PRISM das moderne Entsorgungszentrum? Teil 1

Von den populistischen „Argumenten“ gegen die Kernenergie, ist praktisch nur noch eines öffentlichkeitswirksam: Die „ungelöste Entsorgungsfrage“. Aus diesem Grunde, wird in den Medien – zumindest in Deutschland – nur äußerst zurückhaltend über Entwicklungen berichtet, die über das bloße Vergraben hinausgehen.

In England wird seit einigen Jahren ernsthaft über den Bau des sogenannten Power Reactor Innovative Small Module (PRISM) von GE-Hitachi diskutiert. Hintergrund ist der stetig wachsende Plutoniumberg aus der Wiederaufbereitungsanlage. Inzwischen lagern zwischen 100 und 150 Tonnen auf der Insel. Es geht dabei um die sinnvollste Verwendung. Ein „verbuddeln und vergessen“ nach deutschen Vorstellungen, scheidet für GB ohnehin aus. Vielmehr ist man bestrebt, das Gefahrenpotential des „Atommülls“ auf einige hundert Jahre zu begrenzen. Ein Zeitraum, den man unstrittig durch technische Bauten sicher beherrschen kann. Man holt dadurch das Problem von der wenig fassbaren moralischen Ebene – irgendwelcher „Ethikkommissionen“ – auf die berechenbare Ebene der Ingenieurwissenschaften zurück.

Ein Weg – und beileibe nicht der einzige – ist die Nutzung und Beseitigung abgebrannter Brennelemente durch einen mit Natrium gekühlten Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum und metallischem Brennstoff: Dem PRISM. Nichts von der Erfindermesse, sondern ein Stück erprobter Technik. Sein unmittelbarer Vorläufer, der EBR II, war 30 Jahre erfolgreich in Betrieb (bis 1994). Ein PRISM-Kraftwerk mit 1866 MWel würde rund zwei Tonnen abgebrannter Brennelemente pro Jahr verbrauchen und damit die gleiche Menge Strom erzeugen, wie Kohlekraftwerke durch die Verbrennung von sechs Millionen Tonnen Steinkohle.

Warum schnelle Neutronen?

Mit hinreichend schnellen Neutronen kann man alle schweren Kerne spalten. Ausdrücklich auch U238, alle Plutoniumisotope und die minoren Aktinoiden (Americium, Curium, Neptunium usw.). Letztere sind für die Langlebigkeit des Atommülls verantwortlich. Gelingt es sie zu spalten, bleiben nur noch Spaltprodukte mit einer Halbwertszeit von unter 30 Jahren übrig. Allerdings hat die Sache einen entscheidenen Harken: Die Reaktionsquerschnitte sind nicht nur stoffabhängig, sondern auch sehr stark energieabhängig. Mit anderen Worten, nimmt die Wahrscheinlichkeit für eine Spaltung mit schnellen Neutronen stark ab.

Eine selbsterhaltende Kettenreaktion läßt sich nur mit U235 (in der Natur vorkommend) und U233. (aus Thorium erbrütet), sowie Pu239 (aus Uran erbrütet) aufrecht erhalten. Auch deren Spaltquerschnitte sind für langsame thermische Neutronen um Größenordnungen geeigneter. Will man also einen schnellen Reaktor bauen, braucht man wesentlich höhere Anteile an Spaltmaterial. Allerdings steigt auch die Anzahl der freigesetzten Neutronen mit der Energie der spaltenden Neutronen an.

An dieser Stelle ergeben sich die drei Varianten des PRISM-Reaktors, die sich nur durch die Zusammensetzung des Kerns unterscheiden:

  1. Der Brenner. Er verbraucht – wie ein Leichtwasserreaktor – mehr Spaltstoff als beständig neu entsteht. Man muß diese Verluste stetig aus abgebrannten Brennelementen ersetzen. Dies wäre eine reine „Abfallverbrennungsanlage“.
  2. Der Selbsterhalter. Er stellt ziemlich genau so viel Pu239 beim Betrieb gleichzeitig her, wie er auch verbraucht. Die Spaltungen müssen nur durch U238– z. B. aus dem Abfall der Anreicherungsanlagen – ergänzt werden.
  3. Der Brüter. Dies ist die wohl bekannteste Variante. Ein solcher Kern erzeugt mehr Pu239., als er selbst verbraucht. Entscheidendes Maß ist bei diesem Typ die sogenannte Verdoppelungszeit. Damit ist die Zeitdauer gemeint, in der ein Reaktor so viel Überschussplutonium produziert hat, wie man braucht, um damit einen zweiten Reaktor in Betrieb nehmen zu können. Diese Variante wird erst attraktiv, wenn die Preise für Natururan explodiert sind. Also erst in sehr ferner Zukunft.

Es ist bei allen drei Varianten sinnvoll, die Spaltprodukte von Zeit zu Zeit abzutrennen. Allerdings haben sie nicht die Bedeutung, die sie bei Leichtwasserreaktoren haben, da ihre Einfangquerschnitte (und dadurch verursachte Neutronenverluste) für hohe Energien recht klein sind. Der Abbrand kann bei schnellen Reaktoren rund fünfmal so hoch sein, wodurch sich eine Wiederaufbereitung wesentlich vereinfacht und nicht so oft geschehen muß (Kosten).

Warum Natrium als Kühlmittel?

Wenn man einen schnellen Reaktor bauen will, muß man ein Kühlmittel verwenden, das Neutronen praktisch nicht abbremst. In diesem Sinne, kommen praktisch nur drei Stoffe in Frage: Natrium, Blei und Helium. Natrium besitzt in allen relevanten Eigenschaften klare Vorteile, sodaß es nicht verwunderlich ist, daß praktisch alle schnellen Reaktoren (über 20 in 8 Ländern) mit Natrium gekühlt wurden. Einzige Ausnahme bilden die sieben Blei-Wismut-Reaktoren der U-Boote der Alpha-Klasse in der Sowjetunion. Sie sind gerade an den Eigenschaften des Blei gescheitert (hohe Schmelztemperatur, die eine ständige Beheizung erfordert; große Korrosionsprobleme; hohe Pumpleistung; starke Aktivierung durch die Bildung von Po210. Je eingehender man sich mit Kühlmitteln beschäftigt, gibt es für ein Kernkraftwerk (zur reinen Stromerzeugung) lediglich zwei optimale Kühlmittel: Wasser für thermische und Natrium für schnelle Reaktoren.

Natrium ist wegen seines elektrischen Widerstandes hervorragend für den Bau von elektromagnetischen Pumpen ohne bewegliche Teile und damit ohne Dichtungsprobleme geeignet.

Bei Natrium braucht man immer einen zusätzlichen Zwischenkreislauf. Der Neutronenfluß bildet Na24, welches ein harter γ.-Strahler ist. Das primäre Natrium muß deshalb gut abgeschirmt werden. Außerdem besteht bei Leckagen im Dampferzeuger die Gefahr der Wasserstofferzeugung und der Bildung von NaOH. Wasserstoff ist ein guter Moderator, der zu einer Beschädigung des Kerns durch einen Reaktivitätssprung führen könnte.

Die Gefahr von Natriumbränden wird meist überschätzt. Natrium hat eine hohe Verdampfungswärme bei hoher Verdampfungstemperatur. Dies führt zu einer geringen Verdampfungsrate während der Verbrennung – dem Feuer mangelt es an Nahrung. Die Verbrennung von Natrium in Luft setzt nur etwa ein Viertel der Energie, wie Benzin frei. Bei dem klassischen Brandversuch in einer offenen Wanne, bilden sich nur wenige Zentimeter hohe Flammen und in einem Meter über den Flammen herrscht nur eine Temperatur von rund 100 °C. Die bei der Verbrennung entstehenden Na2 O und Na O – Aerosole reagieren in Luft unter Anwesenheit von Wasserdampf und Kohlendioxid weiter zu Na OH und Na2 CO3. Diese Aerosole erfordern anschließend gründliche Reinigungsarbeiten, da sie elektrische Anlagen zerstören können und giftig sind.

Natrium besitzt sehr gute Korrosionsschutzeigenschaften, da es leicht mit Sauerstoff reagiert. Erst oberhalb von 50 ppm besteht für gewisse Stähle eine Korrosionsgefahr im flüssigen Natrium. Dieser Wert ist problemlos über eine Kältefalle (Im Prinzip ein Topf, durch den ein Teilstrom von weniger als 5% des Kreislaufes sehr langsam hindurch strömt) auf 10 bis 25 ppm zu halten. In der Kältefalle kristallisiert das Na2Oa bei unter 200 °C aus.

Warum metallischer Brennstoff?

Metallische Brennstoffe ermöglichen die höchsten Brutraten, da sie vollständig aus spaltbarem und brutfähigen Material bestehen könnten. Sie liefern das härteste Neutronenspektrum, da sie nur aus den schwersten Kernen bestehen. Die Folge ist, daß rund 25% der erzeugten Energie aus der direkten Spaltung von U238. stammen können.

Metalle sind ausgezeichnete Wärmeleiter und vertragen sehr schnelle Temperaturänderungen. Im Gegensatz dazu sind Uranoxide – wie sie in allen Leichtwasserreaktoren verwendet werden – Keramiken, mit bekannt schlechter Wärmeleitung und Sprödigkeit. Sie können im Inneren bereits aufschmelzen, wenn sich ihre Randtemperatur noch kaum geändert hat und können bei schockartiger Abkühlung wie eine Teetasse zerspringen.

