SMR Teil 3 – Innovative Reaktoren

Es gibt inzwischen unzählige Reaktorentwürfe. Es gehört praktisch zum guten Ton einer jeden Forschungsstätte sich mit einer neuen Studie zu schmücken. Je nach Mitteln und Background, reichen (meist) auch Variationen bekannter Prinzipien aus.

Es ist daher sinnvoll, auch bei der Betrachtung „kleiner“ Reaktoren (SMR) den potentiellen Markt nicht außer acht zu lassen. Die Domäne der Kernenergie ist und bleibt die Erzeugung elektrischer Energie. Dies liegt einerseits an der universellen Verwendbarkeit von „Strom“ und andererseits an Gewicht und Volumen eines Kernreaktors. Die Untergrenze für den technisch/wirtschaftlichen Einsatz ist ein Schiff.

Zwar ist die Wärmeerzeugung immer noch mit großem Abstand die überragende Energieanwendung, aber nur ein geringer Bedarf entfällt davon auf Hochtemperatur-Wärme (chemische Prozesse). Die „Endlichkeit“ von Kohle, Öl, Erdgas und Uran hat sich längst als Wunschtraum unbelehrbarer Anhänger der Planwirtschaft erwiesen. Längst ist man daher in diesen Kreisen auf eine indirekte Verknappung (Klimaschutz – wir dürfen gar nicht so viel fossile Brennstoffe nutzen, wie wir zur Verfügung haben) umgestiegen. Es lohnt sich nicht, sich damit weiter auseinander zu setzen. Für diese Betrachtungen reicht folgender Zusammenhang vollständig aus:

  • Energieverbrauch und Wohlstand sind die zwei Seiten ein und derselben Medaille. Wer das Recht aller Menschen auf ein Mindestmaß an Wohlstand anerkennt, muß von einem weiter steigenden Energiebedarf ausgehen. Oder andersherum ausgedrückt: Wer eine Senkung des Energieverbrauches fordert – wie es scheinbar immer populärer wird – will die Armut für den größten Teil der Menschheit weiter festschreiben.
  • Mit fortschreitender Entwicklung steigt der Verbrauch elektrischer Energie überproportional an. Der für eine zuverlässige und kostengünstige Stromversorgung einzusetzende Primärenergieaufwand steigt damit weiter an. Ersetzt man die hierfür notwendigen Mengen an Kohle und Erdgas durch Kernenergie, bekommt man mehr als genug dieser Energieträger frei um damit Industrie und Transportsektor zu versorgen. Die USA führen diesen Weg mit der Erschließung unkonventioneller Öl- und Gasvorkommen – bei gleichzeitigem Ausbau der Kernkraftwerke – eindrucksvoll vor.

Hat man diesen Zusammenhang verstanden, wird auch die Entwicklung der „kleinen“ Reaktoren in den nächsten Jahrzehnten vorhersagbar. Das Streben nach „hohen Temperaturen“ hat durch die Entwicklung des Erdgasmarktes (außerhalb Deutschlands!) an Bedeutung eingebüßt. Erdgas – egal aus welchen Vorkommen – ist der sauberste und kostengünstigste Brennstoff zur Erzeugung hoher Temperaturen und zur Gewinnung von Wasserstoff. Zur Stromerzeugung eigentlich viel zu schade!

Das Argument des geringeren Uranverbrauches durch Reaktoren mit höherer Temperatur ist ebenfalls nicht stichhaltig: Die Uranvorräte sind nach menschlichen Maßstäben unerschöpflich und der Minderverbrauch durch höhere Wirkungsgrade wiegt den wirtschaftlichen Mehraufwand bei weitem nicht auf. Ein Anhaltspunkt hierfür, bietet die Entwicklung bei Kohlekraftwerken: Sie liegt heute noch in Regionen mit „billiger“ Kohle eher in der Größenordnung von Leichtwasserreaktoren (ungefähr 33 %) als bei deutschen und japanischen Steinkohlekraftwerken (fast 46 %). Bis Uran so teuer wird, daß sich eine Wirkungsgradsteigerung um 40 % wirtschaftlich lohnt, dürften eher Jahrhunderte, als Jahrzehnte vergehen. Damit dürften alle Hochtemperaturreaktoren eher Nischenprodukte bleiben, was aber gerade dem Gedanken einer Serienproduktion widerspricht. Gleiches gilt auch für sog. „Schnelle Brüter“.

Gleichwohl sind einige gasgekühlte Reaktoren und Reaktoren mit schnellen Neutronen in der Entwicklung. Diese Prototypen sollen im Folgenden etwas näher vorgestellt werden.

