungsbehörde darauf reagieren wird. So wie er eingereicht wurde, ist er eher ein Neubau vorhandener und nachgerüsteter französischer Reaktoren. Entweder müssen die Chinesen noch richtig Geld in die Hand nehmen um das Sicherheitsniveau moderner westlicher Reaktoren zu erreichen oder GB gibt sich mit geringeren – als möglichen – Sicherheiten zufrieden. Dann könnte man aber auch Reaktoren in Korea oder Rußland kaufen. In diesem Zusammenhang wird auch das Genehmigungsverfahren des russischen Kernkraftwerks in Finnland noch sehr interessant werden. Ist doch auch dort der unmittelbare Vergleich zum EPR gegeben. Jedenfalls ist der Hualong keinen Deut sicherer als die Kernkraftwerke, die gerade in Deutschland vom Netz genommen werden. Absurdistan läßt grüßen. Auch der Betrieb dürfte keineswegs günstiger sein. Dafür sorgt schon die Dreisträngigkeit (Sicherheitsphilosophie: Ein System versagt, ein weiteres startet nicht, d. h. es steht noch ein drittes zur Verfügung. Bei vierfacher Redundanz kann man somit Wartungsarbeiten während des Betriebs durchführen.). Ebenso die konventionelle Leitungsführung (Wiederholungsprüfungen) und die Hauptkühlmittelpumpen.

Einige Unterschiede zum EPR

Die Leistung des Hualong beträgt nur 70% des EPR. Dies ist kein prinzipieller Nachteil. Allerdings beträgt die Leistung der Dampferzeuger mit 1050 MWth fast 93% der Leistung der Dampferzeuger des EPR. Man hat also durch Weglassen eines Stranges Baukosten gespart.

Der Kern des Hualong besteht aus nur 177 Brennelementen gegenüber 241 Brennelementen beim EPR. Aber die lineare Wärmeleistung ist mit 179 W/mgegenüber 170 W/m2 sogar höher. Auch hier wurde also zur Kosteneinsparung geknautscht. Ebenso ist die aktive Höhe des Kerns mit 3,66 m kleiner als beim EPR mit 4,20 m. Interessant werden die Ergebnisse der thermohydraulischen Vergleichsrechnungen mit ein und demselben Programm sein. Es ist die klassische Frage nach der Optimierung von Kosten und Sicherheitszugewinn die sich hier stellt.

Die Auslegungslebensdauer (nicht zu verwechseln mit der tatsächlichen oder wirtschaftlichen Lebensdauer; sie sind wesentlich höher) wird keck mit 60 Jahren angegeben. Lebensdauer ist aber immer eine Frage der Konstruktion, der verwendeten Materialien und Fertigungsverfahren, der Qualitätssicherung und des Betriebs. Schon die Konstruktion gibt zu denken: Der EPR hat im Druckbehälter einen ca. 30 cm dicken Reflektor aus Stahl, der als Schutzschild für das Reaktordruckgefäß gegen die Bestrahlung mit Neutronen dient. Qualitätssicherung nach europäischen Maßstäben ist die nächste Frage. Man denke nur an das Theater um den Kohlenstoffgehalt im Deckel des EPR von Flamanville. Ein vermeintlicher Kostenvorteil chinesischer und russischer Fertigungsstätten kann schnell in einen Nachteil mit unkalkulierbaren Kostensteigerungen umschlagen, denn man wird weder in Finnland noch GB bereit sein, ein erhöhtes Risiko einzugehen – egal ob aus mangelnden technischen Fähigkeiten des Herstellers oder systemtypischer Schlamperei.

Der EPR hat einen sog. „Core-Catcher“, der bei einer Kernschmelze verhindern soll, daß der Sicherheitsbehälter zerstört wird. Beim Hualong wird die Grube, in der sich der Druckbehälter befindet mit „ausreichend borierten“ Wasser geflutet. So soll ein durchschmelzen des Druckbehälters verhindert werden. Nicht verkehrt, kommt aber sehr auf die konstruktive Gestaltung an.