Metallische Brennstoffe vertragen sich ausgezeichnet mit dem flüssigen Natrium. Chemische Reaktionen, wie zwischen den Brennstabhüllen aus Zr bei Leichtwasserreaktoren und Wasserdampf gibt es nicht (Wasserstoffexplosionen in Fukushima).

Metallischer Brennstoff schwillt durch die Strahlenbelastung um bis zu 30% an. Die Brennstäbe müssen deshalb sehr viel Raum für Spaltgase besitzen. Der notwendige Anfangsspalt zwischen Hüllrohr und Brennstoff wird mit Natrium als Wärmebrücke ausgefüllt.

Man kann bei Metallen die Eigenschaften durch Legierung gezielt verändern. Plutonium hat eine zu geringe Schmelztemperatur. Der Brennstoff kann mit den Legierungsbestandteilen der Stahlhülle schädliche Eutektika bilden usw. Dies alles, hat in den USA Jahrzehnte Forschung und Entwicklung und den Test von hunderttausenden von Brennstäben erfordert. Als Optimal hat sich eine Brennstofflegierung aus Uran und Plutonium mit etwa 10% Zr in einer Hülle aus austenitischem Stahl herausgestellt.

S wie small

Von Anfang an, stand bei der Entwicklung die geometrische Größe des Reaktors im Vordergrund: Man wollte den kompletten nuklearen Teil in einer Fabrik fertigen und testen und anschließend (möglichst) mit der Eisenbahn zum Standort transportieren. Alle Einbauten, der Kern, die Pumpen, die Zwischen-Wärmeübertrager, die Lademaschine mit dem Zwischenlager und die Regelstäbe werden in einen Topf aus Edelstahl eingebaut und mit dem Deckel gasdicht verschweißt. Diesen Reaktorbehälter umschließt noch ein zweiter Sicherheitsbehälter und die Luftkühlung. All das, wird in einer Fabrik zusammengebaut und getestet und anschließend zur Baustelle transportiert und dort in das örtlich gefertigte Betonsilo eingesetzt. Damit ist die geplante Leistung auf etwa 840 MWth. begrenzt. Durch die Serienfertigung in einer spezialisierten Fabrik verspricht man sich einen bedeutenden Kostenvorteil.

M wie modular

Die Modularität bezieht sich sowohl auf einen Block selbst, wie auch auf ein Kraftwerk:

  • Jeder Block besteht aus dem nuklearen Teil in einem unterirdischen Betonsilo, der oberirdischen Dampferzeuger-Anlage und den konventionellen Stromerzeugungsanlagen.
  • Ein komplettes Kernkraftwerk könnte z. B. eine elektrische Leistung von 1866 MWel haben und müßte dann aus sechs Reaktoren (je 840 MWth) bestehen, die jeweils paarweise auf eine Turbine (je 622 MWel.) wirken und insgesamt drei Turbinen haben. Alle sonstigen Einrichtungen (Werkstatt, Sozialgebäude usw.) würden gemeinsam genutzt. Ein solches Kraftwerk könnte auch eine integrierte Wiederaufbereitungsanlage beinhalten.

Die interne Unterteilung zielt auf eine potentielle Kosteneinsparung ab: Lediglich der Reaktor in seinem Betonsilo müßte dem Sicherheitsstandard „nuclear grade“ entsprechen. Bereits die Dampferzeugungsanlage in ihrem separaten Gebäude sollte – nach Meinung von GE – nur einen „gehobenen Industriestandard“ haben. In wie weit die Genehmigungsbehörden dieser Argumentation folgen werden, ist noch nicht ganz eindeutig zu beantworten.

Die Zusammenfassung von zwei Reaktoren mit Dampferzeuger und einer Turbine zu jeweils einer Einheit, zielt auf eine hohe Verfügbarkeit und einen kostengünstigen Ausbau eines Standortes ab. Sobald eine Einheit fertig ist, kann diese bereits Geld verdienen, während der Ausbau des Kraftwerkes weiter läuft. Die heute übliche Vorfinanzierung der gesamten Summe entfällt. Später, hat das Kraftwerk eine sehr hohe Verfügbarkeit bei guten Wirkungsgraden. Letztendlich muß die Praxis zeigen, welcher Weg der günstigere ist. Rußland beispielsweise, versucht es über möglichst große Blöcke.

Das Sicherheitskonzept

PRISM setzt konsequent auf eine passive oder inhärente Sicherheitstechnik. Der völlige Stromausfall (Station-Blackout) ist kein Problem mehr. Es wird lediglich eine elektrische Leistung von weniger als 200 kW für Instrumentierung, Notbeleuchtung, Rechner und Bildschirme usw. benötigt. Diese kann problemlos über Batterien bereitgestellt werden. Notstromdiesel (als Sicherheitstechnik) sind nicht mehr nötig. Die Nachzerfallswärme wird ausschließlich über eine Luftkühlung mit Naturzug abgeführt. Dazu wird die Wärme über das Reaktorgefäß und den Sicherheitsbehälter an einen umgebenden Luftspalt abgegeben. Die erwärmte Luft steigt über vier Kamine auf. Das System ist so bemessen, daß auch bei erheblichen Verstopfungen (z. B. durch Erdbeben oder Anschläge) oder dem kompletten Ausfall von zwei Kaminen oder einem völligen Verschluß der Zuluftöffnungen die Kühlung stets gewährleistet ist. Selbst bei einem völligen Ausfall von 36 Stunden tritt noch keine Kernschmelze auf. Ein Unfall wie in Fukushima, wäre damit ausgeschlossen.

Der gesamte Reaktor ist elastisch auf Federn und Dämpfern gelagert. Da sich alle Rohrleitungen und Pumpen etc. in dem Reaktorgefäß befinden, ergibt sich ein optimaler Erdbebenschutz. Dies gilt auch für Flugzeugabstürze und sonstige Einwirkungen von außen, da sich der Reaktor in einem unterirdischen Betonsilo befindet. Die Verbindung zum Dampferzeuger besteht aus Vor- und Rücklauf des Natrium-Zwischen-Kreislaufes, die ebenfalls in einem Betongraben verlegt sind. Diese Leitungen sind als Rohr in Rohr Konstruktion ausgeführt, um Natrium-Leckagen zu verhindern.

Der Dampferzeuger ist ebenfalls mit einem Mantel zur Luftführung umgeben. Wenn die eigentliche Kühlung des Kraftwerks ausfällt, kann die Wärme auch darüber abgeführt werden. Dies ist jedoch kein nukleares Sicherheitssystem im engeren Sinne, sondern dient dem Anlagenschutz.

Die Lagerung der Brennelemente

Die Handhabung der Brennelemente verläuft bei diesem Reaktor gänzlich anders als bei Leichtwasserreaktoren. Der Reaktor kann wegen des flüssigen Natriums mit seiner hohen Temperatur und Brandgefahr nicht einfach geöffnet werden. Zuerst wird das Helium als Schutzgas und Ausgleichsraum abgesaugt und durch frisches Gas ersetzt. Damit soll die Gefahr der Freisetzung radioaktiver Gase in den Sicherheitsbehälter vermieden werden. Die fest im Reaktor installierte Lademaschine entnimmt abgebrannte Brennelemente und lagert sie oberhalb des Kerns in ein Lagergestell ein. Anders als bei Leichtwasserreaktoren, verbleiben sie für mindestens 20 weitere Monate zur Abkühlung im Reaktor. Ihre Wärmeentwicklung durch den radioaktiven Zerfall ist dann soweit abgeklungen, daß sie auch ohne spezielle Kühlung keine Temperatur von 400 °C mehr überschreiten können. Dies ist für ihren metallischen Kern und die Hüllrohre aus Stahl kein Problem. Ein Brennelemente-Lagerbecken ist nicht nötig.

Ein vollautomatisches Transportfahrzeug dockt an den Reaktordeckel an, entnimmt die zu entladenden Brennelemente und fährt sie anschließend zum zentralen Lagergebäude.

All das, geschieht vollautomatisch und unter Schutzgas. Trotzdem ist ein Auslegungsstörfall der Brand des Natriums im Reaktor. Der Sicherheitsbehälter oberhalb des Reaktors ist so bemessen, daß er die freigesetzte Energie und die Temperaturen aushält. Automatische Löschanlagen mit Schutzgasen sind vorhanden.

Die Auslegungsstörfälle

Schnelle Reaktoren (SR) und Leichtwasserreaktoren (LWR) unterscheiden sich stark in ihrem Unfallverhalten. LWR stehen unter hohem Druck und werden nahe dem Verdampfungspunkt betrieben. Schon bei einem relativ kleinem Leck baut sich der Druck stark ab und das „Kühlwasser“ verdampft. Die Temperatur im Kern steigt damit steil an und nähert sich schnell den Grenzwerten. Gelingt es nicht, das Kühlwasser schnell zu ersetzen, wird der Kern zerstört (Unfall in Harrisburg). Auch nach erfolgreicher Abschaltung, kann die Nachzerfallswärme noch zur Kernschmelze führen (Unfall in Fukushima). Es kommt im weiteren Verlauf dann zur Reaktion zwischen Wasserdampf und den Brennstabhüllen mit starker Wasserstoffproduktion (zerstörende Explosionen in Fukushima).

