Micro-Reactor, die Renaissance made in USA?

Langsam zeichnet sich ab, welchen Weg die Trump-Administration für die Kernenergie vor hat. Nachdem die Fesseln des Obama-Zeitalters für die fossilen Energien erfolgreich durchschnitten wurden, wird der Umbau der Energieerzeugung nun auch konsequent auf die Kernenergie ausgedehnt. Die Reihenfolge war folgerichtig: Die meisten Arbeitsplätze und das schnellste Wirtschaftswachstum konnte kurzfristig nur über die Öl- und Gasindustrie geschaffen werden. Hier traf alles zusammen: Hohe Nachfrage zu akzeptablen Preisen auf dem Weltmarkt mit vorhandenem Wissen und Kapital im eigenen Land. Nebenbei wurde noch die Kohleindustrie stabilisiert und die überbordende Förderung für „alternative Energien“ zurechtgestutzt. Ein einziger Albtraum für jeden gläubigen „Klimaschützer“. Nachdem der Präsident nun das sichere Fundament für seine Wiederwahl gelegt hat, kehrt etwas Ruhe ein und man kann sich langfristigen Projekten wie der Kernenergie widmen.

Die Lage der Kerntechnik in den USA

Der Schock kam mit dem Desaster der Neubauprojekte Vogtle und Summers. Die USA sind nicht mehr in der Lage, einen in den USA entwickelten Reaktortyp fristgerecht und zu den vereinbarten Preisen fertigzustellen. Zu aller Schande wurden die gleichen Reaktoren in Lizenz in China errichtet und sind inzwischen am Netz. Es gibt in den USA — wie in Deutschland und Frankreich — keine leistungsfähige Industrie mehr, die solch komplexe Projekte unter den speziellen Randbedingungen der Kerntechnik durchziehen kann. Der Faden ist durch die jahrzehntelange Zwangspause beim Neubau einfach abgerissen. Man lernt in Vogtle und Olkiluoto genauso wieder von vorn, wie in den fünfziger und sechziger Jahren. Da sich auch in den USA keine weiteren Kernkraftwerke als Anschlussaufträge abzeichnen, droht eine Abwärtsspirale.

Wie immer, wenn man in einer Sackgasse steckt, muß man die Situation analysieren und neu denken. Es ist etwas von dem „Apple-Geist“ nötig, der mitten in der Krise der Computerindustrie das Smartphone erfunden hat. Heutige Kernkraftwerke erfordern riesigen Kapitaleinsatz, lange Bauzeiten (vom ersten Genehmigungsantrag bis zur Fertigstellung), große Stäbe von erfahrenen Fachkräften. Solche Randbedingungen sind heute nur noch in Staatswirtschaften zu realisieren. Will man verhindern, daß China und Rußland das weltweite Monopol für Kernkraftwerke erhalten, muß man deshalb genau hier ansetzen. Der eingeschlagene Weg läuft über eine Serienproduktion anstelle einer Kosteneinsparung über einen „Größenvorteil“. Ein revolutionärer Ansatz, wie einst der Umstieg vom „Handy“ auf das Smartphone. Ganz wichtig ist hierbei die Schaffung eines Zusatznutzens, der für sich allein einen Kaufanreiz darstellt — zumindest für eine vorhandene kaufkräftige Konsumentengruppe als Starter.

Tot geschriebene, leben länger

Die kerntechnische Industrie in den USA ist noch lange nicht tot. Jedenfalls so lange, wie sie über einschlägige Forschungszentren mit zehntausenden (der besten) Fachleute weltweit verfügt und eine — etwas im Verborgenen blühende — Reaktorindustrie vorhanden ist. Wenig beachtet, existiert das „Büro für Schiffsreaktoren“, welches 82 Kriegsschiffe mit Kernreaktoren unterhält, über sechs Werften, vier Übungsreaktoren an denen jährlich 3500 Studenten ausgebildet werden, zwei eigenen Forschungszentren (Bettis/Knolls), hunderten von klassifizierten Zulieferern und einem eigenen, kompletten Brennstoffkreislauf, verfügt. Dort weht immer noch der Geist von Admiral Rickover. Völlig geräuschlos — und vor allem ohne spektakuläre Unfälle — wird dort Reaktortechnik auf höchstem und sonst weltweit unerreichtem Niveau betrieben. Allein diese Organisation kann (wieder) als Keimzelle einer neuen Industrie dienen. Außerdem hat sich offensichtlich der öffentliche Wind gedreht: Es gibt mehr als 70 neugegründete Unternehmen, die sich mit den unterschiedlichsten Reaktortypen beschäftigen. Universitäten brauchen sich keine Sorgen mehr über den Nachwuchs zu machen.

In diesem Umfeld fehlt es nur noch an politischem Willen. Dieser scheint nun endlich in der Gestalt von Präsident Trump gekommen zu sein. Er hat das Zeug zu einem Kennedy der Kerntechnik zu werden. So, wie einst die Mondlandung zu einer Explosion der Raumfahrt geführt hat, könnte heute der „Micro-Reactor“ eine Initialzündung für einen neuen Industriezweig auslösen.

