Reaktortypen in Europa – Teil6, CANDU

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

Geschichte

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

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

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

Aufbau

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

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

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

Sicherheitskonzept

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

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

Warum überhaupt schweres Wasser?

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

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

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

CANDU und Leichtwasserreaktoren im Verbund

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

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

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

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

Thorium

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

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

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

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

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

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

Schlußwort

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

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

Reaktortypen in Europa – Teil4, ABWR

Der ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) ist eine Entwicklung von Hitachi und Toshiba in Zusammenarbeit mit General Electric. Er ist der einzige Reaktor der Generation III, der bereits über mehr als zehn Jahre Betriebserfahrung verfügt.

Geschichte

Es befinden sich bereits vier Reaktoren in Japan in Betrieb (Kashiwazaki-Koriwa 5+6, Hamaoka 5 und Shika 2), und drei weitere in Bau (Shimane und Langmen 1+2 in Taiwan). Die beiden ersten Reaktoren Kashiwazaki gingen 1996 und 1997 nach nur 36 Monaten Bauzeit (vom ersten Beton bis zur Beladung) ans Netz. Es ist in Anbetracht der vertrackten Situation in Grossbritannien daher nicht verwunderlich, daß man sich für den Bau von je drei Reaktoren in Wylfa Newyd und Oldbury-on-Severn durch das Horizon-Konsortium stark macht. Allerdings ist das Genehmigungsverfahren noch nicht abgeschlossen, sodaß man erst von einer Inbetriebnahme in der ersten Hälfte des nächsten Jahrzehntes ausgehen kann. Gleichwohl ist der Zeitdruck für erforderliche Neubauten scheinbar so groß geworden, daß man noch dieses Jahr mit der Baustellenvorbereitung beginnen will, damit man nach Erhalt aller Genehmigungen (erwartet 2018/2019) unverzüglich mit dem nuklearen Teil beginnen kann. Grundsätzliche Schwierigkeiten werden nicht gesehen, da die Genehmigungen für die USA, Japan und Taiwan bereits vollständig vorliegen und auf praktische Betriebserfahrungen seit 1996 in Japan verwiesen werden kann. Es sind lediglich die besonderen Erfordernisse der EU (insbesondere Flugzeugabsturz) einzuarbeiten und die „Post-Fukushima-Erfordernisse“ nachzuweisen. Es könnte durchaus sein, daß dieser Reaktortyp (UK-ABWR) noch in ganz Europa auf die Überholspur geht.

Warum Siedewasserreaktoren?

Wenn man ein großes Kraftwerk bauen will, bleibt praktisch nur der Dampfkreislauf. Wasser wird unter hohem Druck verdampft und verrichtet in einer Turbine Arbeit, durch die ein Generator angetrieben wird. Wenn man ohnehin Wasser als Arbeitsmittel für die Turbine braucht, warum nicht auch gleich als Arbeitsmittel (Kühlung und Moderator) im Reaktor einsetzen? Wenn man nun noch den Dampf in einem „einfachen Kessel“ durch Kernspaltung erzeugt, hat man einen Siedewasserreaktor. Einfacher geht nicht. Allerdings ist eine solche Konstruktion wegen der großen freien Flächen als Schiffsantrieb gänzlich ungeeignet. Bei einem stampfenden und rollenden Schiff im Seegang, hätte man bereits Probleme überhaupt eine vernünftige Regelung zu konzipieren. Zuerst war aber der Drang nach einem U-Boot, für das man den Druckwasserreaktor erschaffen mußte. Einmal fertig entwickelt – staatliche Förderung oder der Krieg ist der Vater aller Dinge – konnte man ihn schnell zu einem konventionellen Kraftwerk umstricken.

Bei der Diskussion von Vor- und Nachteilen beider Konzepte, wird von Laien oft der „nicht radioaktive Sekundärkreislauf“ als zusätzlicher Sicherheitsvorteil des Druckwasserreaktors angeführt. Beide Kreisläufe sind durch die Rohre in den Dampferzeugern physikalisch voneinander getrennt. Wasser – als H2 O – wird durch die Neutronen im Reaktor angegriffen: Teilweise zerschlagen sie die Moleküle in Wasserstoff und Sauerstoff (Wasserchemie und Korrosion) und teilweise fangen die Atome mit den ihnen charakteristischen Wahrscheinlichkeiten auch Neutronen ein und wandeln sich dadurch um. Unter den Gesichtspunkten des Strahlenschutzes ist hierbei die Umwandlung von Sauerstoff in radioaktiven Stickstoff die übelste Variante. Die gebildeten N16 – Atome zerfallen mit einer Halbwertszeit von 7,13 s wieder in Sauerstoff und senden dabei eine γ.-Strahlung von 10,4 MeV aus. Für den Arbeitsschutz ist das jedoch kein besonderes Problem, wenn man die Dampfleitungen und die Turbine mit einer entsprechenden Abschirmung versieht. Selbst bei einem Schaden an den Brennelementen können nur gasförmige Spaltprodukte in den Dampf gelangen – ist doch gerade die Verdampfung ein probates Mittel zur Reinigung von Flüssigkeiten. Aus den Jahrzehnten Betriebserfahrung weltweit, hat man genug Erfahrungen gesammelt und Gegenmaßnahmen entwickelt. So ist beispielsweise das Spülen der Kondensatoren mit Frischluft vor Wartungsarbeiten ein Mittel, die Belastung der Arbeiter z. B. durch radioaktives Jod drastisch zu senken. Heute liegen Siedewasserreaktoren auf den untersten Plätzen bei der gemessenen Strahlenbelastung. Schließlich gilt auch hier wieder der Grundsatz: Je weniger vorhanden ist, desto weniger muß repariert und gewartet werden.