Bei einem SR sieht der Ablauf gänzlich anders aus. Die Kombination aus metallischem Brennstoff, Brennstabhüllen aus Edelstahl und Natrium als Kühlmittel ergibt eine sehr gute Wärmeübertragung mit hoher Temperaturbeständigkeit. Chemische Reaktionen zwischen den Unfallbeteiligten sind praktisch nicht vorhanden. Mit anderen Worten: Es wird recht schnell und gleichmäßig heißer im Reaktor. Wegen der hohen Verdampfungstemperatur kann es deutlich heißer werden, ohne daß sich wesentliches ändert. Bei einem LWR reicht selbst die Nachzerfallswärme aus, den Kern zum Schmelzen zu bringen, wenn er nicht mehr mit flüssigem Wasser bedeckt ist. Bei einem SR führt die starke Temperaturerhöhung lediglich zu einem neuen Gleichgewicht zwischen „Notkühlluft“ und Reaktorgefäß. Die neue Gleichgewichtstemperatur ist so bemessen, daß sie sich noch weit von Materialgrenzwerten entfernt einstellt. Der Reaktor ist „inhärent sicher“.

Bei jedem Reaktor führen gewisse Grenzwerte zur sofortigen und automatischen Abschaltung. Beim PRISM fallen zu diesem Zweck sechs Regelstäbe in den Kern ein. Die Kettenreaktion wird dadurch in Sekundenbruchteilen unterbrochen. Zur dauerhaften Abschaltung gibt es noch ein zweites System, das Kugeln aus Borkarbid in den Kern einführt. Insofern unterscheiden sich LWR und SR kaum.

Man geht aber beim PRISM-Reaktor noch einen Schritt weiter, in dem man sich den starken Temperaturanstieg nutzbar macht. Dieser führt zu einer Reihe von Auswirkungen, die neutronenphysikalisch wirken (Dopplereffekt, Dichteänderung des Natrium, Axiale und radiale Ausdehnungen des Brennstoffs, usw.). Wichtig ist die konstruktive Gestaltung, damit der Temperaturkoeffizient der Reaktivität immer negativ bleibt (In Tschernobyl war er positiv!). In Alltagssprache: Je heißer der Reaktor wird, um so schneller bricht die Kettenreaktion von selbst zusammen. Wird die Kühlung – aus welchen Gründen auch immer – unterbrochen, schaltet sich der Reaktor von selbst ab. Er ist also auch im Betrieb „inhärent sicher“.

Der Ausfall der Umwälzpumpen im Reaktor (vier Stück) kann zu einer lokalen Überhitzung führen, die örtlich sogar zu einem Verdampfen des Natriums führen könnte. Dadurch könnte der Neutronenfluß lokal weiter ansteigen und Teile des Kerns beschädigen. Ursache sind die elektromagnetischen Pumpen, die keine rotierenden Massen haben und somit sofort ausfallen, wenn der Strom weg ist (Station-Blackout). Sie werden deshalb mit Synchronmotoren, mit extra großen Schwungmassen, parallel betrieben. Die Synchronmaschinen erzeugen im Normalbetrieb Blindleistung und schalten bei Stromausfall automatisch in den Generatorbetrieb um. So entsteht ein mehrere Minuten dauernder Auslauf der Pumpen, der lokale Überhitzungen verhindert und sanft in einen Naturumlauf überführt.

Versagt auch dieses System, werden die Gasraum-Ausdehner wirksam. Sie funktionieren nach dem Prinzip eines umgedrehten Glas im Spülbecken: Je weiter man es eintaucht, um so kleiner wird das Luftpolster infolge des steigenden Wasserdrucks. Im PRISM spielt nun der Pumpendruck auf das Natrium mit einem Gaspolster aus Argon zusammen. So wie der durch die Pumpen erzeugte Druckanstieg kleiner wird, dehnt sich das Argonpolster aus. Da das Gas eine wesentlich geringere Dichte als das flüssige Natrium hat, kann es auch weniger Neutronen in den Kern zurück streuen. Der Ausfluß erhöht sich und die Kettenreaktion bricht zusammen. Ein weiteres, völlig passives, Sicherheitssystem.

Natriumbrand im Dampferzeuger

Ein spezielles Sicherheitsproblem ist die Reaktion zwischen Wasser und Natrium. Bei ihr wird neben Energie auch Wasserstoff frei bzw. es entstehen Reaktionsprodukte, die Wasserstoff enthalten. Daraus ergeben sich folgende Ansprüche:

  • Der Dampferzeuger sollte in einem separaten Gebäude – streng getrennt vom Reaktor – stehen. Da es nur hier eine Schnittstelle zwischen Wasser und Natrium gibt, können alle Auswirkungen besser beherrscht und lokal begrenzt werden.
  • Es sollte eine Isolierung zwischen Dampferzeuger und Reaktorteil geben, um Rückwirkungen auf die Wärmetauscher im Reaktor zu verhindern.
  • Es müssen ausreichend große Abblasetanks vorhanden sein, um Natrium und Wasser möglichst schnell voneinander zu trennen, damit die Brandlasten klein bleiben. Entstandener Wasserstoff muß rekombiniert bzw. sicher abgeleitet werden, um Explosionen zu verhindern (nicht wie in Fukushima, auch noch benachbarte Gebäude zerstören.)

Der Dampferzeuger des PRISM ist ein schlanker, aufrecht stehender Behälter. Er ist nicht vollständig mit Natrium gefüllt, sondern besitzt oben einen mit Argon gefüllten Raum. Dieses Gaspolster, kann bei Störfällen etwaige Druckwellen bereits erheblich mindern. In dieses Natriumbad tauchen, zu einer Spirale gewickelte Rohre ein. In diesen strömt das Wasser und verdampft. Würde ein Rohr undicht werden, strömt Wasser bzw. Dampf unter hohem Druck in das Natrium ein und reagiert dort sofort. Die zusätzliche Energieproduktion kann zu einem Temperaturanstieg im Dampferzeuger führen. Wichtigste Gegenmaßnahme ist nun die Absperrung sowohl der Wasser- und Dampfleitungen wie auch der Natriumleitungen. Dabei sind kleine Leckagen kein Problem, da sie ein langsames Abfahren der Anlage ermöglichen.

Kommt es hingegen zu massiven Wassereinbrüchen, kann es zu einer stärkeren Temperaturerhöhung und einem steilen Druckanstieg führen. Wichtigstes Ziel ist nun, die Druckspitze zu begrenzen und die Druckwelle möglichst von den Zwischenwärmetauschern im Reaktor fern zu halten. Zur Dämpfung dient bereits das Gaspolster im Dampferzeuger. Wird der vorgesehene Druck überschritten, bersten zwei Scheiben in der Verbindungsleitung zum Abblasetank. Der Abblasetank trennt die Gase (insbesondere den entstandenen Wasserdampf) vom flüssigen Natrium. Das Natrium strömt dann weiter in Reservetanks. Bereits gebildeter Wasserstoff wird rekombiniert, um etwaige Explosionen zu vermeiden. Die Restwärme wird über die Außenluft abgeführt.

Unmittelbar hinter dem Sicherheitsbehälter des Reaktorgebäudes befinden sich Isolierventile, die sofort und automatisch schließen. Dadurch wird verhindert, daß überhaupt Reaktionsprodukte zum Reaktor gelangen können.

Schlußbetrachtung

Es gibt international viel Erfahrung aus einigen hundert Betriebsjahren mit natriumgekühlten schnellen Reaktoren. Allein in den USA ist der EBR II über 30 Jahre erfolgreich gelaufen. Man hat in ihm über 100000 Brennelemente getestet und umfangreiche Experimente der Sicherheitssysteme durchgeführt. Mehrfach wurde bei voller Leistung die Wärmesenke einfach abgestellt, um beispielsweise die Richtigkeit der Rechenprogramme zu überprüfen. Die Entwicklung ist seit dem – wenn auch stark reduziert – kontinuierlich weitergeführt worden. Bereits 1994 wurde das eingereichte Konzept von der NRC in einem 400seitigen Abschlussbericht positiv beurteilt. Seit dem, könnte eigentlich ein Kraftwerk als Demonstrationsanlge gebaut werden – wenn der politische Wille vorhanden wäre. Ob auch hier wieder China voranschreiten wird oder kann Europa (GB) noch den Anschluß halten?

Ausblick

Der zweite Teil wird sich mit der Wiederaufbereitung und der Herstellung der metallischen Brennelemente beschäftigen.

Reaktortypen in Europa – Teil5, ESBWR

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

Geschichte

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

Anforderungen

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

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

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

Der Naturumlauf

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

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

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

Der Rechenaufwand

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

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

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

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

Die Notkühlung

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

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

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

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

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

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

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

Der „Supergau“

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

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

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

Leistungsregelung

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

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

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

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

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

Ausblick

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

Reaktortypen in Europa – 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.

SMR Teil 2 – Leichtwasserreaktoren

Leichtwasserreaktoren haben in den letzten zwanzig Jahren täglich mehr Energie produziert, als Saudi Arabien Öl fördert. Sie sind die Arbeitspferde der Energieversorger. Kein anders Reaktorkonzept konnte bisher dagegen antreten.