Dem vollständigen Verlust jeglicher äußeren Wärmesenke (Fukushima Störfall) soll durch einen Wassertank oben am Reaktorgebäude begegnet werden. In diesen ringförmigen Tank soll sich der Dampf aus den Dampferzeugern niederschlagen. Dieses Prinzip wurde offensichtlich von den Russen übernommen. Wie hoch der Sicherheitsgewinn sein soll, wird eine probabilistische Fehleranalyse zeigen müssen. Es riecht ein wenig nach „Weißer Salbe“ oder PR-Gag. Gerne wird von den Russen immer ein Generation III+ angeführt – nur hat ein Wassertank auf dem Dach noch wenig mit einem passiven Sicherheitskonzept für schwerste Störfälle zu tun (z. B. AP1000 von Westinghouse oder ESBWR von GE/Hitachi).

Jedenfalls benötigt der Hualong genauso elektrische Energie, wie schon jeder Reaktor der zweiten Generation. Bricht die Stromversorgung komplett zusammen, schmilzt sein Core genauso, wie in den Reaktoren von Fukushima. Alles hängt – wie übrigens auch beim EPR – von einer stets funktionierenden Stromversorgung ab. Der „Sicherheitsgewinn“ beim EPR und seinem russischen Pendant (richtiger ist eigentlich die Strahlenbelastung der Umgebung nach einem Fukushima Störfall) gegenüber einem aktuellen Reaktor in Deutschland, ergibt sich allein aus dem „Core Catcher“. Es wird noch unwahrscheinlicher, daß große Mengen Spaltprodukte auch bei einer vollständigen Zerstörung von Kern und Druckbehälter freigesetzt werden.

Nachtrag

Damit kein falscher Eindruck entsteht, es geht hier nicht um eine Abwertung chinesischer Reaktoren, denn es geht immer um die Abwägung von Sicherheit und Kosten, was letztendlich immer eine rein politische Entscheidung ist. Als deutscher Ingenieur tut man sich etwas schwerer damit, da wir zum Gürtel gern die Hosenträger bevorzugen. Andererseits hat uns genau diese Mentalität vor einem Tschernobyl oder Fukushima bewahrt. Deutschland war immer ganz vorne dabei, wenn es um Risikoanalysen und die Umsetzung der daraus resultierenden Konsequenzen ging.

Darin liegt die eigentliche Tragik: Einschlägig bekannte Politiker haben wieder einmal – diesmal durch ein dubioses „Vorangehen“ – versucht, mit ihrer verdrehten Ideologie die Welt zu beglücken. Die Welt wird sich aber mitnichten von der Kernenergie abwenden. Einigen besonders schlichten Gemütern war es einfach egal. Sollen sich doch ferne Völker „verstrahlen“, wir versorgen unser Bullerbü mit Wind, Sonne und Biokost. Das Aufwachen in der Realität wird heilsam sein: Vielleicht werden ja tatsächlich bald Kernkraftwerke in unseren Nachbarländern neu errichtet, die sicherheitstechnisch bestenfalls dem Standard der Kraftwerke entsprechen, die wir gerade voller Begeisterung abschalten. Ähnlichkeiten mit „Hans im Glück“ sind rein zufällig.

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 – 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.

ATMEA1 versus AP1000

In der Kerntechnik hat sich die Einteilung von Reaktoren nach Generationen (GenI bis GenIV) eingebürgert. Stellvertretend für die in den 1960er Jahren und früher entstandene „1. Generation“ von Kernkraftwerken steht z. B. der Unglücksreaktor in Fukushima. Ein Beispiel für die folgende „2. Generation“ sind die sogenannten Konvoi-Kraftwerke Isar 2, Emsland und Neckarwestheim 2 in Deutschland. Heute im Bau befindet sich die „3. Generation“ wie z. B. der European Pressurized Water Reactor (EPR) von AREVA in Olkiluoto, Finnland und der Advanced Passive (AP1000) Reaktor von Westinghouse in Sanmen, China.