Der ABWR ist der Porsche unter den Kraftwerken

Die momentane Leistung eines Leichtwasserreaktors hängt im Betrieb von der Dichte des Wassers ab. Je höher die Dichte ist, um so mehr nimmt die Wahrscheinlichkeit für einen Zusammenstoß der Neutronen mit einem Wasserstoffatom zu. Die sich dadurch ergebende Abbremsung ist aber die entscheidende Voraussetzung für eine weitere Spaltung (sog. Moderation). Bei dem Sättigungszustand im ABWR (70,7 bar) beträgt der Dichteunterschied zwischen Wasser und Dampf rund 0,05. Mit anderen Worten: Sind ungefähr erst 5% der Wassermasse in einem Kanal verdampft, ist dieser praktisch schon vollständig mit Dampf gefüllt. Damit man überhaupt eine ausreichende Moderation erzielen kann – gemeint ist, genug flüssiges Wasser im Kanal vorhanden ist – sind nahezu 20 Umläufe erforderlich. Hier kommen die internen Umwälzpumpen ins Spiel: Der ABWR hat davon 10 Stück mit je 8300 m3/h Förderleistung. Sie können die Dampfblasen förmlich aus den Kanälen herausspülen und sind somit das „Gaspedal“ des Siedewasserreaktors. Im Bereich von ca. 65% bis 100% übernehmen nur sie die Leistungsregelung. Die Leistung des Reaktors hängt quasi an der Pumpendrehzahl. Der ABWR ist für Leistungsänderungen von 1% pro Sekunde zugelassen. Ein Gas und Dampf Kombikraftwerk wirkt dagegen wie ein alter Trabant. Es ist lustig zu beobachten, wie manche „Umweltschützer“ schon die Zukunft ihrer „CO2-freien Stromwirtschaft“ in der Kombination aus Kernkraftwerken und Windmühlen auf dem Meer sehen. Die Propaganda von den notwendigen „flexiblen Gaskraftwerken“ wird jedenfalls nur noch von bildungsfernen Kreisen nachgeplappert. In GB sieht umgekehrt die Wind-auf-dem-Meer-Lobby in neuen Kernkraftwerken bereits die einzige Überlebenschance. Deutschland demonstriert ja gerade eindrucksvoll, wie hoch die Folgekosten (Regelung, Netzausbau, Speicher usw.) sind, wenn man sich als „Windpark in der Nordsee“ nicht schmarotzend an ein Kernkraftwerk anhängen kann. Bleibt nur abzuwarten, bis die Kapitalgeber erkannt haben, wieviel Uranbrennstoff man für die Baukosten eines Windparks kaufen könnte…

Der Reaktordruckbehälter

Der ABWR ist das vorläufige Endstadium einer jahrzehntelangen Evolution der Siedewasserreaktoren: Es ist gelungen, alle zur Dampferzeugung notwendigen Baugruppen in einen Behälter mit einem Durchmesser von 7,4 m und einer Höhe von 21 m unter zu bringen. Dies erlaubt nicht nur die Fertigung in einer Fabrik, sondern ist auch ein wesentlicher Grund für den enormen Sicherheitsgewinn. Mußte man bei der „Fukushima-Generation“ noch von etwa einer Kernschmelze in 20.000 Betriebsjahren ausgehen, beträgt die Häufigkeit beim ABWR nur noch eine Kernschmelze in über sechs Millionen Betriebsjahren. Damit kein Mißverständnis entsteht: Wahrscheinlichkeit heißt nichts anderes als, es kann – wie beim Lotto – schon morgen oder auch nie passieren. Lediglich bei sehr großen Stückzahlen (Betriebsjahre, nicht Kalenderjahre) ergibt sich der Durchschnittswert. Gleichwohl bilden solche Berechnungen den Sicherheitsgewinn zwischen zwei Anlagen sehr genau ab. Außerdem ist eine Kernschmelze – wie Harrisburg und Fukushima gezeigt haben – zwar eine sehr teure, aber relativ harmlose (keine Todesopfer!) Angelegenheit.