NPMC-Reaktor

National Project Management Corporation (NPMC) hat zusammen mit dem Staat New York , der City of Oswego und der Empire State Development einen Antrag auf Förderung für einen heliumgekühlten Kugelhaufen-Reaktor mit 165 MWel.eingereicht. Dem Konsortium hat sich National Grid UK, die New York State Energy Research Development und die Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) of South Africa angeschlossen.

Eingereicht wurde ein Gas Turbine Modular High-Temperature Reactor (GT-MHR). Die Entwicklung beruht auf dem in Deutschland entwickelten THTR-Reaktor. Sie wurde in Südafrika fortgesetzt. Anders als in Deutschland und China wollte man aber nicht einen konventionellen Dampfkreislauf sekundärseitig verwenden, sondern wollte zur Stromerzeugung eine Gasturbine einsetzen. Die Entwicklung eines solchen geschlossenen Gasturbinen-Kreisprozesses mit Helium als Arbeitsmittel überstieg aber bei weitem die wirtschaftlichen Möglichkeiten Südafrikas, was letztendlich zur Aufgabe führte.

Eine Gasturbine hat so hohe Austrittstemperaturen, daß problemlos eine trockene Kühlung mit Außenluft möglich wird. Die Schwierigkeit in den Verbrauchsschwerpunkten in Südafrika ist die Bereitstellung von ausreichend Kühlwasser. Unter dem Wassermangel leiden dort alle konventionellen Kraftwerksprojekte (hauptsächlich Kohle). In New York gibt es zwar genug Wasser, aber die (angebliche) Umweltbelastung durch Kühlwasser ist der Hauptansatz gegen die vorhandenen und geplanten Kernkraftwerke. Nichts desto trotz könnten SMR mit geschlossenen Gasturbinen ein Modell für die dezentrale Versorgung in zahlreichen ariden Gebieten auf der Welt sein.

China verfolgt ebenfalls konsequent den Kugelhaufen-Hochtemperatur-Reaktoren weiter. Allerdings sind alle in Bau und Planung befindlichen Kraftwerke mit konventionellen Dampfkreisläufen ausgerüstet.

Energy Multiplier Module (EM2)

Auch General Atomics (GA) hat ein Gas-Turbine Modular Helium Reactor (GT-MHR) Konzept mit 265 MWel eingereicht. Man geht aber nicht von einem Kugelhaufen (siehe oben), sondern von hexagonalen Prismen als Brennelementen aus. Basis ist ein eigenes Modell aus den 1980er Jahren. Das Modul soll bei einer thermischen Leistung von 500 MWth. komplett und fertig mit Brennstoff beladen auf einem LKW zur Baustelle transportiert werden. Die Austrittstemperatur des Heliums soll (extrem hohe) 850 °C betragen. Damit wäre der Einsatz als Wärmequelle in der Verfahrenstechnik, bis hin zur thermischen Wasserstoffproduktion, denkbar. Ein Turbosatz mit hoher Drehzahl wird auf einem zweiten LKW angeliefert. Die Gasturbine und der angeschlossenen Generator laufen mit mehreren 10.000 Umdrehungen pro Minute. Die Umwandlung der elektrischen Energie in „netzfähigen Strom“ erfolgt über elektronische Umformer. Bei der eingereichten Variante handelt es sich um ein reines Kraftwerk zur Stromerzeugung. Im Begleittext wird betont, daß dieser Reaktor lediglich die Abmessungen eines „Schulbusses“ hätte. Hinzu käme ein etwa gleich großes Modul für den Turbosatz. Insofern wäre die Leistungsdichte (umbauter Raum) konkurrenzlos gering. Wegen der hohen Austrittstemperatur hätte dieses Kraftwerk einen elektrischen Wirkungsgrad von 53 %. Das Kraftwerk käme mit Luftkühlung aus und wäre damit äußerst flexibel einsetzbar. Durch den hohen Wirkungsgrad und seine neutronenphysikalischen Eigenschaften wäre selbst ohne Wiederaufbereitung, der „Atommüll“ um 80% geringer als bei üblichen Reaktoren.

Noch innovativer als der Turbosatz, ist das Brennstoffkonzept: Der Reaktor wird in der Fabrik mit Brennstoff beladen und komplett nach 30 Jahren Laufzeit wieder in die Fabrik zurückgeliefert. Das ganze ähnelt also eher einer Batterie, als einem klassischen Kraftwerk. Dieses Konzept würde die gesamte Stromversorgung revolutionieren. Ein „Energieversorger“ mietet sich quasi für 30 Jahre eine „Stromerzeugungseinheit“ und gibt diese nach Gebrauch komplett wieder zurück. Durch die speziellen Sicherheits- und Betriebsanforderungen löst sich auch das Problem der Personalkosten: Verkleinert man einfach heutige Reaktorkonzepte, steigt der spezifische Personalaufwand stark an. Das ist leider die Umkehrung der Betriebskostendegression mit zunehmender Kraftwerksgröße. Die Kombination aus geringen Investitionskosten, kaum Betriebskosten, kaum Netzkosten, keine „Atommüllprobleme“…, könnte einen ähnlichen Quantensprung, wie die Einführung des PC in der Datenverarbeitung auslösen. Davon dürften sicherlich nicht alle begeistert sein!

