Reaktortypen in Europa – Teil6, CANDU

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

Geschichte

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

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

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

Aufbau

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

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

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

Sicherheitskonzept

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

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

Warum überhaupt schweres Wasser?

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

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

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

CANDU und Leichtwasserreaktoren im Verbund

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

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

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

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

Thorium

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

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

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

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

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

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

Schlußwort

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

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

Reaktortypen in Europa – Teil1, Einleitung

In Europa werden bereits einige Kernkraftwerke neu errichtet bzw. stehen kurz vor einer Auftragsvergabe. Es scheint daher angebracht, sich ein bischen näher mit den unterschiedlichen Typen zu befassen und deren (technische) Unterschiede zu erläutern.

Warum überwiegend Leichtwasserreaktoren?

Es dreht sich um größere Kraftwerke. Oberhalb von etlichen hundert Megawatt ist für Wärmekraftwerke nur ein Dampfkreislauf möglich – egal, ob mit Kohle, Gas oder Kernspaltung als Wärmequelle. Dieselmotoren (bis max. 70 MW) oder Gasturbinen (bis max. 350 MW) sind für solche Blockgrößen ungeeignet. Selbst bei gasgekühlten oder mit Flüssigmetallen gekühlten Reaktoren, besteht der eigentliche Arbeitsprozess aus einem Wasserdampfkreisprozeß: Wasser wird unter hohem Druck verdampft und treibt anschließend eine Turbine mit Generator an. Wenn man also ohnehin Dampf braucht, warum nicht gleich damit im Reaktor anfangen?

Es muß allerdings eine Voraussetzung erfüllt sein: Man muß über Uran mit einem Anteil von etwa 2 bis 5% Uran-235 bzw. Plutonium (MOX) verfügen. Beides kommt in der Natur nicht vor. Will man Natururan verwenden, ist man auf schweres Wasser (Deuterium) oder Kohlenstoff (Reaktorgraphit) angewiesen, um überhaupt eine selbsterhaltende Kettenreaktion zu erhalten. Will man andererseits die schwereren Urankerne bzw. Minoren Aktinoide direkt spalten, darf man die bei der Spaltung freigesetzten Neutronen möglichst gar nicht abbremsen und muß deshalb zu Helium oder flüssigen Metallen als Kühlmittel übergehen. Noch ist dieser Schritt nicht nötig, da es genug billiges Natururan gibt und andererseits (noch nicht) die Notwendigkeit zur Beseitigung der langlebigen Bestandteile des sog. „Atommülls“ besteht. Das zweite ist ohnehin eine rein politische Frage. Die sog. Leichtwasserreaktoren werden deshalb auch in den kommenden Jahrhunderten der bestimmende Reaktortyp bleiben.

Die Temperaturfrage

Je höher die Betriebstemperaturen sind, um so höher die Kosten und Probleme. Dieser Grundsatz gilt ganz allgemein. Bis man auf Kernenergie in der chemischen Industrie z. B. zur „Wasserstoffgewinnung“ angewiesen sein wird, wird noch eine sehr lange Zeit vergehen. Solche Anwendungen lassen sich einfacher und kostengünstiger mit fossilen Brennstoffen realisieren. Abgesehen davon, daß die Vorräte an Kohle, Gas und Öl noch für Jahrhunderte reichen werden, kann man beträchtliche Mengen davon frei setzen, wenn man bei der Stromerzeugung auf Kernenergie übergeht. Diesen Weg hat China bereits angefangen.

Ein oft gehörtes Argument ist der angeblich geringe Wirkungsgrad von Leichtwasserreaktoren. Richtig ist, daß der thermodynamische Wirkungsgrad um so besser ist, je höher die Betriebstemperatur ist. Er liegt bei den heute modernsten Steinkohlekraftwerken bei etwa 46% und bei Braunkohlekraftwerken bei 43%. Demgegenüber erscheint der Wirkungsgrad eines modernen Druckwasserreaktors mit 37% als gering. Es gibt jedoch zwei wichtige Aspekte zu berücksichtigen:

  • Die hohen Wirkungsgrade der Kohlekraftwerke erfordern solche Drücke und Temperaturen, daß die (derzeitigen) technologischen Grenzen erreicht, wenn nicht sogar überschritten sind. Der noch vor wenigen Jahren propagierte Wirkungsgrad von 50% ist in weite Ferne gerückt. Die Werkstoff- und Fertigungsprobleme – und damit die Kosten – nehmen mit jedem weiteren Grad überproportional zu. Kombiprozesse (z. B. Gasturbine mit Abhitzekessel) erfordern hochwertige Brennstoffe, wie Erdgas oder Mineralöle. Will man solche erst aus Kohle gewinnen (Kohlevergasung), sackt der Gesamtwirkungsgrad wieder auf die alten Werte ab.
  • Der thermodynamische Wirkungsgrad ist ohnehin nur für Ingenieure interessant. Entscheidend sind im wirklichen Leben nur die Herstellungskosten des Produktes. Hier gilt es verschiedene Kraftwerke bezüglich ihrer Bau- und Betriebskosten zu vergleichen. Es lohnt sich nur eine Verringerung des Brennstoffverbrauches, wenn die dadurch eingesparten Kosten höher als die hierfür nötigen Investitionen sind. Bei den geringen Uranpreisen ein müßiges Unterfangen. Gleiches gilt für die ohnehin geringen Mengen an Spaltprodukten („Atommüll“) als Abfall, der langfristig (nicht Millionen Jahre!) gelagert werden muß.

Der Betriebsstoff Wasser

Wasser erfüllt in einem Kernkraftwerk drei Aufgaben gleichzeitig: Moderator, Kühlmittel und Arbeitsmedium. Es bremst die bei der Kernspaltung frei werdenden Neutronen auf die erforderliche Geschwindigkeit ab, führt in nahezu idealer Weise die entstehende Wärme ab und leistet als Dampf in der Turbine die Arbeit. Vergleicht man die Abmessungen gasgekühlter Reaktoren mit Leichtwasserreaktoren, erkennt man sofort die überragenden Eigenschaften von Wasser. Es ist kein Zufall, daß heute z. B. alle Reaktoren in Atom-U-Booten ausnahmslos Druckwasserreaktoren sind. Je kompakter ein Reaktor ist, um so kleiner ist das notwendige Bauvolumen. Je kleiner ein Gebäude sein muß, desto geringer können die Baukosten sein.

Der Reaktorkern

Der Kern (Core) ist der eigentliche nukleare Bereich in einem Kernkraftwerk, in dem die Kernspaltung statt findet. Er sollte möglichst kompakt sein. Er besteht aus hunderten von Brennelementen, die wiederum aus jeweils hunderten von Brennstäben zusammengesetzt sind. Ein Brennstab ist ein mit Uranoxid gefülltes, bis zu fünf Meter langes, dabei aber nur etwa einen Zentimeter dickes Rohr. Ein solcher Spagetti besitzt natürlich kaum mechanische Stabilität (z. B. bei einem Erdbeben) und wird deshalb durch diverse Stützelemente zu einem Brennelement zusammengebaut. Erst das Brennelement ist durch die genaue Dimensionierung und Anordnung von Brennstäben und wassergefüllten Zwischenräumen das eigentliche Bauelement zur Kernspaltung. Die einzuhaltenden Fertigungstoleranzen stehen bei einem solchen Brennelement einer mechanischen „Schweizer Uhr“ in nichts nach.

Der Brennstab ist das zentrale Sicherheitselement – gern auch als erste von drei Barrieren bezeichnet – eines Kernreaktors. Der Brennstoff (angereichertes Uran oder Mischoxid) liegt in einer keramischen Form als Uranoxid vor. Dies ist eine chemisch und mechanisch äußerst stabile Form. Der Brennstab soll alle „gefährlichen“ Stoffe von der ersten bis zur letzten Stunde seiner Existenz möglichst vollständig zurückhalten. Er ist chemisch so stabil, daß er in der Wiederaufarbeitungsanlage nur in heißer Salpetersäure aufzulösen ist. Grundsätzlich gilt: Je besser er die Spaltprodukte und den Brennstoff zurückhält, um so geringer ist bei einem Störfall die Freisetzung. Wohl gemerkt, Freisetzung innerhalb des Druckgefäßes, noch lange nicht in die Umwelt! Deshalb bezeichnet man den Brennstab auch als erste Barriere, die Schadstoffe auf ihrem langen Weg in die Umwelt überwinden müßten.

In dem Brennstab findet die eigentliche Kernspaltung statt. Fast die gesamte Energie wird genau an diesem Ort frei. Die bei der Spaltung frei werdenden Neutronen müssen nun (fast) alle aus dem Brennstab raus, rein in den genau definierten Wasserspalt zwischen den Brennstäben um dort abgebremst zu werden und wieder zurück in einen Brennstab, um dort die nächste Spaltung auszulösen. Es geht für die Neutronen (fast) immer mehrere Male durch die Brennstabhülle. Sie darf deshalb möglichst keine Neutronen wegfangen. Zirkalloy hat sich zu diesem Zweck als idealer Werkstoff für die Hüllrohre erwiesen. Diese Rohre haben jedoch bei einem schweren Störfall (TMI und Fukushima) eine fatale Eigenschaft: Sie bilden bei sehr hohen Temperaturen im Kontakt mit Wasserdampf Wasserstoffgas, der zu schweren Explosionen führen kann. Wohl jedem, sind die Explosionen der Kraftwerke in Fukushima noch in Erinnerung.