In jede Generation flossen die bisherigen praktischen Betriebserfahrungen, aufgetretene Unfälle und nicht zuletzt politische Forderungen ein. Typisches Beispiel, wie Teile der kerntechnischen Industrie stets bemüht waren, über jedes Stöcken zu springen, das ihnen die „Anti-Atomkraft-Bewegung“ hingehalten hat, ist der „Core Catcher“. 1979 schuf Hollywood den Katastrophenfilm „The China Syndrome“ (mit Jane Fonda, Jack Lemmon und Michael Douglas). In diesem Film bauen böse Kapitalisten ein unsicheres Kernkraftwerk. In typischer Hollywood-Übersteigerung kommt es (beinahe) zu einer Kernschmelze: Das „atomare Feuer“ frißt sich durch meterdicken Stahl und Beton Richtung China. Physikalisch ist das zwar kompletter Unsinn, politisch aber ein absoluter Volltreffer: Noch mehr als 30 Jahre später, zählt die „Kernschmelze“ zu den Gruselgeschichten, die jedem selbsternannten „Qualitätsjournalisten“ einen wohligen Schauer über den Rücken laufen lassen. Wenn man über Fukushima redet, muß das Zauberwort „Kernschmelze“ mindestens einmal erwähnt werden. Die kerntechnische Industrie, die heute gerne Krokodilstränen über ständig steigende Kosten und ausgedehnte Genehmigungsverfahren weint, glaubte sich stets durch „draufsatteln“ von Kritik frei kaufen zu können. Leider haben sie nie die Erfolgsstrategie der „Atomkraftgegner“ kapiert: Scheint ein Stöckchen übersprungen, schiebt man sofort das nächste nach. Solange, bis sich die Prophezeiung von der „teuren Atomenergie“ endlich erfüllt hat.

Der französische Weg

Fairer weise, muß man eigentlich vom deutsch-französischen Weg sprechen. In den späten 1980er-Jahren – in Hessen gab es schon eine Rot/Grüne-Koalition, in Frankreich war der Markt für Kernkraftwerke gesättigt – faste man den (politischen) Entschluß, einen gemeinsamen Reaktortyp zu entwickeln. Ganz nach dem aus Luft- und Raumfahrt bekannten Muster: Wenn es dem Deutschen Michel zu futuristisch wird, versteckt er sich gern hinter der forschen Marianne. Der Gedanke, einen einheitlichen Reaktortyp für Deutschland und Frankreich bauen zu wollen, erschien vernünftig und war gleichzeitig das vorprogrammierte Scheitern. Zu unterschiedlich sind die Mentalitäten: Angetrieben durch die Phantasie von „Atomexperten“ war der deutschen Neigung zum Tragen eines Gürtels zum Hosenträger freier Lauf gelassen. Jede Frage, die (wissenschaftlich) beantwortet wurde, diente zur Schaffung von zehn neuen Fragestellungen – die Forschungsgelder flossen in Strömen. Die Vorgabe einer „evolutionären“ Entwicklung wurde zum Programm: Aus „European Pressurized Water Reactor“ wurde „Evolutionary Power Reactor“ (EPR). Durch die Beschränkung auf eine „Weiterentwicklung“ blieb zur Kostenreduktion nur die Flucht in die „Größe“. Inzwischen liegt die Leistung bei über 1700 MWe. Ein fataler Irrweg: Für die meisten Kunden schlicht weg zu groß. Die Schaffung des ATMEA1 (rund 1000 MWe) war die notwendige Konsequenz. Ein weiterer Reaktortyp mit einem weiteren Partner (Mitsubishi Heavy Industries) aus einem noch entfernteren Kulturkreis.