Die Brennelemente besitzen eine Umhüllung aus einem Siliziumcarbid-Faser-Verbundwerkstoff. Das Material verträgt Temperaturen von weit über 2000 °C und reagiert wegen seiner keramischen Eigenschaften praktisch nicht mit Luft und Wasser. Der Brennstoff ist inhärent sicher und selbstregelnd: Steigt die Temperatur zu stark an, bricht die Kettenreaktion in sich zusammen (Dopplereffekt). Auch die Nachzerfallswärme kann dem Brennstoff praktisch nichts anhaben, da er sich gefahrlos so weit aufheizen kann, daß schon die Wärmeabgabe durch Strahlung (Kühlmittelverluststörfall) dauerhaft ausreicht. Dieses Verhalten ist unzählige male experimentell bestätigt worden.

Jeder Reaktor wird erstmalig mit etwa 20 to abgebranntem Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren oder abgereichertem Uran beladen. Hinzu kommt als „Starter“ rund 22 to auf 12% angereichertes Uran. Nach 30 Jahren Betriebszeit werden in einem speziellen Aufbereitungsprozess die entstandenen etwa 4 to Spaltprodukte entfernt und durch 4 to abgebrannten Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren ergänzt.

General Atomic ist eines der führenden Unternehmen (nicht nur) der Kerntechnik. Am bekanntesten dürften die weltweit gelieferten 66 TRIGA-Reaktoren (Training, Research, Isotopes, General Atomic) sein. Zusätzlich gehören zu dem Bewerbungskonsortium noch zwei der weltweit führenden Anlagenbauer: CB&I und Mitsubishi Heavy Industries und die Mutter der schnellen Reaktoren und der Wiederaufbereitung: Das Idaho National Laboratory (INL). Es fehlt also nicht an Kapital und Sachverstand. Größte Hürde dürfte das NRC mit seinem „unendlichen“ Genehmigungsverfahren sein. Aber auch auf dem Sektor des Bürokratismus bewegt sich in den USA etwas: Nicht nur, wegen der Drohkulisse, die China am Horizont aufbaut.

PRISM

Ein weiterer „schneller“ Reaktor, aber mit Flüssigmetallkühlung, ist der von General Electric und Hitachi Nuclear Energy (GEH) propagierte Power Reactor Innovative Small Module (PRISM). Es handelt sich ebenfalls um einen vollständig vorgefertigten und transportierbaren Reaktor mit einer thermischen Leistung von 840 MWth und 311 MWel. Es ist geplant, je zwei solcher Einheiten auf einen konventionellen Turbosatz (typisches Kohlekraftwerk) mit 622 MWel. zusammenzuschalten.

Das PRISM-Konzept bricht ziemlich radikal mit der heutigen Nutzung der Kernenergie und ihrem Brennstoffkreislauf. Es senkt konsequent den Einsatz von Natururan und entlässt als Abfall wesentlich geringere Mengen mit deutlich kürzerem Gefährdungszeitraum. Um dieses Ziel zu erreichen, ist nicht nur der Übergang auf „schnelle“ Neutronen nötig, sondern auch auf einen völlig neuen Brennstoffkreislauf. Durch die Verwendung von Neutronen mit hoher Energie (hoher Geschwindigkeit) kann man praktisch alle Aktinoide spalten – allerdings um den Preis einer geringeren Wahrscheinlichkeit. Man braucht deshalb eine wesentlich höhere Konzentration von U235 bzw. Pu239 um überhaupt eine Kettenreaktion in Gang setzen zu können. Außerdem muß man auf Wasser als Kühlmittel verzichten. Ein in diesem Sinne ideales Kühlmittel, ist das Metall Natrium. Geht man auf ein flüssiges Metall als Kühlmittel über, macht es Sinn, auch den Brennstoff in metallischer Form zu verwenden. Eine Legierung aus Uran, Zirconium und – gegebenenfalls allen möglichen – Transuranen, hat sich als besonders geeignet erwiesen. Wenn man aber schon einen Brennstoff in metallischer Form vorliegen hat – und keinerlei Ambitionen hegt, Kernwaffen zu bauen – bieten sich die erprobten Verfahren der Elektrometallurgie (Aluminium-, Kupferproduktion etc.) an. Vereinfacht gesagt, löst man den zerstückelten „abgebrannten“ Brennstoff in geschmolzenem Lithiumchlorid auf und legt eine Spannung von 1,34V an. Nun wandert das Uran und alle sonstigen Aktinoide zur Kathode und scheiden sich dort ab. Die Spaltprodukte bleiben im Lithiumchlorid zurück. Die Kathode wird eingeschmolzen und daraus neue Pellets hergestellt. Diese werden in Stahlrohre (H9) gesteckt, mit flüssigem Natrium zur besseren Wärmeleitung ausgegossen und mit einem Gaspolster aus Helium versehen, zu einem neuen Brennstab verschweißt. Im Prinzip ist diese Technik so simpel und automatisierter, daß sie in ein (größeres) Kraftwerk integriert werden könnte. Die übrig geblieben Spaltprodukte – etwa 1 kg für jedes 1 MWel. produziert über ein ganzes Jahr – kann man „irgendwo“ lagern, da sie nach wenigen hundert Jahren auf die Intensität des ursprünglichen Uranerzes abgeklungen sind – also die Gefahr, wieder voll und ganz, natürlich ist.