Je weniger Bauteile (Pumpen, Rohrleitungen, Ventile, Dampferzeuger etc.) man hat, je weniger kann kaputt gehen. Je weniger dieser Bauteile räumlich verteilt sind, je geringer ist außerdem die Strahlenbelastung für das Personal.

Der Reaktordruckbehälter ist für alle Einbauten ein sehr sicherer Aufbewahrungsort. Um die Sicherheit zu steigern, ist das Mittelteil, in dem sich der Reaktorkern befindet, aus einem Stück geschmiedet (keine Schweißnähte). Alle Anschlüsse (Speisewasser, Dampf, Notkühlung) befinden sich oberhalb des Reaktorkerns, damit der Kern immer unter Wasser bleibt, auch wenn schwere Leckagen in anderen Baugruppen auftreten.

Der Reaktorkern

Der Reaktorkern bei einem ABWR mit einer Leistung von 1350 MWel besteht aus 872 Brennelementen in einer 10 x 10 Anordnung der Brennstäbe. Jedes Brennelement ist ein viereckiges Rohr von 4,2 m Länge. Das Wasser kann nur von unten nach oben strömen und jedes Brennelement ist für sich wärmetechnisch ein abgeschlossenes System. Der Kasten aus Zircaloy ist allerdings für Neutronen nahezu vollkommen durchlässig. Dadurch ergibt sich neutronenphysikalisch die Verknüpfung mit allen Nachbarelementen.

Jedes Brennelement in 10 x 10 = 100 Anordnung besitzt 78 Brennstäbe von ganzer Länge, 14 teilgefüllte Brennstäbe und 2 dicke Wasserstäbe. Berücksichtigt man noch eine unterschiedliche Anreicherung bzw. Vergiftung der einzelnen Brennstofftabletten aus denen die Brennstäbe zusammengefügt werden, sowie den unterschiedlichen Abbrand im Betrieb, ergibt sich eine schier unendliche Kombinationsmöglichkeit. Sinn und Zweck ist eine möglichst gleichmäßige radiale und axiale Belastung über die gesamte Betriebszeit. Durch geschickte Ausnutzung des Neutronenspektrums während des Betriebs, kann man heute in einem Siedewasserreaktor gegenüber einem Druckwasserreaktor mit rund 15% weniger Verbrauch an Natururan auskommen. Lastfolgebetrieb ist mit beliebigen Tagesprofilen möglich. Die Ladezyklen der Brennelemente können flexibel zwischen 18 und 24 Monaten auf die Bedürfnisse des jeweiligen Energieversorgers abgestimmt werden. Es kann sowohl Plutonium als Mischoxid eingesetzt werden, wie auch die Konversionsrate („brüten“ von Plutonium aus Uran) auf Werte von nahezu 1 (Druckwasserreaktor rund 0,6) getrieben werden.

Die Steuerstäbe

Die Brennelemente sind nicht dicht nebeneinander gestapelt, sondern zwischen ihnen befindet sich ein genau definierter Wasserspalt. In diesen Spalten fahren die Steuerstäbe nach oben. Die 205 Steuerstäbe sind kreuzförmig, sodaß jeweils vier Brennelemente mit ihnen eine Einheit bilden. Sie bestehen aus Edelstahl. In ihnen sind mit Borkarbid oder Hafnium (Neutronengifte) gefüllte und gasdicht verschweißte Röhren eingelassen.

Die Steuerstäbe können vollständig ausgefahren werden. Sie ziehen sich dann in den Raum unterhalb des Kerns, aber innerhalb des Reaktordruckgefässes zurück. Jeder Steuerstab wird durch einen elektrischen Schrittmotor unterhalb des Reaktordruckbehälters angetrieben. Jeder Steuerstab kann damit einzeln und zentimetergenau verfahren werden. Steuerungstechnisch sind die einzelnen Stäbe zusätzlich in Gruppen zusammengefaßt. Ihre Stellung kann damit allen Betriebszuständen und den momentanen Neutronenflüssen angepaßt werden. Hierfür sind 52 feste Messeinrichtungen im Reaktorkern vorhanden. Zusätzlich wird der Abbrand noch auf einem Computer mitgerechnet.

Wird eine Schnellabschaltung ausgelöst, werden alle Steuerstäbe in höchstens 1,7 Sekunden vollständig von unten in den Kern eingeschossen. Zu diesem Zweck werden die elektrischen Antriebe durch hydraulische überbrückt. Die Energie wird aus ständig geladenen Wasser/Stickstoff-Druckspeichern bezogen.