Der Ansatz von mehr Sicherheit durch mehr Beton und Technik führt zu immer höheren Kosten. Nicht nur beim Bau, sondern auch beim späteren Betrieb. Je mehr man hat und braucht, um so mehr muß auch ständig überprüft und gewartet werden. Je komplexer eine Anlage ist, um so schwieriger ist sie zu durchschauen. So ist beispielsweise der Übergang von 4 x 50% (Konvoi) bzw. 2 x 100% (NP4) auf 4 x 100% (EPR) bei den Notkühlsystemen nur eine vermeintliche Steigerung der Sicherheit. Tatsächlicher Grund ist die Fähigkeit im laufenden Betrieb Wartungs- und Kontrollarbeiten ausführen zu können. Dies ist aber zwingend notwendig, wenn man auf eine Arbeitsausnutzung von über 90% über die angestrebte Betriebsdauer von 60 Jahren kommen will. Treibt man die Investitionskosten in die Höhe, bleibt nur eine höhere Arbeits- und Brennstoffausnutzung um die Stromkosten klein zu halten. Es ist kein Zufall, daß in den letzten Jahren alle Ausschreibungen für den EPR verloren gingen. Erst mit dem ATMEA1 hatte AREVA in der Türkei wieder (indirekt) Erfolg.

Der amerikanische Weg

In den USA wurde man schon 1979 mit einer „Kernschmelze“ im Kernkraftwerk Three Mile Island in Harrisburg konfrontiert. Ausgang war – wie auch später 1986 in Tschernobyl – eine Fehleinschätzung des Bedienpersonals. Während der ersten Stunden verschärfte sich die Situation – wie auch 2011 in Fukushima – durch mangelnde Information. Hinzu kam die wirtschaftliche Krise der Nuklearindustrie durch zahlreiche Auftragsstornierungen.

Man gelangte zu den richtigen Erkenntnissen: Je simpler eine Anlage ist, je billiger ist die Herstellung und je weniger kann kaputt gehen. Je höher die Automatisierung ist, je weniger kann (insbesondere unter Stress) falsch gemacht werden. Je mehr Zeit man gewinnt, um so gründlicher kann man die Situation analysieren und Hilfe von außen hinzuziehen. Westinghouse zog die Konsequenzen: Übergang von aktiven zu passiven Sicherheitsmaßnahmen und mindestens 72 Stunden Zeit nach einem schweren Unfall, bis Eingriffe durch das Bedienpersonal nötig sind. Wie Fukushima gezeigt hat, ist das auch die richtige Strategie, um sich vor Naturkatastrophen zu wappnen.

Wichtigste Maßnahme zur Verhinderung einer Kernschmelze ist, die Nachzerfallswärme unter allen Umständen an die Umgebung abführen zu können. Zu diesem Zweck funktionierte Westinghouse das Containment in einen gewaltigen Kühler um: Frische Luft steigt außen am Sicherheitsbehälter entlang und entweicht oben aus dem Dach des Reaktorgebäudes. Dieser Naturzug kann durch ein Besprühen mit Wasser noch verstärkt werden. Das Wasser läuft infolge Schwerkraft bei Bedarf aus einem Behälter mit 3000000 Litern unter dem Dach auf natürliche Weise aus. Es ist keine Mechanik und keine Fremdenergie nötig. Auch ein Tsunami kann diesem System nichts anhaben. Wo keine elektrische Energie gebraucht wird, kann auch nichts ausfallen.