Sieger der ersten Runde des Förderungsprogramm des Department of Energy (DoE) war Babcock & Wilcox (B&W) mit seinem mPower Konzept, zusammen mit Bechtel und Tennessee Valley Authority. Sicherlich kein Zufall, sind doch (fast) alle kommerziellen Reaktoren Leichtwasserreaktoren und B&W ist der Hoflieferant der US-Navy – hat also jahrzehntelange Erfahrung im Bau kleiner Druckwasserreaktoren.

Die Gruppe der kleinen Druckwasserreaktoren

Bei konventionellen Druckwasserreaktoren sind um das „nukleare Herz“, dem Reaktordruckgefäß, die Dampferzeuger (2 bis 4 Stück), der Druckhalter und die Hauptkühlmittelpumpen in einer Ebene gruppiert. Diese Baugruppen sind alle mit dem eigentlichen Reaktor durch dicke und kompliziert geformte Rohrleitungen verbunden. Eine solche Konstruktion erfordert langwierige und kostspielige Montagearbeiten unter den erschwerten Bedingungen einer Baustelle. Die vielen Rohrleitungen bleiben für die gesamte Lebensdauer des Kraftwerks „Schwachstellen“, die regelmäßig gewartet und geprüft werden müssen. Der gesamte Raum muß in einem Containment (Stahlbehälter aus zentimeterdicken Platten) und einer Stahlbetonhülle (meterdick, z. B. gegen Flugzeugabstürze) eingeschlossen werden.

Bei einem Small Modular Reaktor (SMR) stapelt man alle erforderlichen Komponenten vertikal übereinander und packt sie alle zusammen in einen Druckbehälter. Dadurch entfallen die vielen Rohrleitungen und Ventile zu ihrer Verbindung. Was es gar nicht gibt, kann auch nicht kaputt gehen. Der „größte – im Sinne eines Auslegungskriteriums – anzunehmende Unfall“ (GAU, oft zitiert und kaum verstanden), der Verlust des Kühlmittels, wird weniger wahrscheinlich und läßt sich einfacher bekämpfen. Allerdings sind bei dieser „integrierten Bauweise“ die Größen der einzelnen Komponenten begrenzt, will man noch eine transportierbare Gesamteinheit haben. Will man ein Kraftwerk mit heute üblicher Leistung bauen, muß man daher mehrere solcher Einheiten „modular“ an einem Standort errichten.

Geht man von diesem Konstruktionsprinzip aus, erhält man ein röhrenförmiges (kleiner Durchmesser, große Länge) Gebilde. Die Länge – als Bauhöhe umgesetzt – läßt sich hervorragend für passive Sicherheitskonzepte nutzen. Die schlanke Bauweise erlaubt es, den kompletten Reaktor in eine Grube zu versenken: Durch die unterirdische Bauweise hat man einen hervorragenden Schutz gegen alle Einwirkungen von außen (EVA) gewonnen.

Das Grundprinzip der Anordnung übereinander, eint diese Gruppe. Gleichwohl, sind im Detail eine Menge Variationen möglich und vielleicht sogar nötig. So meldete allein nuSkale diesen Monat voller Stolz, daß sie über 100 verschiedene Patente in 17 Ländern für ihren Reaktor angemeldet haben. Inzwischen dürften die SMR-Patente in die Tausende gehen. Nach einer sterbenden Industrie sieht das jedenfalls nicht aus.

Das mPower Konzept

Das „Nuclear Steam Supply System“ (NSSS) von Babcock & Wilcox (B&W) ist besonders schlank geraten: Es hat eine Höhe von über 25 m bei einem Durchmesser von 4 m und wiegt 570 (ohne Brennstoff) bzw. 650 to (mit Brennstoff). Damit soll es in den USA noch auf dem Schienenweg transportierbar sein. Seine Wärmeleistung beträgt 530 MWth und seine elektrische Leistung 155 MWel (mit Luftkondensator) oder 180 MWel bei Wasserkühlung. Ein komplettes Kraftwerk mit zwei Blöcken und allen erforderlichen Hilfs- und Nebenanlagen (300 – 360 MWel) soll einen Flächenbedarf von etwa 16 ha haben. Damit ist die Hauptstoßrichtung klar: Der Ersatz bestehender, alter Kohlekraftwerke.

Das Core besteht aus 69 Brennelementen mit 2413 mm aktiver Länge in klassischer 17 x 17 Anordnung bei einer Anreicherung von weniger als 5 % U235.. Hierbei zielt man auf die kostengünstige Weiterverwendung handelsüblicher Brennelemente für Druckwasserreaktoren ab. Bei diesem kleinen Reaktor kann man damit Laufzeiten von rund 4 Jahren zwischen den Nachladungen erreichen. Durch die Doppelblockbauweise ergibt sich somit eine extrem hohe Arbeitsausnutzung von (erwartet) über 95%. Das integrierte Brennelementelagerbecken kann Brennelemente aus 20 Betriebsjahren aufnehmen.

Die Turmbauweise erlaubt vollständig passive Sicherheitseinrichtungen, wodurch ein Unglück wie in Fukushima (völliger Stromausfall) von vornherein ausgeschlossen ist. Die Brennelemente sitzen ganz unten im Druckbehälter. Darüber kommt die gesamte Steuereinheit (Regelstäbe und ihre Antriebe) und darüber die Dampferzeuger. Ganz oben sitzen die acht Umwälzpumpen und der Druckhalter. Bei einem Stromausfall würden die Regelstäbe sofort und vollautomatisch durch die Schwerkraft in den Reaktorkern fallen und diesen abschalten. Die – im ersten Moment noch sehr hohe – Nachzerfallswärme erwärmt das Kühlwasser weiter und treibt durch den entstehenden Dichteunterschied das Kühlwasser durch den inneren Kamin nach oben. In den höher gelegenen Dampferzeugern kühlt es sich ab und sinkt im Außenraum des Reaktorbehälters wieder nach unten: Ein Naturumlauf entsteht, der für die sichere und automatische Abfuhr der Restwärme sorgt.

Als „Notstrom“ werden nur entsprechende Batterien für die Instrumentierung und Beleuchtung etc. vorgehalten. Große Notstromaggregate mit Schalt- und Hilfsanlagen werden nicht benötigt. Auch hier gilt wieder: Was es gar nicht gibt, kann im Ernstfall auch nicht versagen!

Westinghouse SMR (NextStart Alliance)

Westinghouse hat den ersten Druckwasserreaktor überhaupt entwickelt (Nautilus Atom-U-Boot 1954), das erste kommerzielle Kernkraftwerk (Shippingport 1957) gebaut und ist bei fast allen (westlichen) Druckwasserreaktoren Lizenzgeber. Es ist also nicht überraschend, wenn der Marktführer auch in diesem Segment dabei ist. Die NextStart SMR Alliance ist ein Zusammenschluss mehrerer Energieversorger und Gemeinden, die bis zu fünf Reaktoren im Ameren Missouri’s Callaway Energy Center errichten will.

Der Westinghouse SMR soll eine Leistung von 800 MWth und mindestens 225 MWel haben. Er unterscheidet sich von seinem Konstruktionsprinzip nicht wesentlich vom vorher beschriebenen B&W „Kleinreaktor“. Seine Zykluszeit soll 24 Monate betragen (bei Verwendung der Brennelemente des AP1000). Seine Lastfolgegeschwindigkeit im Bereich von 20 bis 100% Auslegungsleistung beträgt 5% pro Minute. Der Reaktor kann selbstregelnd Lastsprünge von 10 % mit einer Rate von 2% pro Minute dauerhaft ausregeln. Das alte Propagandamärchen der „Atomkraftgegner“ von den „unflexiblen AKW’s“ trifft auch bei diesen Reaktortypen nicht zu. Im Gegenteil dreht Westinghouse den Spieß werbewirksam um und offeriert diesen Reaktor als (immer notwendiges) Backup für Windkraft- und Solaranlagen zur CO2 – freien Stromversorgung.

Westinghouse integriert in das Containment noch einen zusätzlichen Wasservorrat und bekämpft auch noch passiv einen völligen Verlust des Kühlwasserkreislaufes. Damit dieser Störfall eintreten kann, müßte das Druckgefäß des SMR zerstört worden sein. In diesem Fall könnte das Wasser auslaufen und würde sich im Sumpf des Containment sammeln. Damit jeder Zeit der Kern des Reaktors mit Wasser bedeckt bleibt (und nicht wie in Fukushima und Harrisburg teilweise und zeitweise trocken fallen kann), wird automatisch Wasser aus den Speichern im Containment zusätzlich hinzugefügt. Alle Systeme sind so bemessen, daß sich der Reaktor auch nach einem schweren Unglück selbst in einen sicheren Zustand versetzt und mindestens für die folgenden 7 Tage keines menschlichen Eingriffs bedarf.

Wenn nur der Strom total ausfällt, aber das Reaktordruckgefäß nicht geplatzt ist, funktioniert die passive Notkühlung in drei gestaffelten Ebenen. Solange der normale Kühlkreislauf (Kühlturm oder Kühlwasser) noch Wasser enthält, wird über diesen durch Verdunstung die Nachzerfallswärme abgeführt. Versagt dieser sekundäre Kreislauf des Kraftwerks, tritt die innere Notkühlung in Kraft. Das kalte und borierte Wasser in den Nottanks strömt in den Reaktor. Gleichzeitig kann das heiße Wasser den Reaktor verlassen und in die Notkühlbehälter zurückströmen – es entsteht ein Naturumlauf. Damit das Wasser in den Notkühlbehältern auch weiterhin „kalt“ bleibt, besitzt jeder dieser Behälter im oberen Teil einen Wärmeübertrager. Diese Wärmeübertrager sind außerhalb des Containment mit „offenen Schwimmbecken“ verbunden, die durch Verdunstung die Energie an die Umwelt abgeben können. Bricht auch dieser Kühlkreislauf in sich zusammen, kann die Wärme immer noch durch Verdampfung des Wassers im Sumpf des Containment und durch anschließende Kondensation an der Oberfläche des Containment abgeführt werden.