Die Dampftrocknung

Aus den Brennelementen tritt oben ein Gemisch aus Wasser und Dampf im Sättigungszustand aus. Bei diesem Druck ist zwar weniger als 15% der Masse des unten in die Brennelemente eingetretenen Wassers verdampft, dies führt aber zu einem Volumenanteil des Dampfes von über 40%. Dieser Dampf muß abgeschieden werden und das Wasser über den Ringraum des Kerns wieder zum Eintritt zurückgeleitet werden. Zusätzlich wird der entzogene Dampf noch durch „kaltes“ Speisewasser ersetzt.

Die Wasserabscheider bestehen aus dreifach hintereinander geschalteten Elementen. In ihnen wird das Wasser rausgeschleudert und fällt durch sein Gewicht nach unten zurück. Der Dampf strömt weiter nach oben.

Ganz oben im Druckbehälter, befinden sich die Dampftrockner. In ihnen wird der Sattdampf durch Blechpakete umgeleitet. Hier werden nicht nur feinste Tröpfchen aufgehalten, sondern durch die Reibung entsteht zusätzliche Wärme, die den Dampf geringfügig überhitzt. Als Nebeneffekt verlängert sich die Verweilzeit des Dampfes im Reaktordruckgefäß durch die langen Wege. Ein beträchtlicher Teil des gebildeten radioaktiven Stickstoffs (N16. mit t ½ = 7,13 s) kann bereits dort zerfallen.

Die Notkühlung

Der ABWR verfügt über drei redundante und räumlich voneinander getrennte Notkühlsysteme. Dadurch steigt nicht nur die Sicherheit, sondern auch die Verfügbarkeit: Wenn während des Betriebs ein Notkühlsystem gewartet wird, stehen immer noch zwei zur Verfügung.

Ein Siedewasserreaktor ist eine robuste Konstruktion:

  • Der Wasserinhalt im Reaktordruckgefäß ist größer als bei einem Druckwasserreaktor. Dies verschafft Reaktionszeit.
  • Die Brennelemente sind für einen dauerhaften Siedezustand geschaffen. Die Gefahr in den Zustand des Filmsiedens – dabei entsteht eine isolierende Dampfchicht auf dem Brennstab – zu gelangen, ist wesentlich geringer und damit eine Überhitzung (z. B. Teilschmelze von Brennstäben) unwahrscheinlicher.
  • Da die Dampferzeugung bereits im Reaktor stattfindet, entfallen eine Menge potentieller Leckstellen. Die Gefahr eines größeren Kühlmittelverlustes reduziert sich auf die Frischdampf- und Speisewasserleitungen.

Die Notkühlung vollzieht sich in der Nachspeisung von ausreichend Kühlwasser. Der Wasserstand muß stets oberhalb des Reaktorkerns liegen. Ist ein auftretendes Leck nur klein, bleibt der Druck im Reaktordruckgefäß noch relativ hoch. Jede Notkühlung verfügt deshalb über eine Hochdruck-Einspeisung. Sollte diese Versagen, kann eine Druckabsenkung auch bewußt über die Abblaseventile herbeigeführt werden. Ist der Druck – aus welchen Gründen auch immer – weit genug abgefallen, erfolgt die Nachspeisung aus dem Niederdrucksystem. Damit der Druck im Containment nicht unnötig ansteigt, wird der Dampf in Kondensationskammern niedergeschlagen. Das sind große, mit kaltem Wasser gefüllte Kammern. Die Wasserfüllung wird durch eine Wasseraufbereitung stets auf Speisewasserqualität gehalten, sodaß das Kühlwasser gleichzeitig zur Nachspeisung dienen kann. Da sich diese Kammern innerhalb des Containment befinden, ist diese Wasserreserve sehr gut geschützt. Das Wasser wird beständig über die Kühlkreisläufe des Kraftwerks auf einer niedrigen Temperatur gehalten.

Die Eigenversorgung

Solange alles normal läuft, wird die gesamte vom Kraftwerk benötigte elektrische Energie von der eigenen Produktion abgezweigt. Wenn das Netz kurzfristig zusammenbricht – Blitzschlag, Sturmschaden, Schaltfehler etc. – kann die Regelung dies ohne Schnellabschaltung beherrschen: Der Dampf wird an der Turbine vorbei, direkt in die Kondensatoren geleitet. Gleichzeitig nimmt die Regelung die Leistung des Reaktors über die Umwälzpumpen und die Steuerstäbe sanft zurück. Das Kraftwerk läuft nun im Leerlauf und erzeugt nur noch Strom für den Eigenbedarf. Kann das Netz schnell wieder hergestellt werden, kann der Betrieb ohne große Verzögerung wieder aufgenommen werden.