Sicherheitstechnisch betrachtet, hat sich dieser Reaktortyp als äußerst gutmütig erwiesen. Selbst, wenn man alle Regelstäbe voll gezogen hatte, regelte er sich selbst herunter, da durch den starken Temperaturanstieg die nukleare Kettenreaktion unverzüglich zusammenbricht. Für die Leistungsregelung gibt es Regelstäbe aus Borkarbid (B~4 C). Zusätzliche Regelstäbe hängen an Magneten. Fällt der Strom aus oder geht der Magnetismus infolge zu hoher Temperaturen verloren, fallen sie in den Reaktor und stellen ihn dauerhaft ab.

Allerdings hat Natrium einen entscheidenden Nachteil: Es reagiert sowohl mit Luft als auch mit Wasser sehr heftig. Deshalb sind der Reaktorkern, die zwei Wärmeübertrager und die vier elektromagnetischen Pumpen (ohne rotierende Teile) alle zusammen in einem mit Natrium gefüllten Topf eingebettet. Dieses Gefäß ist zusammen mit dem Sicherheitsbehälter am Deckel fest verschweißt. Sowohl das Reaktorgefäß, wie auch der Sicherheitsbehälter haben keine Durchbrüche. Die etwa 20 cm Zwischenraum und der Arbeitsraum über dem Deckel sind mit Argon – unter leichtem Überdruck zur Kontrolle auf etwaige Leckagen – befüllt. Da Natrium durch Neutronenbeschuß strahlend wird (Halbwertszeit etwa 1 Minute), wird die Wärme durch die Wärmeübertrager im Reaktorgefäß an einen zweiten Kreislauf mit Natrium übertragen. Dieses Natrium ist nicht radioaktiv und wird ständig überwacht. Das Natrium gelangt durch Rohr in Rohr Leitungen zum überirdischen Dampferzeuger. Der Dampferzeuger ist ein hoher, zylindrischer Behälter, der vollständig mit Natrium gefüllt ist. In diesem Behälter verlaufen schraubenförmige Rohrleitungen, in denen das Wasser zum Antrieb der Turbine verdampft wird. Im Normalbetrieb sorgen zwei elektromagnetische Pumpen für die Umwälzung des Natriums. Zur Abführung der Nachzerfallswärme nach Abschaltung des Reaktors, würde der sich einstellende Naturumlauf ausreichen. Wegen der vorliegenden Temperaturspreizungen (Kerneintritt: 360 °C, Kernaustritt: 499 °C, Dampferzeuger Eintritt: 477 °C, Austritt 326 °C) besteht ein ausreichend großes Sicherheitsgefälle.

Der Reaktor benötigt keinerlei elektrische Energie nach einer Schnellabschaltung. Ein Unglück wie in Fukushima ist daher ausgeschlossen. Die Nachzerfallswärme kann auf drei Wegen abgeführt werden:

  1. Über einen Bypass der Turbine durch den normalen Dampfkreislauf des Kraftwerks.
  2. Zwischen dem Dampferzeuger und seiner Isolierung befindet sich ein Luftspalt. Ist der Weg 1 nicht möglich (z. B. Bruch einer Dampfleitung), kann über den Naturzug die Wärme an die Umgebung abgegeben werden.
  3. Zwischen Sicherheitsbehälter und Betongrube befindet sich ebenfalls ein Luftspalt. Dieser ist mit Abluftkaminen oberhalb der Erde verbunden. Die durch die Nachzerfallswärme des Reaktors aufgeheizte Luft kann in diesen aufsteigen und wird durch nachströmende kühle Umgebungsluft ersetzt (Reactor Vessel Auxiliary Cooling System RVACS).