Bei einem Reaktorkern hat die Geometrie entscheidende Auswirkungen auf die Kernspaltung. Bei einer Spaltung im Zentrum des Kerns haben die frei werdenden Neutronen einen sehr langen Weg im Kern und damit eine hohe Wahrscheinlichkeit, eine weitere Spaltung auszulösen. Neutronen, die am Rand entstehen, haben demgegenüber eine hohe Wahrscheinlichkeit einfach aus dem Kern heraus zu fliegen, ohne überhaupt auf einen weiteren spaltbaren Kern zu treffen. Sie sind nicht nur für den Reaktor verloren, sondern können auch schädlich sein (z. B. Versprödung des Reaktordruckgefäßes oder zusätzlicher Strahlenschutz). Es gibt hierfür zahlreiche Strategien, dem entgegen zu wirken: Unterschiedliche Anreicherung, Umsetzung im Reaktor, abbrennbare Neutronengifte, Reflektoren etc. Verschiedene Hersteller bevorzugen unterschiedliche Strategien.

Brennstäbe

Die Brennstäbe müssen einige sich widersprechende Anforderungen erfüllen:

  • Je dünnwandiger die Hüllrohre sind, desto weniger Neutronen können dort eingefangen werden und je kleiner muß die treibende Temperaturdifferenz innen zu außen sein, damit die enormen Wärmemengen an das Kühlwasser übertragen werden können. Je dünner aber, je geringer die Festigkeit und die Dickenreserve gegen Korrosion.
  • Der Brennstoff selbst soll möglichst stabil sein. Uranoxid erfüllt diesen Anspruch, hat aber eine sehr schlechte Wärmeleitfähigkeit. Die Brennstäbe müssen deshalb sehr dünn sein, was nachteilig für ihre mechanische Stabilität ist. Es kann bei Leistungssprüngen sehr schnell zum Aufschmelzen im Innern des Brennstoffes kommen, obwohl es am Rand noch recht kalt ist. Dadurch kommt es zu entsprechenden Verformungen und Ausgasungen, die sicher beherrscht werden müssen.
  • Das umgebende Wasser ist nicht nur Moderator, sondern auch Kühlung für den Brennstab. Eine ausreichende Kühlung ist nur durch eine Verdampfung auf der Oberfläche möglich. Kernreaktoren sind die „Maschinen“ mit der höchsten Leistungsdichte pro Volumen überhaupt. Das macht sie so schön klein, verringert aber auch die Sicherheitsreserve bei einem Störfall. Fallen sie auch nur einen Augenblick trocken, reicht selbst bei einer Schnellabschaltung die Nachzerfallswärme aus, um sie zum Glühen oder gar Schmelzen zu bringen. In dieser Hitze führt die Reaktion der Brennstoffhülle mit dem vorhandenen Dampf zur sofortigen Zersetzung unter Wasserstoffbildung. Beides geschah in den Reaktoren von Harrisburg und Fukushima.
  • Der Zwischenraum mit seiner Wasserfüllung als Moderator erfüllt eine wichtige Selbstregelfunktion. Damit überhaupt ausreichend Kerne gespalten werden können, müssen die Neutronen im Mittel die „richtige“ Geschwindigkeit haben. Diese wird durch den Zusammenstoß mit einem Wasserstoffatom erreicht. Damit dies geschehen kann, müssen sie eine gewisse Anzahl von Wassermolekülen auf ihrem Weg passiert haben. Da die Spalte geometrisch festgeschrieben sind, hängt die Anzahl wesentlich von der Dichte ab. Mit anderen Worten: Vom Verhältnis zwischen Dampf und Wasser im Kanal. Macht die Leistung einen Sprung, verdampft mehr Wasser und die Dichte nimmt ab. Dadurch werden weniger Neutronen abgebremst und die Anzahl der Spaltungen – die der momentanen Leistung entspricht – nimmt wieder ab.
  • Der Brennstoff wird bei Leichtwasserreaktoren nur in der Form kompletter Brennelemente gewechselt. Da aber kontinuierlich Spaltstoff verbraucht wird, muß am Anfang eine sog. Überschußreaktivität vorhanden sein. Wenn am Ende des Ladezyklus noch so viel Spaltstoff vorhanden ist, daß eine selbsterhaltende Kettenreaktion möglich ist, muß am Anfang zu viel davon vorhanden gewesen sein. Dieses zu viel an Spaltstoff, muß über sog. Neutronengifte kompensiert werden. Das sind Stoffe, die besonders gierig Neutronen einfangen und sie somit einer weiteren Spaltung entziehen. Je nach Reaktortyp kann das durch Zusätze im Brennstoff oder Kühlwasser geschehen.
  • Die Leistungsregelung eines Reaktors geschieht hingegen über Regelstäbe, die in Leerrohre in den Brennelementen eingefahren werden können. Die Regelstäbe bestehen ebenfalls aus Materialien, die sehr stark Neutronen einfangen. Fährt man sie tiefer ein, fangen sie mehr Neutronen weg und die Anzahl der Spaltungen und damit die Leistung, wird geringer. Zieht man sie heraus, können mehr Neutronen ungestört passieren und die Leistung steigt. Bei einer Schnellabschaltung werden sie alle – möglichst schnell – voll eingefahren.