Liegt der Schaden beispielsweise im Generator, kann die Stromversorgung aus dem Netz aufrecht erhalten werden. Ist das Netz ebenfalls zusammengebrochen (Fukushima) müssen die Notstromdiesel übernehmen. Hierfür gibt es drei Notstromdiesel in drei voneinander hermetisch getrennten (Feuerschutz und wasserdicht gegen Wasser von außen und innen) Bereichen innerhalb des Reaktorgebäudes (Schutz gegen z. B. Flugzeugabsturz, Erdbeben etc.). Versagen auch diese, gibt es noch eine Gasturbine im separaten „Notstandsgebäude“ (Post-Fukushima). Für alle Gleichstromverbraucher (z. B. Regelung, Computer etc.) gibt es eine überdimensionierte (Post-Fukushima) Batterieanlage zur unterbrechungsfreien Stromversorgung.

Sollten alle Sicherheitssysteme versagen, gibt es noch eine weitere Ebene für alle nicht vorhersehbaren Ereignisse. Unterhalb des Reaktordruckbehälters gibt es einen sog. „Core-Catcher“ auf dem sich ein eventuell austretendes Corium ausbreiten könnte (UK-ABWR). Der gesamte Raum unterhalb des Reaktors könnte durch das Wasser aus den Kondensationskammern zusätzlich geflutet werden. Sollte der Druck im Sicherheitsbehälter unzulässige Werte erreichen, kann das Gas kontrolliert und gefiltert über den Schornstein abgelassen werden. Dies ist für alle Menschen, die von einem nicht kalkulierbaren „Restrisiko“ ausgehen. Allerdings darf nicht erwartet werden, daß dadurch rechtgläubige „Atomkraftgegner“ von ihrem Kampf abgehalten werden. Schließlich hat in Fukushima eine der schwersten Naturkatastrophen in der Menschheitsgeschichte nur zum Totalschaden von vier Reaktoren aus den Anfängen der Kerntechnik geführt – ohne ein einziges zusätzliches Todesopfer zu verursachen. Genau die ABWR hingegen, haben durch dieses außergewöhnlich schwere Erdbeben keinen Schaden genommen. Ein schlimmer, aber bestens bestandener Praxistest. Wer also immer noch glaubt, in Deutschland ginge es bei Fragen der Kerntechnik nicht um vorgeschobene politische Interessen, dem ist nicht zu helfen.

Ausblick

Im nächsten Teil wird der ESBWR als bisher sicherheitstechnisches „High Light“ der Leichtwasserreaktoren behandelt. Er ist in Europa noch nicht in der Diskussion, weil er gerade erst den „Goldstandard der Genehmigungsverfahren“ – eine Zulassung durch die US-Behörden – erlangt. Dies kann sich aber sehr schnell ändern, wie die neusten Entwicklungen z. B. in Indien zeigen.

Kohle, Gas, Öl, Kernenergie? – Teil 2

Neben den fossilen Energieträgern wird auch in der Zukunft weltweit die Kernenergie einen steigenden Anteil übernehmen. Wem das als eine gewagte Aussage erscheint, sollte dringend weiterlesen, damit er nicht eines Tages überrascht wird.

Das Mengenproblem

Zumindest solange die Weltbevölkerung noch weiter wächst, wird der Energieverbrauch weiter steigen müssen. Er wird sogar überproportional steigen, da Wohlstand und Energieverbrauch untrennbar miteinander verknüpft sind. All das Geschwafel von „Energieeffizienz“ ist nur ein anderes Wort für Wohlstandsverzicht und schlimmer noch, für eine neue Form des Kolonialismus. Woher nimmt z. B. ein „Gutmensch“ in Deutschland das Recht, Milliarden von Menschen das Leben vor enthalten zu wollen, das er für sich selbst beansprucht? Das wird nicht funktionieren. Nicht nur China, läßt sich das nicht mehr gefallen.

Wenn aber der Energieeinsatz mit steigendem (weltweiten) Wohlstand immer weiter steigen muß, welche Energieträger kommen in Frage? Die additiven Energien Wind, Sonne etc. werden immer solche bleiben. Dies liegt an ihrer geringen Energiedichte und den daraus resultierenden Kosten und ihrer Zufälligkeit. Die fossilen Energieträger Kohle, Öl und Erdgas reichen zwar für (mindestens) Jahrhunderte, führen aber zu weiter steigenden Kosten. Will man z. B. noch größere Mengen Kohle umweltverträglich fördern, transportieren und verbrennen, explodieren die Stromerzeugungskosten weltweit. Dies ist aber nichts anderes als Wohlstandsverlust. Man kann nun mal jeden Dollar, Euro oder Renminbi nur einmal ausgeben!