Ausdrücklich wird der Markt für diesen Reaktortyp auch in der Fernwärmeversorgung und zur Meerwasserentsalzung gesehen. Peking hat z. B. viele Kohleheizwerke, die stark zur unerträglichen Luftverschmutzung beitragen. Es ist also kein Zufall, daß bereits Kooperationsverhandlungen laufen.

NuScale

Diese Variante ist aus einem durch das U.S. Department of Energy (USDOE) geförderten Forschungsprojekt am Idaho National Environment & Engineering Laboratory (INEEL) und der Oregon State University (OSU) hervorgegangen. Im Jahre 2008 hat dieses „Startup“ einen Genehmigungsantrag bei der US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) für einen 45 MWel. Reaktor gestellt. Im Jahr 2011 ist das Unternehmen praktisch vollständig von FLUOR übernommen worden. Es besteht zudem eine sehr enge Verbindung mit Rolls-Royce.

Das NuScale Modul hat nur eine thermische Leistung von 160 MWth und eine elektrische Leistung von mindestens 45 MWel.. Bei einem Durchmesser von 4,5 m, einer Höhe von 24 m und einem Gewicht von 650 to ist es aber fast genau so groß, wie die beiden schon vorgestellten SMR. Die geringe Energiedichte führt zu einer starken Vereinfachung. Das Unternehmen gibt die spezifischen Investitionskosten mit weniger als 5.000 $/kW an.

Bei dem Konzept handelt es sich um einen Zwitter aus Siedewasser- und Druckwasserreaktor. So etwas ähnliches gab es auch schon in Deutschland, unter der Bezeichnung FDR, als Antrieb der Otto Hahn. Dieses Konzept hat sich schon damals als sehr robust und gutmütig erwiesen. Der NuSkale SMR kommt völlig ohne Umwälzpumpen aus. Man nimmt im Reaktorkern einen etwas höheren (als bei einem reinen Druckwasserreaktor üblichen) Dampfanteil in Kauf, bekommt dafür aber einen großen Dichteunterschied (bezogen auf das „kalte“ Eintrittswasser), der hervorragend einen Naturumlauf anregt. Allerdings erzeugt man keinen Dampf, den man direkt auf die Turbine gibt (wie bei einem Siedewasserreaktor), sondern „beheizt“ damit nur die zwei in dem Reaktordruckgefäß integrierten Dampferzeuger. Man hat also wie bei einem konventionellen Druckwasserreaktor einen physikalisch voneinander getrennten Primär- (durch den Reaktorkern) und Sekundärkreislauf (über die Turbine).

Das NuScale-Konzept bricht radikal mit einigen Gewohnheiten:

  • Man geht von bis zu zwölf Reaktoren aus, die zu einem Kraftwerk mit dann mindestens 540 MWel. zusammengefaßt werden Sie sollen in zwei Reihen zu sechs Reaktoren in einem „unterirdischen Schwimmbecken“ angeordnet werden. Bei einem Ladezyklus von 24 Monaten, könnte somit alle zwei Monate ein Brennelementewechsel erfolgen. Bei einem zusätzlichen „Reservemodul“ könnte das Kraftwerk nahezu mit 100 % Arbeitsausnutzung durchlaufen. Die „Auszeit“ eines konventionellen Kernkraftwerk entfällt. Ebenso wird die Personalspitze(üblicherweise mehr als 1000 Leute beim Brennelementewechsel) vermieden. Der Brennelementewechsel mit seinen Wiederholungsprüfungen wird zu einem stetigen „Wartungsprozess“ umgestaltet. Dies kann zu beträchtlichen Kosteneinsparungen führen.
  • Durch den Verzicht von Umwälzpumpen wird die Konstruktion noch einmal stark vereinfacht.
  • Durch die Aufstellung in einem „großen Schwimmbecken“ sind die Reaktoren vor Erdbeben und Druckwellen praktisch vollkommen geschützt. Überflutungen (Fukushima) sind kein Sicherheitsrisiko mehr, da ja die Reaktoren ohnehin ständig im Wasser stehen.
  • Die Reaktoren verzichten vollständig auf Wechselstrom (Fukushima) und benutzen lediglich passive Sicherheits- und Kühlsysteme. Elektrische Energie ist nur für die Instrumentierung und Beleuchtung notwendig. Relativ kleine Batterien sind hierfür ausreichend. Der Batterie- und Kontrollraum befindet sich im unterirdischen Teil des Kraftwerks.
  • Selbst wenn es zu einer Beschädigung des Reaktorkerns kommen würde (Fukushima), würden radioaktive Stoffe im Schwimmbecken und Reaktorgebäude zurückgehalten werden. Außerdem beträgt das radioaktive Inventar in jedem Modul weniger als 5% eines konventionellen Reaktors. Somit ist auch die bei einem Unfall abzuführende Restwärme entsprechend klein.
  • Im Containment herrscht Vakuum. Eine Bildung explosiver Gase (Fukushima) ist somit ausgeschlossen. Es wirkt wie eine Thermosflasche. Zusätzliche Isolierungen sind nicht erforderlich. Andererseits würde es bei einer Zerstörung des eigentlichen Druckbehälters, den entweichenden Dampf aufnehmen und eine „Wärmebrücke“ zum umgebenden Wasser herstellen.

Die überragende sicherheitstechnische Philosophie dieses Konzeptes ist, daß sich auch nach schwersten Zerstörungen (z. B. Tsunami in Fukushima) der Reaktor ohne menschliche Eingriffe selbsttätig in einen sicheren Zustand überführt und dort ohne jeden (nötigen) Eingriff ewig verbleibt! Dies mag noch einmal an der „Notkühlung“ verdeutlicht werden: Wenn die äußere Wärmesenke entfällt (Ausfall der Kühlwasserpumpen in Fukushima durch den Tsunami), alle Stromquellen ausfallen (Zerstörung der Schaltanlagen und Notstromaggregate durch die Flutwelle in Fukushima), dient das „Schwimmbecken“ zur Aufnahme der Nachzerfallswärme. Es ist so bemessen, daß sein Wasserinhalt durch Erwärmung und Verdunstung den Reaktorkern sicher kühlt. Selbst, wenn man kein Wasser nachfüllen würde, wäre es erst nach etwa einem Monat leer. Dann aber, ist die Nachzerfallswärme bereits so stark abgeklungen (< 400 kW pro Modul), daß die „Luftkühlung“ in dem nun leeren Wasserbecken, sicher ausreichen würde.

Das Brennelementelagerbecken ist zur Aufnahme von 15 Betriebsjahren ausgelegt. Es befindet sich ebenfalls im unterirdischen Teil und kann für mindestens 30 Tage ohne zusätzliches Wasser auskommen (Fukushima). Es besteht aus einem Edelstahlbecken in einer Stahlbetonwanne. Stahlbecken und Betonwanne sind seismisch von einander isoliert, sodaß auch schwerste Erdbeben praktisch wirkungslos für die gelagerten Brennelemente sind.

Die NuScale Konstruktion ist ein schönes Beispiel, wie man Jahrzehnte alte Entwürfe der Leichtwasserreaktoren noch einmal ganz neu durchdenken kann. Es ist der radikalste Ansatz unter den zur Genehmigung eingereichten Konzepten. Die Wahrscheinlichkeit für eine schwere Beschädigung des Reaktorkerns mit teilweiser Kernschmelze – wie in Harrisburg und Fukushima geschehen – verringert sich auf unter ein Ereignis in zehn Millionen Betriebsjahren. Selbst wenn es eintreten würde, wären die Auswirkungen auf die Umwelt noch geringer. Es wird bereits diskutiert, ob bei diesem Reaktortyp überhaupt noch eine „Sicherheitszone“ mit potentieller Evakuierung der Anwohner, erforderlich ist. Jedenfalls gibt es in USA bereits ein reges Interesse zahlreicher Gemeinden und Städte zur dezentralen, kostengünstigen, umweltschonenden und krisensicheren (Wirbelstürme, Tornados, etc.) Versorgung mit Strom und Fernwärme.

Holtec international

Einem klassischen Reaktor noch am ähnlichsten, ist das von Holtec im Jahre 2012 eingereichte Konzept des „Holtec Inherently-Safe Modular Reactor“ (HI-SMUR) mit einer geplanten Leistung von 145 MWel.. Er besteht aus den klassischen drei Baugruppen: Reaktor, Dampferzeuger und Druckhalter. Der Druckbehälter ist ein fast 32 m langes Gebilde, welches in einer brunnenförmigen Grube versenkt ist. Es ist mit den Dampferzeugern entweder durch ein „Rohrstück“ (senkrechte Variante) verbunden oder die waagerechten Dampferzeuger sind direkt angeschweißt. Liegende Dampferzeuger sind nur bei russischen Konstruktionen gebräuchlich. Werden stehende Dampferzeuger verwendet, baut dieser Typ oberirdisch noch einmal 28 m hoch.