Was macht dieses Konzept so anders?

Grundgedanke ist die Serienfertigung. Die heutigen (unvorhersehbaren) Bauzeiten für Kernkraftwerke in westlichen Ländern sind für jeden Investor völlig indiskutabel. Zwar bekommt man nicht einmal ein Gaskraftwerk beim Kaufmann um die Ecke, aber zumindest Termingerecht in einem überschaubaren Zeitraum. Die unvorhersehbaren Zeiträume sind die Hauptursache für die hohen Kosten. Dies zeigen die Preise für baugleiche Kraftwerke in China überdeutlich — z. B. gegenüber den ewigen Baustellen in USA (Vogtel), Frankreich (Flamanville) und Finnland (Olkiluoto).

Die notwendige Erstinvestition für eine kleine Leistung ist entsprechend gering gegenüber einem großen konventionellen Kernkraftwerk. Das wirtschaftliche Risiko ist dadurch leichter handhabbar. In wie weit die Serienfertigung hierbei mit einer Kostendegression durch Größe mithalten kann, wird die Zukunft zeigen. Viel wichtiger ist jedoch, daß sich durch die geringen Leistungen völlig neue Märkte für die Kerntechnik erschließen. Auch die Großraumflugzeuge haben in der Luftfahrt nicht die Neuentwicklung kleiner Jets verhindert. Im Gegenteil, haben die kleinen Flugzeuge völlig neue Märkte erschlossen und damit die Luftfahrt insgesamt belebt.

Die Brennstoffkosten sind bei Kernkraftwerken vernachlässigbar — ausdrücklich auch unter Einschluß der notwendigen Entsorgungskosten! Man sollte deshalb nicht den Wirkungsgrad, sondern die Investitionskosten und die Robustheit in den Vordergrund stellen. Lange Betriebszeiten (geplant mindestens 10 Jahre) zwischen den Brennstoffwechseln ergeben schnell geringere Stromkosten zu festen Preisen (Leistung in kW x Betriebsstunden = produzierte Kilowattstunden) gegenüber Windmühlen und Sonnenkollektoren. Aber das absolute Killerargument gegenüber allen wetterabhängigen Verfahren ist: Immer wenn der Schalter umgelegt wird, ist die benötigte elektrische Leistung vorhanden. Ganz ohne Speicher und sonstigen teuren Ballast und auch noch ohne Luftbelastung.

Der ungesehene Markt

Alle Kleinreaktoren leiden unter dem „Henne-Ei-Problem“: Größere Stückzahlen sollen über eine Serienfertigung die Preise drastisch senken. Es fehlt aber der Kunde, der für einen ersten Reaktor bereit ist, das volle Risiko und den notwendigerweise erhöhten Preis zu tragen. Ein Problem, das der Flugzeugindustrie wohl bekannt ist. Es gibt jedoch einen Kunden, der mit diesem Phänomen gewohnt ist umzugehen und überdies noch durch den Steuerzahler gedeckt ist: Das Militär.

Für das US-Militär ist die Versorgung mit Energie stets ein strategisches Problem gewesen. Jeder Versorger muß im Ernstfall durch Kampftruppen (z. B. Begleitung von Konvois) geschützt werden — bindet also Kampfkraft. Außerdem schreitet mit stark zunehmender Geschwindigkeit die Elektrifizierung des Militärs voran (Kommunikation, Radargeräte usw., bis hin zu Waffensystemen selbst). Gleichzeitig werden die vorhandenen Stromnetze auch in USA durch den vermehrten Einsatz von „Erneuerbaren“ immer störungsanfälliger und die Stromkosten steigen immer weiter. Der Scheidepunkt zwischen immer mehr zusätzlicher Notstromversorgung zur Absicherung und Eigenversorgung rückt immer näher. Das US-Verteidigungsministerium ist für über 500 Liegenschaften mit mehr als einem Megawatt Anschlussleistung allein auf dem eigenen Staatsgebiet Auftraggeber und somit einer der größten Stromkunden überhaupt (ca. 21% des gesamten öffentlichen Verbrauchs). 90% dieser Objekte kann mit 4 x 10 MWel voll versorgt werden. Hinzu kommen noch langfristig Heizwärme und Trinkwasser (Meerwasserentsalzung). Im ersten Schritt wird aber eine reine Stromversorgung angestrebt. Da die Spitzenlast nur im Ernstfall benötigt wird, kann sich Zukünftig eine Umkehrung anbieten: Das militärische Kraftwerk speist Überschußstrom ins Netz und senkt damit die eigenen Kosten. Somit ergeben sich folgende Anforderungen:

  • Kleine Abmessungen und geringes Gewicht, damit die „Kleinkraftwerke“ später auch im Feld folgen können.
  • Um möglichst viele Anwendungsfälle zu erschließen, nur eine kleine Leistung — bis 10 MWel derzeit angestrebt.
  • Inhärente („walk away“) Sicherheit.
  • Möglicher Betrieb über den vollen Lastbereich mit hoher Änderungsgeschwindigkeit um Inselbetrieb zu gewährleisten.
  • Langzeit-Dauerbetrieb mit Brennstoff Wechselintervallen von mindestens 10 Jahren („Batterie“). Dies macht eine höhere Anreicherung von nahezu 20% (HALEU) nötig.
  • Weitestgehend vollautomatischer Betrieb durch Soldaten — nach kurzer Schulung und Einarbeitung.
  • Möglichst eine zivile Zulassung durch die NRC um die potentiellen Stückzahlen zu erhöhen und eine Einspeisung ins öffentliche Netz zu ermöglichen.