Anders, als bei Leichtwasserreaktoren, werden die abgebrannten Brennelemente nicht in einem separaten Brennelementelagerbecken gelagert, sondern verbleiben mindestens für einen weiteren Zyklus (Ladezyklus 12 bis 24 Monate, je nach Betriebsweise) im Reaktorbehälter. Dazu entfernt die automatische Lademaschine das gewünschte Brennelement, ersetzt es durch ein neues und stellt das alte zur Zwischenlagerung in das „obere Stockwerk“ des Reaktorbehälters. Erst, wenn die Brennelemente zur Wiederaufbereitung sollen, werden sie von der Lademaschine aus dem Reaktor gezogen, gereinigt und übergeben. Sie sind dann bereits soweit abgekühlt, daß sie problemlos „an die Luft können“, da die Brennstäbe aus Stahlrohren gefertigt sind.

Neu, ist die ganze Technik überhaupt nicht. Allein der Experimental Breeder Reactor EBR-II hat 30 Jahre erfolgreich gelaufen. Wenn sich jetzt mancher fragt, warum solche Reaktoren nicht längst gebaut werden, ist die Antwort einfach: Wir haben einfach noch nicht genug von dem, was „Atomkraftgegner“ als „Atommüll“ bezeichnen! Eine Serienproduktion macht wirtschaftlich nur Sinn, wenn die Stückzahl ausreichend groß ist. Dieser Reaktor braucht zur Inbetriebnahme 11% bis 17% spaltbares Plutonium und kann 18% bis 23% Transurane vertragen. Um 100 Reaktoren erstmalig zu befüllen, benötigt man daher geschätzt 56.000 bis 70.000 Tonnen Schwermetall in der Form abgebrannter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren. Es ist jetzt der richtige Zeitpunkt, mit Planung und Bau eines Prototypen zu beginnen. Diesen kann man gut mit „Bomben-Plutonium“ aus der Abrüstung oder bereits vorhandenem Plutonium aus Wiederaufbereitungsanlagen bauen. Die Zeit läuft nicht weg: Natururan ist noch billig und je länger die abgebrannten Brennelemente lagern, um so einfacher lassen sie sich aufbereiten. Geht man von kostenlos erhältlichem „Atommüll“ aus – manche meinen ja sogar, man benötige ein Milliarden teueres Endlager für abgebrannte Brennelemente – liegen die kompletten Brennstoffkosten (einschließlich geologischem Lager für die Spaltprodukte) für diesen Reaktortyp weit unter 1/2 Cent pro kWh elektrischer Energie. Spätestens jetzt sollte jedem klar sein, warum man die abgebrannten Brennelemente so sorgfältig in so aufwendigen Behältern verpackt „zwischenlagert“. Sehen so Mülltonnen aus? Die Lagerhalle von Gorleben beispielsweise, ist eher ein Goldschatz.

ALFRED

Das einzige europäische Projekt ist der Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator (ALFRED). Er wird zur Zeit von dem Konsortium aus ENEA und Ansaldo Nuclear aus Italien und der rumänischen ICN verfolgt. Es wird auch Fostering Alfred Construction FALCON genannt. Die über 1 Milliarde Euro Kosten sollen wesentlich von der EU, aus verschiedenen Töpfen aufgebracht werden. Der Standort soll in Mioveni in der Nähe von Pitesti in Rumänien sein. Baubeginn ist für 2017 und eine Fertigstellung bis 2025 gedacht. Er soll eine Leistung von 125 MWel bei 300 MWth. haben. Es ist wohl eine reine Demonstrationsanlage. An eine Serienfertigung ist eher nicht gedacht.

Die Verwendung von Blei als Kühlmittel ist ein Abfallprodukt der europäischen Entwicklung eines, durch einen Beschleuniger angetriebenen, unterkritischen Reaktors. Zum Betrieb eines „schnellen“ Reaktors ist Blei ein eher exotisches Kühlmittel. Alle anderen Nationen verwenden ein Eutektikum aus Blei-Bismut als Kühlmittel. Die längste – und negativste Erfahrung – mit Blei und Blei-Bismut hat Rußland. Dort wurden sie zum Antrieb von Atom-U-Booten der sog. Alpha-Klasse in den 1950er Jahren entwickelt. Wegen ständiger Schäden – bis hin zum Totalverlust – verwendet auch die russische Marine inzwischen Leichtwasserreaktoren.