Der Entwurf ist sehr eigenwillig. Man hat ursprünglich waagerechte Dampferzeuger mit separater Überhitzung vorgesehen. Angeblich kann man durch eine angestrebte Überhitzung auf handelsübliche Industrieturbinen zurückgreifen. Man verzichtet auf Umwälzpumpen, bei gleichzeitig großem Abstand vom Siedezustand. Man ist deshalb auf eine sehr große Temperaturspreizung (TE = 177 °C und TA = 302 °C bei p = 155 bar) angewiesen. Eine regenerative Speisewasservorwärmung ist praktisch ausgeschlossen. Das ganze ähnelt eher einer Dampflokomotive, als einem modernen Kraftwerk.

Das Brennstoffkonzept ist auch etwas ungewöhnlich. Es ist keine Borierung zur Kompensation der Überschußreaktivität vorgesehen. Das heißt, es muß alles über abbrennbare Gifte (Gd und Er) geschehen. Der gesamte Brennstoff soll sich in einer Kartusche aus nur 32 Brennelementen befinden. Bei einem so kleinen Core dürfte der Neutronenfluß nur sehr schwer in den Griff zu bekommen sein bzw. jeder Brennstab müßte eine individuelle Anreicherung erhalten. Man will die Kassette nach 100 h (Nachzerfallswärme) in einem Stück auswechseln. Ein Brennelementewechsel soll so weniger als eine Woche dauern. Gleichwohl, soll die Zykluszeit 42 Monate betragen. Wenn sich nicht einige revolutionäre Erfindungen dahinter verbergen, die bisher noch nicht öffentlich zugänglich sind, dürfte eher der Wunsch der Vater sein.

Bisher kooperiert Holtec mit Shaw und Areva. Ein Prototyp wäre auf der Savannah River Site des DoE’s geplant. Die Bauzeit wird mit nur 2 Jahren, bei Kosten von nur 675 Millionen US-Dollar angegeben. Man wird sehen.

Carem

Anfang Dezember 2013 wurde der Auftrag für das Reaktordruckgefäß des „Central Argentina de Elementos Modulares“ CAREM-Reaktor erteilt. Es handelt sich dabei um ein 200 to schweres, 11 m hohes Gefäß mit einem Durchmesser von 3,5 m. Es ist für den Prototyp eines argentinischen SMR mit einer Leistung von 25 MWel gedacht. Später soll dieser Reaktor eine Leistung von 100 bis 200 MWel. erreichen. Es handelt sich ebenfalls um eine voll integrierte Bauweise, mit ausschließlich passiven Sicherheitseinrichtungen.

Schwimmender SMR aus Russland

Der staatliche russische Hersteller Rosenergoatom baut in Petersburg eine Barge mit zwei Reaktoren, die nach Chukotka in Sibirien geschleppt werden soll, um dort Bergwerke mit Energie zu versorgen. Die Reaktoren sind eine zivile Abwandlung der KLT-40S Baureihe für Eisbrecher, mit einer Leistung von 35 MWel. Vorteil dieses „Kraftwerks“ ist, daß es auf einer seit Jahren erprobten Technik basiert. Die russische Eisbrecherflotte versieht zuverlässig ihren Dienst im nördlichen Eismeer. Ein nicht zu unterschätzender Vorteil bei der Versorgung entlegener Gegenden.

Sehr Interessant ist das Geschäftsmodell. Eine solche barge wird fix und fertig zum Einsatzort geschleppt. Der Kunde braucht nur für den Stromanschluss an Land zu sorgen. Weitere Investitionen oder Unterhaltskosten fallen für ihn nicht an. Nach drei Jahren wird die barge für einen Brennelementewechsel und notwendige Wiederholungsprüfungen abgeschleppt und durch eine andere barge ersetzt. Da bei einem Kernkraftwerk die Brennstoffkosten ohnehin eine untergeordnete Rolle spielen, kann der Kunde das Kraftwerk für eine pauschale Jahresgebühr mieten. Ob und wieviel Strom er verbraucht, braucht ihn nicht mehr zu kümmern. Eine feste Kalkulationsgrundlage, die für Öl- und Minengesellschaften höchst verlockend ist. Als einzige Hürde in westlichen Regionen erscheint lediglich (noch) das „Made in Russia“. Jedenfalls hat er keine Vorauszahlungen zu leisten, hat keinerlei Reparaturkosten und braucht sich nicht um die Entsorgung des „Atommülls“ zu kümmern. Russland kann seinen „Heimvorteil“ des geschlossenen Brennstoffkreislaufs voll ausspielen.

Parallel hat Russland noch ein größeres Modell mit 300 MWel auf der Basis des VBER-300 PWR Druckwasserreaktors in der Entwicklung.

Abschließender Hinweis

Dieser Artikel kann und soll nur einen Überblick über den Stand der internationalen Entwicklung geben. Wer bis hierhin nicht durch so viel Technik abgeschreckt worden ist, dem empfehle ich, einfach mal die Typen und Hersteller zu googeln. Besonders die Seiten der Hersteller verfügen über zahlreiche Zeichnungen und Animationen. Zwar ausnahmslos in Englisch, aber mit der Grundlage dieses Artikels lassen sie sich hoffentlich auch für nicht Techniker verstehen.

 

Fukushima Block IV

Die Geschichte

Das Kernkraftwerk Fukushima gehörte einst zu den größten Kernkraftwerken weltweit. Es besteht aus zehn Blöcken in zwei Gruppen (Fukushima Dai-ichi mit den Blöcken I1 bis I4 und I5 bis I6 und Fukushima Daini mit den Blöcken II1 bis II4). Beide Einheiten wurden von den selben Erdbeben und dem selben Tsunami im März 2011 getroffen. Warum aber, mit völlig unterschiedlichem Ausgang? Dai-ichi ist Totalschaden, Daini könnte man morgen wieder in Betrieb nehmen – sofern man wollte. Der Hauptgrund ist simpel: Fukushima II ist einige Meter höher gelegen, als Fukushima I. Die gleiche Flutwelle konnte damit nicht so verheerend wirken, wie auf dem Gelände I. Damit ist bereits die erste und wichtigste Erkenntnis gewonnen: Ein Standort muß gegen die – auch hier – bekannten Naturkatastrophen gesichert sein. Ein Verdrängen kann zur Katastrophe führen. Die Statistik ist gnadenlos: Ein Jahrtausendereignis kann schon morgen eintreten. Andererseits ist es wenig hilfreich, einen Tsunami auch in Bayern als potentielle Gefahr zu sehen.

Die zweite wichtige Erkenntnis ergibt sich aus der Anordnung der Blöcke im Kraftwerk Daichi. Dort sind die Blöcke 1 bis 4 praktisch „Wand an Wand“ mit vielen gemeinsamen Gängen und Leitungen gebaut. Die Blöcke 5 und 6 stehen einige hundert Meter weiter entfernt. Auch hier ist die Erkenntnis geradezu trivial: Wenn man Reaktorblöcke unmittelbar nebeneinander baut und sogar miteinander verbindet, besteht die Gefahr, daß sich Ereignisse (Feuer, explosive Gase etc.) wie bei Dominosteinen weiter ausbreiten. Ja, die Problematik geht sogar über das eigentlichen Ereignis hinaus. Die Intervention durch Menschen wird auf lange Zeit durch großräumige Kontamination verhindert. Deutlicher, als im Falle des Reaktors 4, kann man das gar nicht aufzeigen: Der Reaktor 4 war zum Zeitpunkt des Ereignisses gar nicht in Betrieb und vollständig entladen. Es wäre also gar nichts passiert, weder durch die starken Erdstöße noch durch die Flutwelle! Erst das in den anderen Reaktoren entstandene Knallgas wurde ihm zum Verhängnis. Es hat sich über das gemeinsame Lüftungssystem ausgebreitet. Die Explosion brachte das obere Geschoß des Reaktorgebäudes zum Einsturz.

Die Sonderrolle der Blöcke 5 und 6

Die Blöcke 5 und 6 befinden sich einige hundert Meter nördlich von den Blöcken 1 bis 4 auf dem gleichen Gelände. Der Block 5 entspricht den Blöcken 2 bis 4 (Siede­wasser­reaktor BWR/4 (Mark I) mit 760 MWe) und ging zwei Jahre später als Block 3 (ebenfalls von Toshiba) in Betrieb. Bei Block 6 handelt es sich um eine modernere Version (BWR/5 (Mark II) mit 1069 MWe) ebenfalls von Toshiba errichtet und 1979 in Betrieb gegangen.

Im Zusammenhang mit dem Tsunami ist festzustellen, daß diese beiden Reaktoren praktisch nicht beschädigt wurden. Sie befanden sich zum Zeitpunkt des Unglücks gar nicht in Betrieb, sondern waren planmäßig für Wartungsarbeiten abgeschaltet. Beide Reaktoren waren frisch nachgeladen und bereits wieder vollständig verschlossen und zur Wiederinbetriebnahme bereit. Im Block 5 fand während des Unglücks gerade eine Druckprobe statt. Bei Wartungsarbeiten am Aufzug des Schornsteins kam ein Arbeiter durch das Erdbeben zu Tode. Der einzige Tote infolge des schweren Erdbebens und des Tsunami im Kraftwerk; obwohl sich während des Unglücks über 500 Arbeiter auf der Schicht befanden.