Das Genehmigungsverfahren

Heutzutage eine Genehmigung für einen neuen Reaktortyp zu erlangen, gleicht einem einzigen Hindernislauf mit ungewissem Ausgang. Von einer Behörde, die ein Monopol hat und überwiegend im Stundenlohn (rund 280$/h) arbeitet, kann man keine Sprünge erwarten. Sie wird sich noch grundlegend umorganisieren müssen um sich den neuen — teilweise noch in Arbeit befindlichen — Randbedingungen anzupassen: Bei Reaktoren so kleiner Leistung ist die Menge radioaktiver Stoffe (Spaltprodukte) so klein, daß auch im ungünstigsten Fall eine Gefährdung von Personen außerhalb des Betriebsgeländes ausgeschlossen werden muß. Eine schlimme Kröte für alle „Atomkraftgegner“! Eine inhärente Sicherheit, d. h. keine nukleare Explosion und auch keine Notkühlung ist erforderlich. Ein vollautomatischer Betrieb, der keine Fehlbedienung erlaubt. In diesem Zusammenhang ist interessant, daß die gesetzlichen Bestimmungen über die Nuklearversicherung bald routinemäßig auslaufen und zwangsläufig überarbeitet werden müssen. Es bietet sich an, für solche Reaktoren die Haftpflicht nur noch rein kommerziell auszugestalten. Eine (spezielle) Industrieversicherung mit kalkulierbar geringeren Kosten. Auch das wird für „Atomkraftgegner“ nur schwer verdaulich sein, da es doch zu deren Grundüberzeugungen zählt, daß Kernkraftwerke gar nicht zu versichern seien!

Wer an dieser Stelle glaubt, das seien alles nur Wunschträume, der täuscht sich gewaltig. Die NRC steht unter Druck. Sie hat schon lange den Bogen überspannt. Ganz entscheidend ist aber, daß sich mit der Wahl von Präsident Trump der Wind von gegen, in pro Kernenergie gedreht hat. Der Präsident ist nämlich in dieser Frage sehr mächtig: Nach dem Atomic Energy Act of 1954 kann er das Verteidigungsministerium (DoD) anweisen, einen solchen Reaktor für militärische Zwecke zu bauen und zu betreiben (siehe 42 U.S.C. §2121(b)). Es bedarf dazu ausdrücklich keiner Genehmigung durch die NRC (siehe 42 U.S.C. §2140(b)).

Allerdings ist der Eigenbau gar nicht gewollt. Es geht um die Wiederbelebung der kerntechnischen Industrie. Dafür ist aber eine Genehmigung und Überwachung durch die NRC nötig. Im Gespräch sind private Investoren und Betreiber. Das Militär würde nur für 40 Jahre den Strom zu einem festgelegten Preis kaufen. Das Kraftwerk könnte in unmittelbarer Nähe des Stützpunktes errichtet werden und von dieser wirtschaftlichen Basis aus, sein Geschäft erweitern. Ein Vorbild ist auch die NASA, die eng mit privaten Raketenherstellern zusammenarbeitet und von diesen Nutzlast kauft.

Der Zeitplan

Aktuell geht man von einer Realisierung innerhalb von 5 bis 10 Jahren für den „Neuen Reaktor“ einschließlich Brennstoffkreislauf, Genehmigungen und Bau aus. Für einen Kerntechniker hört sich das wie Science Fiction oder einer Geschichte aus vergangenen Zeiten (erstes Atom-U-Boot Nautilus etc.) an. Vielleicht knüpft Präsident Trump aber bewußt an diese Traditionen an. Ein solches Projekt ist weniger eine Frage der Ingenieurleistungen sondern viel mehr des politischen Willens. Gelingt es ihm, hat er wahrlich „America Great Again“ gemacht. Wenn Amerika wirklich wollte, hat es immer das Unmögliche geschafft: Manhattan Project, Nautilus, Apollo usw.

Nun ist es auch nicht so, als wenn man bei Stunde Null mit diesem Projekt anfängt. Technisch gibt es kaum Unwägbarkeiten. Politisch sind auch bereits die entscheidenden Gesetze durchgebracht. Es ist halt der unvergleichliche Donald Trump Regierungsstil: Immer viel Kasperletheater als Futter für die Medien und sonstige schlichte Gemüter, bei gleichzeitig harter Sacharbeit im Hintergrund.

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.