Als Vorteil von Blei bzw. Blei-Bismut werden immer wieder gerne, folgende Vorteile plakativ in den Vordergrund gestellt:

  • Blei reagiert nicht mit Wasser (gemeint ist, im Gegensatz zu Natrium) und es könnten daher die Dampferzeuger angeblich gefahrlos im Reaktorgefäß integriert werden.
  • Sehr hohe Siedetemperatur (1745 °C) bei sehr geringem Dampfdruck. Daraus wird ein günstiger Blasenkoeffizient der Reaktivität abgeleitet, der einen angeblichen Sicherheitsvorteil ergibt.
  • Blei wäre ein besonders schlechter Moderator und besässe besonders kleine Absorptionsquerschnitte.

Ansonsten fallen einem leider nur Nachteile ein:

  • Blei wird überhaupt erst bei 327 °C flüssig. Darum haben die Russen von Anfang an mit einem Eutektikum aus Blei und Bismut (Schmelzpunkt 124 °C) gearbeitet. Wartungs- und Inspektionsarbeiten bei so hohen Temperaturen sind Neuland. Der Reaktor muß ständig beheizt werden. Es gibt den neuen Störfall „(lokale) Unterkühlung“ mit entsprechenden Konsequenzen für das Genehmigungsverfahren.
  • Flüssiges Blei ist korrosiv. Die Russen haben dieses Problem nie so richtig in den Griff bekommen. Die Wege über den Sauerstoffgehalt und Beschichtungen waren nicht zielführend – ein überhöhter Verschleiß (Lebensdauer) ist die Folge. Darüber hinaus, ist flüssiges Blei auch noch abtragend. Die Strömungsgeschwindigkeit muß deshalb klein gehalten werden.
  • Durch die grosse Masse des Bleis im Reaktor, sind besondere Schutzmaßnahmen gegen Erdbeben notwendig.
  • Durch die hohe Dichte des Bleis werden die Regelstäbe von unten eingeschwommen (völlig neues Prinzip, Genehmigungsverfahren) oder von oben pneumatisch eingeschossen (nicht passiv).
  • Als Brennstoff sind Uranoxid oder Urannitrid vorgesehen. Wegen der gegenüber metallischen Brennstoffen schlechten Wärmeleitung, besteht (wieder) die Gefahr der (lokalen) Kernschmelze. Der Effekt einer inhärenten Sicherheit scheint nur schwer nachweisbar. Eine Kühlung über unterkühltes Blasensieden (wie auch in jedem Druckwasserreaktor) scheidet durch den hohen Siedepunkt (der ja immer als Vorteil bezeichnet wird) aus.
  • Bisher gibt es bei ALFRED kein echtes Notkühlsystem. Die Nachzerfallswärme müßte immer über die innenliegenden Dampferzeuger abgeführt werden. Der Nachweis – auch nach einer physikalischen Dampfexplosion oder eines abschnittsweisen Verstopfens durch Einfrieren –. dürfte sich schwierig gestalten.

Bis ein mit flüssigem Blei gekühlter Reaktor in einem westlichen Land genehmigungsfähig ist, dürften noch Jahrzehnte Forschungs- und Entwicklungsarbeit nötig sein. Insofern dürften sie außerhalb der Konkurrenz mit anderen SMR-Entwürfen stehen. Manchmal fragt man sich wirklich, warum sich manche Kerntechniker immer selbst im Wege stehen müssen. Man könnte fast sagen: Gott schütze uns vor diesen Forschern, mit den „Atomkraftgegnern“ werden wir schon selber fertig.

Vorläufiges Ende

Hier ist das vorläufige Ende des Drei-Teilers erreicht. Es wurden die im derzeitigen Rennen um Förderung für SMR vorne liegenden Typen vorgestellt. Was noch fehlt, wären z. B. der Super-Safe, Small and Simple, 4S von Toshiba; die Encapsulated Nuclear Heat Source ENHS; der Flibe Energy Salzbadreaktor; der International Reactor Innovative & Secure IRIS Druckwasserreaktor; der Purdue Novel Modular Reactor PNMR Siedewasserreaktor; der Travelling Wave Reactor TWR; der ANTARES von Areva, der Advanced Reactor Concept ARC-100 und wer weiß noch, welche sonst alle….

 

 

Reaktortypen heute und in naher Zukunft

Warum haben sich einige Reaktoren durchgesetzt und andere nicht?