Die Flutwelle richtete nicht so schweren Schaden, wie bei den benachbarten vier Reaktoren an. Hauptgrund dürfte gewesen sein, daß das Gelände rund drei Meter höher gelegen ist. Da die Reaktoren während der Naturkatastrophe abgeschaltet waren, war der Eigenstrombedarf kleiner: Es mußte nur die sehr viel geringe Nachzerfallswärme abgeführt werden. Ein Reaktor nach einem Brennelementewechsel, setzt aber nur wenig Wärme frei, da die sehr kurzlebigen (und damit sehr viel Zerfallswärme produzierenden) Elemente bereits während der Zwischenlagerung im Abklingbecken zerfallen sind. Entsprechend gering ist auch die benötigte elektrische Leistung für die Kühlmittelpumpen. Ein entscheidender Unterschied zu der Situation in den Reaktoren 1 bis 3.

Technisch gesehen, könnten die Blöcke 5 und 6 wieder den Betrieb aufnehmen. Derzeit erscheint das aber politisch nicht gewünscht. Eine endgültige Stilllegung erscheint wahrscheinlicher. Es gibt bereits den Vorschlag, diese Reaktoren als „Übungsgelände“ für den komplizierteren Abriss der Ruinen 1 bis 4 zu nutzen.

Der Wert gemeinsamer Baugruppen

Fukushima Daiichi hatte eine elektrische Nettoleistung von 4546 MW. Entsprechend stark und vielfältig waren die Verbindungen mit dem Netz. Trotzdem wurden praktisch alle Leitungen und Schaltanlagen großräumig zerstört: Das Kraftwerk war auf seine Eigenversorgung angewiesen. Da wegen der schweren Erdstöße eine vollautomatische Schnellabschaltung ausgelöst wurde, war auch keine Eigenstromerzeugung mehr möglich. Als einzige Quelle blieben die Notstromdiesel. Die Blöcke 2, 4 und 6 verfügten jeweils über luftgekühlte Notstromdiesel. Allerdings wurden durch die Flutwelle alle Schaltanlagen der Blöcke 1 bis 4 zerstört, sodaß nur noch der Diesel von Block 6 einsatzbereit war. Ihm ist es zu verdanken, daß die Blöcke 5 und 6 planmäßig in einen sicheren Zustand überführt werden konnten. Wären die Diesel und ihre Schaltanlagen gegen Hochwasser gesichert gewesen (hochgestellt oder wasserdichte Gebäude), wäre praktisch nichts passiert!

Da bei diesen älteren Reaktoren, keine passiven Notkühlsysteme vorhanden sind, führt ein (längerer) Ausfall der Stromversorgung zwangsläufig zu einer teilweisen Schmelze von Brennelementen und damit zum Totalschaden. Genau diese passiven Kühleinrichtungen, die kein Eingreifen in den ersten 72 Stunden erforderlich machen, sind der entscheidende Sicherheitsgewinn der sogenannten Generation III+. Auch bei dem Tsunami hätte diese Zeitspanne ausgereicht, um Notstromaggregate von weit entfernt „einzufliegen“. Als Konsequenz der Naturkatastrophe von Fukushima, richtet man nun überall überregionale Zentren mit zusätzlicher Sicherheitstechnik (Pumpen, Notstromaggregate, Werkzeuge etc.) ein. Sie übernehmen die (zusätzliche) Rolle von Feuerwehr-Wachen. Auch bei schweren lokalen Zerstörungen infolge Naturkatastrophen etc. kann dadurch sehr schnell eine Unterstützung mit Material und Fachpersonal erfolgen.

Als besonders gefährlich hat sich die Bauweise „Wand an Wand“ erwiesen. In Deutschland waren solche Entwürfe von Anfang an ausgeschlossen. In Japan – und insbesondere im Ostblock – hat man die Sache offensichtlich etwas anders gesehen. Der Gewinn durch geringere Investitionskosten wurde durch die angebliche, gegenseitige Nutzungsmöglichkeit von Sicherheitseinrichtungen meist noch verklärt. Imposant oder gruselig – je nach Standpunkt des Betrachters – sind die gigantischen Turbinenhallen sowjetischer Kraftwerke. Nach Tschernobyl und Fukushima sind solche Konstruktionen international Geschichte. Ganz nebenbei, ist dies ein Beispiel dafür, daß man die technische Lebensdauer von Kernkraftwerken nicht beliebig ausdehnen sollte. Es gibt durchaus Kraftwerke, die so grundsätzliche Schwachstellen haben, daß man sie besser außer Betrieb nimmt und durch neue (sicherheitstechnisch überlegene) Konstruktionen ersetzt.

Besonders fatal ist es, wenn gemeinsame Lüftungssysteme und Kanäle vorhanden sind. Der Block 4 war zum Zeitpunkt des Unglücks abgeschaltet und vollständig entladen. Ein Unglück wäre praktisch ausgeschlossen gewesen, wenn nicht Wasserstoffgas von außen über das Lüftungssystem in das Gebäude hätte eindringen können. Ein eher klassisches Unglücks-Szenario einer Raffinerie oder einer chemischen Anlage. Block 4 würde heute noch genauso unversehrt dastehen, wie die Blöcke 5 und 6, wenn er nicht über das Lüftungssystem mit seinem „verunglückten Nachbarn“ verbunden gewesen wäre!

Damit wären wir beim zweiten grundsätzlichen Konstruktionsfehler dieses Reaktors. Das Gebäude war vertikal zweigeteilt. Im unteren Teil befand sich der Reaktor mit seinem Sicherheitsbehälter. Dieser Teil war durch dicke Betonwände geschützt. Diese Betonwände dienten primär der Abschirmung von Strahlung. Der obere Teil hingegen, war eine einfache Stahlträger-Konstruktion, die gegen Wind und Wetter mit Blech verkleidet war. Diese „Stahlbau-Halle“ ist durch die (chemische) Wasserstoffexplosion eingestürzt und hat auch alle Krananlagen mit sich gerissen. Ein solches Unglück ist bei Kraftwerken, die gegen Flugzeugabstürze gesichert sind (also bei allen deutschen Reaktoren!) ausgeschlossen, da der erforderliche „Betonpanzer“ natürlich auch gegen inneren Explosionen wirkt. Um es noch mal deutlich zu sagen: Alle modernen Reaktoren (auch heutige russische Anlagen) befinden sich in einem Betonbunker mit meterdicken Stahlbetonwänden, um sie gegen Einwirkungen von Außen („EVA“, Flugzeugabsturz, Terrorismus etc.) zu schützen. Eine solche Konstruktion kann (praktisch) nicht zum Einsturz gebracht werden.

Abbruch von Block 4

Die Beseitigung von Block 4 ist die einfachste Aufgabe der Aufräumarbeiten. Alle Brennelemente haben sich zum Zeitpunkt des Unglücks außerhalb des Reaktors im Brennelementebecken befunden. Räumt man das Brennelementebecken aus, befindet man sich kurz vor dem sog. „gesicherten Einschluß“. Darunter versteht man die Entfernung aller Flüssigkeiten und möglichst aller brennbaren Materialien. Anschließend „mauert“ man die restlichen (strahlenden) Teile ein und läßt die Strahlung erst einmal abklingen. Ein in den USA und Großbritannien vielfach erprobtes und in großem Maßstab angewendetes Verfahren. Das schöne am radioaktiven Zerfall ist ja, daß er immer nur abnimmt. Ganz im Gegenteil z. B. zu Quecksilber oder Asbest, die nie von allein weniger werden. Man muß nur lange genug warten (einige Jahrzehnte), bis die Radioaktivität so weit abgeklungen ist, daß man den restlichen Abriss ohne große Schutzmaßnahmen vornehmen kann. Allerdings wäre es bei der derzeitigen „Gemütslage“ in Japan auch nicht überraschend, wenn man den Abriss unter großem Kostenaufwand „in einem Rutsch“ durchführen würde.

Ein Lagerbecken für Brennelemente ist nichts weiter, als ein großes Schwimmbecken. In Großbritannien gibt es immer noch solche Becken – seit den frühen fünfziger Jahren – als „Freibäder“. Bisher ist nichts passiert. Allerdings ist das starke Algenwachstum und der Staubeintrag ein ständiges Problem: Die Becken verschlammen mit der Zeit immer mehr und die Wartung wird immer aufwendiger. Man ist deshalb von dieser Methode abgekommen. Insofern ist die „Leichtbauhalle“ oberhalb der Reaktoren von Fukushima eher dem damaligen Zeitgeist entsprechend gewesen.

Das Geheimnis solcher Lagerbecken ist ihre Tiefe. Das Wasser dient weniger der Kühlung, als der Abschirmung gegen Strahlung. Man braucht oberhalb der abgestellten Brennelemente noch einen Arbeitsraum und darüber muß noch so viel Wasser vorhanden sein, daß die erforderliche Abschirmung gewährleistet ist. Andererseits ist diese Wassertiefe die ideale „Schutzschicht“ für die am Boden stehenden Brennelemente. Sie hat den Schwung der rein gekrachten Teile (komplette Kranbahn mit Stahlträgern) so weit abgebremst, daß sie letztendlich „sanft“ auf die Brennelemente herabgesunken sind. Die Brennelemente eines Siedewasserreaktors sind auch nicht gerade zerbrechlich, sodaß es wenig Schäden gegeben hat. Diese sind seit Monaten durch Unterwasserkameras genau dokumentiert.