Die eigentliche Stromerzeugung

In einem Kernkraftwerk wird – wie in jedem anderen Kraftwerk auch – die elektrische Energie durch einen Generator erzeugt. Dieser Generator wird in einem Kernkraftwerk durch eine sogenannte Nassdampfturbine angetrieben. Das ist ein wesentlicher Unterschied zu einem fossil befeuerten Kraftwerk. Bei denen wird möglichst heißer Dampf (bis 580 °C) auf die Turbine geschickt. Dieser wird nach einer gewissen Arbeitsleistung sogar wieder entnommen und noch einmal im Kessel neu erhitzt (z. B. Zwischenüberhitzung bei 620 °C). Prinzipiell erhöhen diese Maßnahmen den Wirkungsgrad und machen vor allem die Turbine kleiner und preiswerter.

Das Hauptproblem einer Nassdampfmaschine sind die großen Dampfvolumina und der Wassergehalt des Dampfes. Turbinen von Leichtwasserreaktoren haben üblicherweise einen Hochdruck und drei doppelflutige Niederdruckstufen auf einer gemeinsamen Welle. Trotzdem sind die Endstufen damit über 2 m lang und drehen sich mit Überschallgeschwindigkeit. Dadurch wirken auf jedes Blatt Fliehkräfte von über 500 to. In den Kondensatoren herrscht Hochvakuum, wodurch der Dampf mit der zugehörigen Schallgeschwindigkeit strömt. Die sich bereits gebildeten Wassertröpfchen wirken wie ein Sandstrahlgebläse auf die Turbinenschaufeln. Grundsätzlich gilt, je „kälter“ man mit dem Dampf in die Turbinenstufe rein geht, desto höher wird der Wasseranteil bei vorgegebenem Enddruck.

Die Entwässerung ist bei einer Nassdampfmaschine sehr aufwendig und damit teuer. Man versucht möglichst viel Wasser aus den Leitstufen abzusaugen und verwendet auch noch zusätzliche Tröpfchenabscheider außerhalb der Turbine. Vor den Niederdruckstufen überhitzt man den Dampf noch durch Frischdampf. All diese Maßnahmen verursachen aber Druckverluste und kosten nutzbares Gefälle.

Instrumentierung

Es ist von entscheidender Bedeutung, daß das Bedienungspersonal in jedem Augenblick einen möglichst genauen und detaillierten Überblick über die Zustände im Kraftwerk hat. Nur bei genauer Kenntnis der tatsächlichen Lage, können die richtigen Schlüsse gezogen werden und wirksame Gegenmaßnahmen eingeleitet werden. Dies ist die leidige Erfahrung aus allen Störfällen. Der Meßtechnik kommt deshalb große Bedeutung zu. Sie muß in ausreichender Auflösung (Stückzahl) vorhanden sein und zuverlässige Informationen in allen Betriebszuständen liefern.