Bevor die technische Betrachtung los gehen kann, sind einige Vorbemerkungen erforderlich. Es sind die immer gleichen Sätze, die aber all zu gern gerade von Technikern und Wissenschaftlern verdrängt werden: Da draußen, in der realen Welt, außerhalb von Hörsälen und Politologenseminaren, kostet alles Geld und muß auch alles wieder Geld einbringen. Einen Euro, den man für Forschung ausgegeben hat, kann man nicht noch einmal für „soziale Projekte“ oder sonst irgend etwas ausgeben. In der Politik herrscht der nackte Verteilungskampf. Jeder in der Wirtschaft investierte Euro, muß nicht nur wieder eingespielt werden, sondern auch noch einige Cents zusätzlich einbringen – gemeinhin Gewinn genannt. Dies ist geradezu naturgesetzlich. Wie der „Real Existierende Sozialismus“ eindrücklich bewiesen hat, bricht sonst ein ganzes Gesellschaftssystem einfach in sich zusammen.

Die Evolution

Von den unzähligen Reaktortypen, haben nur drei – in der Reihenfolge ihrer Stückzahl – überlebt: Druckwasser-, Siedewasser- und Schwerwasserreaktoren. Gestorben sind alle mit Gas gekühlten, Graphit moderierten, und „schnellen“ Reaktoren. Manche sind über den Status eines Prototypen – wie z. B. die Salzbadreaktoren – nicht hinaus gekommen. Das sagt weniger über ihre „technischen Qualitäten“, als sehr viel mehr über die Gültigkeit der Vorbemerkung aus.

Die „schnellen“ Brüter

Das einzige, in der Natur vorkommende Material, mit dem man eine Kettenreaktion einleiten kann, ist Uran-235. Der Anteil dieses Isotops am Natururan beträgt nur 0,7%. Hört sich beängstigend gering an. Mit Prozenten ist das aber immer so eine Sache: Wenn man nicht fragt, von wieviel, kann man schnell zu falschen Schlüssen gelangen. Drei Dinge sind zu berücksichtigen, die sich gegenseitig positiv verstärken:

  1. Nach menschlichen Maßstäben, gibt es auf der Erde unerschöpflich viel Uran. Uran ist als Spurenelement überall vorhanden. Allein in den oberen 30 cm Erdschicht, sind auf jedem Quadratkilometer rund 1,5 to vorhanden (der durchschnittliche Urangehalt in der Erdkruste liegt bei 2,7 Gramm pro Tonne). Das Uran-Vorkommen im Meerwasser wird auf vier Milliarden Tonnen geschätzt. Der Menschheit wird das Uran also nie ausgehen. Eine von „Atomkraftgegnern“ immer wieder gern verbreitete angebliche Reichweite von ohnehin nur 30 bis 80 Jahren, ist einfach nur grottenschlechte Propaganda.
  2. Für uns Menschen setzt die Kernspaltung von Uran unvorstellbare – weil außerhalb unseres normalen Erfahrungshorizont liegend – Energiemengen frei. Die Spaltung eines einzelnen Gramms Uran setzt rund 22.800 kWh Wärme frei oder viel anschaulicher ausgedrückt, 13 boe (Fässer Rohöläquivalent). Zur Zeit kostet ein barrel (159 Liter) Rohöl rund 80 Euro am Weltmarkt. Ein Pound (453 gr) U3 O8 kostet aber nur etwa 50 US-Dollar – und damit nicht 1 Million (!!) Dollar, wie es seinem „Öläquivalent“ entsprechen würde. Diese Abschätzung macht deutlich, daß noch einige Zeit vergehen dürfte, bis das Uran auch nur im wirtschaftlichen Sinne knapp werden wird. Allein das bisher geförderte Uran (in der Form von Sprengköpfen, abgebrannten Brennelementen etc.) reicht für einige Jahrtausende aus, um den heutigen Weltbedarf an elektrischer Energie zu produzieren.
  3. In thermischen Reaktoren (gemeint ist damit, Reaktoren in denen überwiegend nur sehr langsame Neutronen die Kernspaltung betreiben.) wird vorwiegend Uran-235 genutzt, das aber im Natururan nur zu 0,7 % enthalten ist. Man glaubte, durch diesen „Faktor 100“ könnte sich vielleicht früher ein Engpass ergeben. Um so mehr, da bei Leichtwasserreaktoren eine Anreicherung auf 3 bis 5 % sinnvoll ist. Wegen der erforderlichen Anreicherung benötigt man fast die zehnfache Menge Natururan für die Erstbeladung eines solchen Reaktors. In Wirklichkeit ist es weit weniger dramatisch, da bei jeder Spaltung durch die Überschußneutronen neuer Spaltstoff (Plutonium) erzeugt wird. Die Konversionsrate bei heutiger Betriebsweise beträgt etwa 0,6. Mit anderen Worten, wenn 10 Kerne gespalten werden, bilden sich dadurch 6 neue „Spaltkerne“. Dafür benötigt man eine Wiederaufbereitungsanlage, deren Betrieb aber reichlich Geld kostet. Bei den heutigen, geringen Uranpreisen am Weltmarkt (siehe oben) lohnt sich das wirtschaftlich kaum. Man läßt die abgebrannten Brennelemente erst einmal stehen. Für die Kraftwerksbetreiber sind sie Abfall (weil nicht länger mehr im Reaktor einsetzbar), aber trotzdem Wertstofflager und keinesfalls Müll. Darüber hinaus sind sie um so leichter zu verarbeiten, je länger sie abgelagert sind.