Das Lagerbecken ist eine sehr stabile Konstruktion. Es besteht aus 140 bis 185 cm dicken massiven (ohne Durchbrüche für Rohrleitungen etc.) Stahlbetonwänden und ist komplett mit 6 cm Edelstahl ausgekleidet. Trotzdem hat man es nach der Explosion unterhalb durch eine zusätzliche Stahlkonstruktion verstärkt. Man wollte sicher sein, daß die Statik auch nach dem zusätzlichen Gewicht der Trümmer ausreichend ist. Inzwischen haben Neuberechnungen und umfangreiche Simulationen ergeben, daß es auch ohne Verstärkung schwersten Erdbeben standgehalten hätte. Eine ständige Vermessung zeigt, daß es sich auch durch alle Nachbeben und Taifune nicht bewegt hat.

Der schwierigste und gefährlichste Teil der Arbeit ist bereits erledigt: Das Abräumen des Trümmerhaufens auf dem Reaktor. Um das komplette Reaktorgebäude herum, hat man – weitestgehend ferngesteuert – eine gewaltige Stahlkonstruktion aufgebaut. Diese mußte so stabil sein, daß sie gleichzeitig als Kranbahn für einen Deckenkran und eine komplette Lademaschine dient und eine Schutzhülle für die „Baustelle“ darstellt. Die gesamte Konstruktion steht auf eigenen Fundamenten neben dem ursprünglichen Reaktorgebäude und kragt freitragend über dieses hinweg, um zusätzliche Lasten für die Ruine zu vermeiden. Alles sicher, auch gegen schwerste Erdbeben und Wirbelstürme versteht sich. Eigentlich erstaunlich, daß ausgerechnet aus dem Land der Juristen, Sozialwirte und Lehrer, in dem man nicht einmal mehr einen Flughafen bauen kann, immer so getan wird, als sei Japan mit dem Ereignis von Fukushima total überfordert. Wieviel Jahre und Arbeitskreise es in Deutschland wohl gedauert hätte, bis man sich überhaupt auf eine Vorgehensweise geeinigt hätte? Wahrscheinlich würden die Arbeiten immer noch ruhen, weil wir nicht genug Bischöfe für die unzähligen Ethikkommissionen etc. bereitstellen könnten. Völlig zu recht, hat man mit gewissem Stolz bereits Journalisten an das Lagerbecken gelassen. So viel auch zum Thema Transparenz. Wer je versucht hat, an ein Brennelementebecken eines deutschen Kernkraftwerkes zu treten, weiß wovon ich rede. Strahlenphobie hat viele Ursachen, auch hausgemachte!

Parallel zu den Arbeiten, hat man bereits Transportbehälter angefertigt. Sie ähneln unseren Castoren. Diese werden mit dem Kran aufs Dach gehoben und in das Brennelementebecken zum Umpacken abgesenkt. Nach der Beladung werden sie zur genauen Untersuchung in das vorhandene Zentrallager auf dem Gelände gebracht. Alle Arbeiten finden bei Unterdruck statt, um etwaige Austritte von radioaktiven Gasen und Aerosolen zu verhindern. Dafür hat man in der Ruine eine gigantische „Lüftungs- und Filteranlage“ errichtet. Das Entladen ist nun fast schon eine Routinearbeit, wie in jedem anderen Kernkraftwerk unzählige male ausgeführt.

Sind die Brennelemente wirklich keine Gefahr?

Kurz nach dem Unglück, haben sich „Deutsche Qualitätsmedien“, angefeuert von „Atomexperten“, gegenseitig versucht zu überbieten. Es wurden die wildesten Geschichten von schmelzenden Lagerbecken und einem größeren Schaden als durch die Atombombe von Hiroshima zusammengefaselt. Angst verkauft sich halt gut und war schon immer ein probates Mittel einschlägiger politischer Kreise. Kurz vor der Räumung des Lagerbeckens 4 drehen noch einmal alle Propagandaabteilungen voll auf: Es werden gekonnt Halbwahrheiten miteinander gemischt, bis man die „gefährlichste Situation in der Geschichte der Menschheit“ konstruiert hat. Erstaunlich ist immer wieder, für wie dämlich die ihr Publikum halten.

Ein Brennelementelagerbecken enthält notgedrungen sehr viel Wasser, da die Wasserschicht über den Elementen als Abschirmung der Strahlung dient. Eine Kettenreaktion in einem solchen Becken ist schon aus geometrischen Gründen ausgeschlossen. Es muß daher nur die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Diese nimmt aber innerhalb der ersten Stunden nach dem Abschalten sehr stark ab. Sie ist so gering, daß ein Sieden des Wassers in solch einem Becken ausgeschlossen ist. Das Wasser wird lediglich erwärmt (deutlich unter 100 °C) und kann nur verdunsten, aber nicht „leer kochen“, wie ein Kochtopf auf der Herdplatte. Der vorhandene Kühlwasserkreislauf dient nur dazu, daß im Reaktorgebäude keine unnötig hohe Luftfeuchtigkeit entsteht. Jedenfalls war das viel belächelte Besprühen aus Betonpumpen eher ein Gürtel zum Hosenträger. Es hätte auch gewirkt, wenn das Lagerbecken (Erdbeben, Explosion, reingestürzte Trümmer) undicht geworden wäre. Insofern eine richtige Maßnahme.

Es ist also keine Überraschung, daß die ersten geborgenen Brennelemente „wie neu“ aussehen. Wenn einige der 1533 (1331 benutzte, 202 neue) vorhandnen Elemente undicht oder beschädigt sind, ist auch das kein Beinbruch. Man wird sie zusätzlich in Kassetten verpacken. Auch das ist zig mal geschehen. Anschließend beginnt das große Umpacken auf dem Gelände. Jeder Reaktor hat sein eigenes Abklingbecken. Zusätzlich befindet sich auf dem Kraftwerksgelände ein zentrales Lagerbecken in einem eigenen Gebäude. Dies dient auch bisher schon zur Zwischenlagerung bis zur Wiederaufbereitung. Um dort Platz zu schaffen, baut man nun ein Trockenlager. In diesem werden die „abgekühltesten“ Brennelemente zukünftig gelagert. Wir kennen das in Deutschland aus dem Zwischenlager Gorleben.

Irgendwelche schwerwiegenden Unfälle während der Räumung sind äußerst unwahrscheinlich. Es handelt sich nicht um einen Haufen Mikado-Stäbchen, wie immer wieder von „Atomexperten“ behauptet. Ein Brennelement besteht zwar aus vielen, fingerdicken Stäben, die aber durch Abstandshalter miteinander verbunden sind. Bei einem Siedewasserreaktor ist das Element auch noch von einem stabilen „Blechkasten“ umgeben, um unerwünschte Querströmungen im Reaktor zu verhindern. Da die Fragestellung neuartig war, hat man in Japan inzwischen mit „unbenutzten“ Brennelementen Versuche durchgeführt: Man hat aus einer Höhe von 5 m (!) 100 kg (!) schwere Stahlgewichte auf die Brennelemente fallen lassen. Dies hat zwar zu schweren Verformungen geführt, aber die Brennstäbe haben sich trotzdem nicht einmal geöffnet. Außerdem liegen die Brennelemente nicht einfach im Becken herum. Es gilt die „Bierkastenmethode“: Die Brennelemente werden vorsichtig von oben in stabile Lagergestelle (jeweils 10 Elemente in 3 Reihen) gestellt. Oben guckt nur noch der Henkel des Brennelementes heraus. Der Spalt zwischen Brennelement und Kasten beträgt weniger als 15 mm. Umfallen kann da gar nichts. Ferner sind die Brennelemente durch die Gestelle vor herabfallenden Dingen geschützt. Es gibt nur zwei potentielle Gefahren: Die „Henkel“ sind zu stark beschädigt oder kleinste Trümmerstücke sind in die Spalte zwischen Brennelement und Lagergestell gefallen. Vor jedem Zug werden deshalb die „Henkel“ mit einer extra entwickelten Meßtechnik vermessen. Erscheinen sie nicht mehr sicher genug, müssen andere „Greiftechniken“ angewendet werden. Das Rausziehen geschieht nur sehr langsam (etwa 10 Minuten pro Element) um ein Klemmen oder Verkanten zu verhindern. Werden die Zugkräfte zu groß, wird sofort angehalten.

Das Kapitel der Reaktoren 4, 5 und 6 wird in wenigen Jahren abgeschlossen sein. Schon jetzt geht von diesen „Atomruinen“ kaum noch eine Gefahr aus. Anders verhält es sich mit den Reaktoren 1 bis 3. Wie man aus dem Störfall in Harrisburg weiß, wird noch einige Zeit und viel Arbeit vergehen, bis auch diese drei Ruinen beseitigt sind. Es kann durchaus noch vier Jahrzehnte dauern, wenn die Japaner ihre extrem hohen Anforderungen aufrecht erhalten wollen. Dann allerdings, dürfte aus dem Kraftwerksgelände ein Erholungspark geworden sein. Sehr zum Bedauern aller „Atomkraftgegner“.