In diesem Sinne spielen die Begriffe „Redundanz“ und „Diversität“ eine zentrale Rolle:

  • Alle wichtigen Betriebsgrößen werden mehrfach gemessen. Dies gibt Sicherheit gegen Ausfälle. Zusätzlich kann man bei einer mehrfachen – üblicherweise 4-fachen – Messung, Vertrauen zu den Meßwerten herstellen. Bei sicherheitsrelevanten Meßwerten (z. B Druck und Temperatur im Reaktordruckgefäß), die über eine Schnellabschaltung entscheiden, gilt das 3 von 4 Prinzip: Jede Größe wird gleichzeitig 4-fach gemessen. Anschließend werden die Meßwerte verglichen und es werden nur die drei ähnlichsten als Grundlage weiterer Auswertungen verwendet. Man erkennt damit augenblicklich, welche Meßstelle gestört ist und an Hand der Abweichungen untereinander, wie glaubwürdig die Messung ist.
  • Jedes Meßverfahren liefert nur in bestimmten Bereichen Ergebnisse mit hinreichender Genauigkeit. Dies ist eine besondere Herausforderung in einer Umgebung, die sich ständig verändert. So sind z. B. bestimmte Meßverfahren für den Neutronenfluß stark temperaturabhängig. Es ist deshalb üblich, unterschiedliche physikalische Methoden gleichzeitig für dieselbe Messgröße anzuwenden. Damit sind einfache Plausibilitätskontrollen möglich. Dies ist besonders bei Störfällen wichtig, bei denen die üblichen Bereiche schnell verlassen werden.

Digitalisierung und Sicherheit

Es gibt bei einem Kernkraftwerk alle möglichen Grenzwerte, die nicht überschritten werden dürfen. Wird ein solcher Grenzwert erreicht, wird vollautomatisch eine Schnellabschaltung ausgelöst. Jede Schnellabschaltung ergibt nicht nur einen Umsatzausfall, sondern ist auch eine außergewöhnliche Belastung mit erhöhtem Verschleiß. Das Problem ist nur, daß die Vorgänge in einem solch komplexen System extrem nichtlinear sind. Gemeint ist damit, daß „ein bischen Drehen“ an einer Stellschraube, einen nicht erwarteten Ausschlag an anderer Stelle hervorrufen kann.

Die moderne Rechentechnik kann hier helfen. Wenn man entsprechend genaue mathematische Modelle des gesamten Kraftwerks besitzt und entsprechend leistungsfähige Rechner, kann man jede Veränderung in ihren Auswirkungen voraussagen und damit anpassen bzw. gegensteuern. Nun haben aber auch Computerprogramme Fehler und sind schwer durchschaubar. Es tobt deshalb immer noch ein Glaubenskrieg zwischen „analog“ und „digital“. Dies betrifft insbesondere die geforderte Unabhängigkeit zwischen der Regelung und dem Sicherheitssystem.

Seit Anbeginn der Reaktortechnik ist die Aufmerksamkeit und Übung des Betriebspersonals ein dauerhaftes Diskussionsthema. Insbesondere im Grundlastbetrieb ist die Leitwarte eines Kernkraftwerks der langweiligste Ort der Welt: Alle Zeiger stehen still. Passiert etwas, verwandelt sich dieser Ort augenblicklich in einen Hexenkessel. Die Frage ist, wie schnell können die Menschen geistig und emotional Folgen? Wie kann man sie trainieren und „aufmerksam halten“? Die allgemeine Antwort lautet heute: Ständiges Üben aller möglichen Betriebszustände und Störfälle im hauseigenen Simulator. Das Schichtpersonal eines Kernkraftwerks verbringt heute wesentlich mehr Stunden im Simulator, als jeder Verkehrspilot. Die zweite „Hilfestellung“ ist im Ernstfall erst einmal Zeit zu geben, in der sich das Personal sammeln kann und sich einen Überblick über die Lage verschafft. Dies sind die Erfahrungen aus den Unglücken in Harrisburg und Tschernobyl. Dort haben Fehlentscheidungen in den ersten Minuten die Lage erst verschlimmert. Eine ganz ähnliche Fragestellung, wie bei Flugzeugen: Wer hat das sagen, der Pilot oder die Automatik? Eine Frage, die nicht eindeutig beantwortet werden kann, sondern immer zu Kompromissen führen muß.

Ausblick

Wer bis hier durchgehalten hat, hat nicht vergebens gelesen. Ganz im Gegenteil. In den folgenden Beiträgen werden die Reaktoren jeweils einzeln vorgestellt. Um die Unterschiede klarer zu machen, wurden hier vorab einige grundlegende Eigenschaften behandelt. Zuerst werden die Druckwasserreaktoren EPR von Areva und AP-1000 von Westinghouse behandelt und dann die Siedewasserreaktoren ABWR und der ESBWR von GE-Hitachi. Das entspricht in etwa dem derzeitigen Ausbauprogramm in Großbritannien. Soweit Zeit und Lust des Verfassers reichen, werden noch die russischen (Türkei, Finnland, Ungarn) und die chinesisch/kanadischen Schwerwasserreaktoren (Rumänien) folgen.