Um es noch einmal deutlich zu sagen, das Problem ist nicht ein baldiges Versiegen der fossilen Energieträger, sondern die überproportional steigenden Kosten. Je mehr verbraucht werden, um so mehr steigt z. B. die Belastung der Umwelt. Dem kann aber nur durch einen immer weiter steigenden Kapitaleinsatz entgegen gewirkt werden. Ab einer gewissen Luftverschmutzung war einfach der Übergang vom einfachen Kohleofen auf die geregelte Zentralheizung, vom einfachen „VW-Käfer“ auf den Motor mit Katalysator, vom „hohen Schornstein“ auf die Rauchgaswäsche nötig… Jedes mal verbunden mit einem Sprung bei den Investitionskosten.

Der Übergang zur Kernspaltung

Bei jeder Kernspaltung – egal ob Uran, Thorium oder sonstige Aktinoide – wird eine unvergleichbar größere Energiemenge als bei der Verbrennung frei: Durch die Spaltung von einem einzigen Gramm Uran werden 22.800 kWh Energie erzeugt. Die gleiche Menge, wie bei der Verbrennung von drei Tonnen Steinkohle,13 barrel Öl oder rund 2200 Kubikmeter Erdgas.

Man kann gar nicht nicht oft genug auf dieses Verhältnis hinweisen. Auch jedem technischen Laien erschließt sich damit sofort der qualitative Sprung für den Umweltschutz. Jeder, der schon mal mit Kohle geheizt hat, weiß wieviel Asche 60 Zentner Kohle hinterlassen oder wie lange es dauert, bis 2000 Liter Heizöl durch den Schornstein gerauscht sind und welche Abgasfahne sie dabei hinterlassen haben. Wer nun gleich wieder an „Strahlengefahr“ denkt, möge mal einen Augenblick nachdenken, wie viele Menschen wohl momentan in Atom-U-Booten in den Weltmeeren unterwegs sind. So schlimm kann die Sache wohl nicht sein, wenn man monatelang unmittelbar neben einem Reaktor arbeiten, schlafen und essen kann, ohne einen Schaden zu erleiden. Der größte Teil der „Atomstromverbraucher“ wird in seinem ganzen Leben nie einem Reaktor so nahe kommen.

Die nahezu unerschöpflichen Uranvorräte

Allein in den Weltmeeren – also prinzipiell für alle frei zugänglich – sind über 4 Milliarden to Uran gelöst. Jedes Jahr werden etwa 32.000 to durch die Flüsse ins Meer getragen. Dies ist ein nahezu unerschöpflicher Vorrat, da es sich um einen Gleichgewichtszustand handelt: Kommt neues Uran hinzu, wird es irgendwo ausgefällt. Würde man Uran entnehmen, löst es sich wieder auf.

Bis man sich diesen kostspieligeren – weil in geringer Konzentration vorliegenden – Vorräten zuwenden muß, ist es noch sehr lange hin. Alle zwei Jahre erscheint von der OECD das sog. „Red book“, in dem die Uranvorräte nach ihren Förderkosten sortiert aufgelistet sind. Die Vorräte mit aktuell geringeren Förderkosten als 130 USD pro kg Uranmetall, werden mit 5.902.900 Tonnen angegeben. Allein dieser Vorrat reicht für 100 Jahre, wenn man von der weltweiten Förderung des Jahres 2013 ausgeht.

Der Uranverbrauch

Die Frage, wieviel Uran man fördern muß, ist gar nicht so einfach zu beantworten. Sie hängt wesentlich von folgenden Faktoren ab:

  • Wieviel Kernkraftwerke sind in Betrieb,
  • welche Reaktortypen werden eingesetzt,
  • welche Anreicherungsverfahren zu welchen Betriebskosten und
  • wieviel wird wieder aufbereitet?

Im Jahre 2012 waren weltweit 437 kommerzielle Kernreaktoren mit 372 GWel in Betrieb, die rund 61.980 to Natururan nachgefragt haben. Die Frage wieviel Reaktoren in der Zukunft in Betrieb sind, ist schon weitaus schwieriger zu beantworten. Im „Red book“ geht man von 400 bis 680 GWel im Jahre 2035 aus, für die man den Bedarf mit 72.000 bis 122.000 to Natururan jährlich abschätzt. Hier ist auch eine Menge Politik im Spiel: Wann fährt Japan wieder seine Reaktoren hoch, wie schnell geht der Ausbau in China voran, wie entwickelt sich die Weltkonjunktur?