Der AP1000 besitzt (wie alle Reaktoren der 3. Generation) einen großen Frischwassertank im Sicherheitsbehälter. Er dient bei kleinen Unfällen als Wärmesenke und als Reservoire um Leckagen aus dem Reaktordruckbehälter zu ersetzen. Dieser Tank ist deutlich über dem Reaktor installiert, damit das Wasser infolge Schwerkraft in den Reaktor und seine Grube laufen kann. Um eine „Kernschmelze“ zu verhindern, müssen alle Brennstäbe stets mit Wasser bedeckt sein. In den ersten Stunden ist die Nachzerfallswärme noch so heftig, daß das Wasser siedet. Der entstehende Dampf kann sich an der kalten Innenseite des Sicherheitsbehälters niederschlagen und wird anschließend zurück in den Wassertank geleitet. Auch dieser Kühlkreislauf funktioniert nur durch Schwerkraft und Temperaturdifferenz. Da keine Rohrleitungen nach außen benötigt werden, kann man den Sicherheitsbehälter leicht und sicher verschließen. Es ist kein abblasen zur Druckentlastung aus dem Sicherheitsbehälter, wie in Fukushima geschehen, nötig. Selbst wenn Wasserstoff entsteht, wäre deshalb eine Explosion des Kraftwerks ausgeschlossen. Gleichzeitig wird durch Füllen der Grube des Reaktordruckbehälters dieser auch von außen gekühlt. Ein „durchschmelzen“ von Kernbrennstoff ist dadurch ausgeschlossen. Nebenbei gesagt, ist dies bisher auch noch nirgendwo passiert. Es ist wie gesagt, eine Hollywooderfindung. In Fukushima ist bestenfalls ein wenig Brennstoff durch die Steuerstabdurchführungen (Siedewasserreaktor) in den Raum unterhalb des Reaktordruckgefäßes gelangt. Warten wir getrost ab, bis die ersten Kamerafahrten im Reaktor Bilder liefern werden. Der Autor ist sich sicher, daß diese – wie in Harrisburg – einen großen Schutthaufen zeigen werden. Die Vorstellung von flüssigem Metall, was wie bei einem Hochofenabstich aus dem Druckbehälter läuft, ist science fiction. Insofern ist ein Core Catcher ein netter Gimmick aus der guten, alten Zeit, in der Kosten noch keine Rolle zu spielen schienen.

Fazit

Sichere Kernkraftwerke lassen sich auf verschiedene Art und Weise bauen. Selbst bei einem Grundkonzept – hier einem Druckwasserreaktor – lassen sich verschiedene Philosophien anwenden. Sowohl Harrisburg als auch Fukushima haben bewiesen, daß man die möglichen Schadensabläufe schon in der ersten Generation richtig verstanden hatte und recht robuste Maschinen gebaut hat. In beiden Fällen gab es zwar einen Totalschaden mit beträchtlichen Kosten, aber keine Menschenleben sind zu beklagen! Welche andere Technik konnte bereits in ihrer ersten Generation ein solches Sicherheitsniveau vorweisen? Das Geschwafel einiger Politiker von einem „unkalkulierbaren Restrisiko“ ist einfach nur peinlich oder boshaft. Man glaubte, eine Naturkatastrophe für die Durchsetzung der eigenen Interessen missbrauchen zu können.

Allerdings wird heute mehr denn je, die Frage nach der Wirtschaftlichkeit gestellt. Gerade die Schwellenländer brauchen elektrische Energie zu akzeptablen Preisen. Die Kernenergie braucht keine Ideologie zu fürchten. Sie wird zum Selbstläufer, wenn sie die Kosten senkt. Insofern gehört passiven Systemen die Zukunft. Sie sparen beträchtliche Bau- und Betriebskosten. In China scheint man das erkannt zu haben: Nach dem Unglück in Fukushima hat man – anders als in Deutschland – den Fachleuten (nicht „Atomexperten“ !!!) erst einmal Zeit gegeben, den Schadensablauf zu analysieren und nicht durch die Politik vollendete Tatsachen geschaffen. Bemerkenswertes Ergebnis war, den ursprünglich geplanten weiteren Ausbau von 60 bis 80 Reaktoren der zweiten Generation (CP1000) zu stoppen und sich voll auf Reaktoren der dritten Generation zu konzentrieren. Als weit vorausschauend, erwiesen sich dabei die Lizenzabkommen und die enge Zusammenarbeit mit Westinghouse (insbesondere) zur gemeinsamen Weiterentwicklung des AP1000 bis zu Leistungen von 1400 MWe. Die Prognose scheint nicht sehr gewagt, daß China mit diesem Modell den Weltmarkt für Kraftwerkstechnik erobern wird.