Der Bedarf an Natururan hängt stark von den eingesetzten Reaktortypen ab. Eine selbsterhaltende Kettenreaktion kann man nur über U235 einleiten. Dies ist aber nur zu 0,7211% im Natururan enthalten. Je nach Reaktortyp, Betriebszustand usw. ist ein weit höherer Anteil nötig. Bei Schwerwasserreaktoren kommt man fast mit Natururan aus, bei den überwiegenden Leichtwasserreaktoren mit Anreicherungen um 3 bis 4 %. Über die gesamte Flotte und Lebensdauer gemittelt, geht man von einem Verbrauch von rechnerisch 163 to Natururan für jedes GWel. pro Kalenderjahr aus.

Das Geheimnis der Anreicherung

Diese Zahl ist aber durchaus nicht in Stein gemeißelt. Isotopentrennung ist ein aufwendiges Verfahren. Standardverfahren ist heute die Zentrifuge: Ein gasförmiger Uranstrom wird durch eine sehr schnell drehende Zentrifuge geleitet. Durch den – wenn auch sehr geringen – Dichteunterschied zwischen U235 und U238 wird die Konzentration von U235 im Zentrum etwas höher. Um Konzentrationen, wie sie für Leichtwasserreaktoren benötigt werden zu erhalten, muß man diesen Schritt viele male in Kaskaden wiederholen. So, wie sich in dem Produktstrom der Anteil von U235erhöht hat, hat er sich natürlich im „Abfallstrom“ entsprechend verringert. Das „tails assay“, das ist das abgereicherte Uran, das die Anlage verläßt, hat heute üblicherweise einen Restgehalt von 0,25% U235.. Leider steigt der Aufwand mit abnehmendem Restgehalt überproportional an. Verringert man die Abreicherung von 0,3% auf 0,25%, so sinkt der notwendige Einsatz an Natururan um 9,5%, aber der Aufwand steigt um 11%. Eine Anreicherungsanlage ist somit flexibel einsetzbar: Ist der aktuelle Preis für Natururan gering, wird weniger abgereichert; ist die Nachfrage nach Brennstoff gering, wie z. B. im Jahr nach Fukushima, kann auch die Abreicherung erhöht werden (ohnehin hohe Fixkosten der Anlage).

Hier tut sich eine weitere Quelle für Natururan auf. Inzwischen gibt es einen Berg von über 1,6 Millionen to abgereicherten Urans mit einem jährlichen Wachstum von etwa 60.000 to. Durch eine „Wiederanreicherung“ könnte man fast 500.000 to „Natururan“ erzeugen. Beispielsweise ergeben 1,6 Millionen to mit einem Restgehalt von 0,3% U235 etwa 420.000 to künstlich hergestelltes „Natururan“ und einen neuen „Abfallstrom“ von 1.080.000 to tails assay mit 0,14% U235.. Man sieht also, der Begriff „Abfall“ ist in der Kerntechnik mit Vorsicht zu gebrauchen. Die Wieder-Anreicherung ist jedenfalls kein Gedankenspiel. In USA ist bereits ein Projekt (DOE und Bonneville Power Administration) angelaufen und es gibt eine Kooperation zwischen Frankreich und Rußland. Besonders vielversprechend erscheint auch die Planung einer Silex-Anlage (Laser Verfahren, entwickelt von GE und Hitachi) zu diesem Zweck auf dem Gelände der stillgelegten Paducah Gasdiffusion. Die Genehmigung ist vom DOE erteilt. Letztendlich wird – wie immer – der Preis für Natururan entscheidend sein.

Wann geht es mit der Wiederaufbereitung los?

Wenn ein Brennelement „abgebrannt“ ist, ist das darin enthaltene Material noch lange nicht vollständig gespalten. Das Brennelement ist lediglich – aus einer Reihe von verschiedenen Gründen – nicht mehr für den Reaktorbetrieb geeignet. Ein anschauliches Maß ist der sogenannte Abbrand, angegeben in MWd/to Schwermetall. Typischer Wert für Leichtwasserreaktoren ist ein Abbrand von 50.000 bis 60.000 MWd/to. Da ziemlich genau ein Gramm Uran gespalten werden muß, um 24 Stunden lang eine Leistung von einem Megawatt zu erzeugen, kann man diese Angabe auch mit 50 bis 60 kg pro Tonne Uran übersetzen. Oder anders ausgedrückt, von jeder ursprünglich im Reaktor eingesetzten Tonne Uran sind noch 940 bis 950 kg Schwermetall übrig.

Hier setzt die Wiederaufbereitung an: In dem klassischen Purex-Verfahren löst man den Brennstoff in Salpetersäure auf und scheidet das enthaltene Uran und Plutonium in möglichst reiner Form ab. Alles andere ist bei diesem Verfahren Abfall, der in Deutschland in einem geologischen „Endlager“ (z. B. Gorleben) für ewig eingelagert werden sollte. Interessanterweise wird während des Reaktorbetriebs nicht nur Uran gespalten, sondern auch kontinuierlich Plutonium erzeugt. Heutige Leichtwasserreaktoren haben einen Konversionsfaktor von etwa 0,6. Das bedeutet, bei der Spaltung von 10 Kernen werden gleichzeitig 6 Kerne Plutonium „erbrütet“. Da ein Reaktor nicht sonderlich zwischen Uran und Plutonium unterscheidet, hat das „abgebrannte Uran“ immer noch einen etwas höheren Gehalt (rund 0,9%) an U235.als Natururan. Könnte also sogar unmittelbar in mit schwerem Wasser moderierten Reaktoren eingesetzt werden (DUPIC-Konzept der Koreaner). Das rund eine Prozent des erbrüteten Plutonium kann man entweder sammeln für später zu bauende Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum oder zu sogenannten Mischoxid-Brennelementen (MOX-Brennelement) verarbeiten. Im Jahr 2012 wurden in Europa 10.334 kg Plutonium zu MOX-Brennelementen verarbeitet. Dies hat rund 897 to Natururan eingespart.

Man kann also grob sagen, durch 1 kg Plutonium lassen sich rund 90 kg Natururan einsparen. Setzt man den Preis für Natururan mit 100 USD (entspricht ungefähr dem derzeitigen Euratom-Preis) an, so ergibt diese einfache Abschätzung Kosten von höchstens 9.000 USD pro kg Plutonium bzw. 900 USD für eine Tonne abgebrannter Brennelemente. Dies ist – zugegebenermaßen mit einem dicken Daumen gerechnet – doch eine brauchbare Einschätzung der Situation. Es wird noch eine ganze Zeit dauern, bis die Wiederaufbereitung in großem Stil wirtschaftlich wird.

Wegen der hohen Energiedichte sind die Lagerkosten in einem Trockenlager sehr gering. Außerdem hat „Atommüll“ – im Gegensatz z. B. zu Quecksilber oder Asbest – die nette Eigenschaft, beständig „weniger gefährlich“ zu werden. Die Strahlung ist aber der Kostentreiber beim Betrieb einer Wiederaufbereitungsanlage (Abschirmung, Arbeitsschutz, Zersetzung der Lösungsmittel etc.). Je länger die Brennelemente abgelagert sind, desto kostengünstiger wird die Wiederaufbereitung.

Erdgas- oder Kernkraftwerke?

Kraftwerke mit Gasturbinen und Abhitzekesseln erfordern die geringsten Investitionskosten. Sie sind deshalb der Liebling aller kurzfristigen Investoren. Ihre guten Wirkungsgrade in der Grundlast (!!) von über 60% werden gern als Umweltschutz ausgegeben, sind jedoch wegen der hohen Erdgaspreise (in Deutschland) eher zwingend notwendig.

Auch hier, kann eine einfache Abschätzung weiterhelfen: Geht man von den 163 to Natururan pro GWael. aus (siehe oben), die ein Leichtwasserreaktor „statistisch“ verbraucht und einem Preis von 130 USD pro kg Natururan (siehe oben), so dürfte das Erdgas für das gleichwertige Kombikraftwerk nur 0,51 USD pro MMBtu kosten! Im letzten Jahr schwankte der Börsenpreis aber zwischen 3,38 und 6,48 USD/MMBtu. Dies ist die Antwort, warum sowohl in den USA, wie auch in den Vereinigten Emiraten Kernkraftwerke im Bau sind und Großbritannien wieder verstärkt auf Kernenergie setzt. Ganz nebenbei: Die Emirate haben 4 Blöcke mit je 1400 MWel für 20 Milliarden USD von Korea gekauft. Bisher ist von Kosten- oder Terminüberschreitungen nichts bekannt.

Vorläufiges Schlusswort

Das alles bezog sich ausdrücklich nicht auf Thorium, „Schnelle Brüter“ etc., sondern auf das, was man auf den internationalen Märkten sofort kaufen könnte. Wenn man denn wollte: Frankreich hat es schon vor Jahrzehnten vorgemacht, wie man innerhalb einer Dekade, eine preiswerte und zukunftsträchtige Stromversorgung aufbauen kann. China scheint diesem Vorbild zu folgen.

Natürlich ist es schön, auf jedem Autosalon die Prototypen zu bestaunen. Man darf nur nicht vergessen, daß diese durch die Erträge des Autohändlers um die Ecke finanziert werden. Die ewige Forderung, mit dem Kauf eines Autos zu warten, bis die „besseren Modelle“ auf dem Markt sind, macht einen notgedrungen zum Fußgänger.