Bedenkt man diese drei Punkte und den Vorspann, hat man unmittelbar die Antwort, warum sich Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum bis heute nicht kommerziell durchsetzen konnten. Sie sind in Bau und Betrieb wesentlich teurer als Leichtwasserreaktoren. So muß man Natrium- oder Bleilegierungen als Kühlmittel einsetzen. Eine völlig andere Technologie. Für Pumpen, Ventile und was man noch so alles in einem Kraftwerk braucht, gibt es nur weniger als eine Handvoll Hersteller, die alles in Einzelanfertigung herstellen mußten. Selbst das Kühlmittel ist ein Problem: Für vollentsalztes Wasser findet man heute praktisch in jeder Stadt einen Lieferanten. Für „Reaktornatrium“ gibt es nach Kenntnis des Autors praktisch nur einen Hersteller weltweit – übrigens ein deutsches Unternehmen – der bis nach Rußland und China liefert. In einem „natriumgekühlten“ Reaktor hat man drei Kühlkreisläufe (einen radioaktiven durch den Kern, einen Zwischenkreis zum Strahlenschutz und einen Wasser-Dampf-Kreislauf zur eigentlichen Stromerzeugung). Demgegenüber hat ein Siedewasserreaktor nur einen, der auch ohne Umwälzpumpen auskommen kann. Der Unterschied in Investitions- und Betriebskosten dürfte auch jedem Laien nachvollziehbar sein.

Weitaus schwerwiegender ist aber das wirtschaftliche Risiko. Kein verantwortungsvoller Energieversorger auf der Welt, wird sich für einen schnellen Reaktor zur kommerziellen Stromerzeugung entscheiden. Unkalkulierbares Genehmigungsverfahren mit unbestimmten Ausgang: Dafür findet sich keine Bank, die darauf einen Kredit gibt. Es bleibt daher auf absehbare Zeit wie es ist. Solche Reaktoren können nur in Rußland, China und Indien in staatlicher Regie gebaut werden. Sollten sich in einem „westlichen“ Land tatsächlich Politiker finden, die dafür die Verantwortung tragen wollen, könnte es sofort losgehen. Das Jahrzehnte dauernde Drama in Japan (Monju, Baubeginn 1984 (!), bis heute im ständigen Umbau) ist allerdings abschreckendes Beispiel genug. Technisch, gibt es keine grundlegenden Probleme mehr. Technisch, hätte das Projekt ungefähr das Risiko und den finanziellen Aufwand eines neuen Verkehrsflugzeugs oder einer neuen Weltraumrakete – nur für Politiker ist es eben nicht attraktiv. Dies ist übrigens keine Politikerschelte, denn die werden von uns selbst gewählt.

Selbst in USA läßt man sich für zig Milliarden lieber eine Mischoxid-Brennelemente-Fabrik von Areva bauen, nur um seinen vertraglichen Pflichten gegenüber Rußland aus dem Abrüstungsprogramm nachkommen zu können. Was in Frankreich funktioniert, kann so schlecht nicht sein. Die eigene IFR-Entwicklung hat man an Japan verscherbelt. Sie lebt heute unter dem Kürzel PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) in einem Gemeinschaftsunternehmen von GE und Hitachi Nuclear Energy (GEH) mehr schlecht als recht, weiter. 2012 hat sich GEH in Großbritannien um ein Projekt zur Beseitigung des nationalen Überschusses an Plutonium beworben. Als Alternative zu Mischoxid-Brennelementen, mit deren Fertigung man in GB keine berauschenden Erfahrungen gemacht hatte. Mal sehen, was daraus wird. Es sollte übrigens ausdrücklich kein „Brüter“, sondern ein „Brenner“ werden, der möglichst schnell, möglichst kostengünstig, große Mengen Plutonium untauglich für eine Waffenherstellung macht.

Die Hochtemperaturreaktoren

Immer wieder taucht die (zweifelhafte) Forderung nach höheren Temperaturen auf. Entweder ist die Begründung ein besserer Wirkungsgrad oder die Nutzung für die Chemie. Deutschland war nach der Ölkrise der 1970er federführend in der Entwicklung. Will man höhere Temperaturen (über 300 °C) erreichen, bleibt praktisch nur eine Gaskühlung, da bei Wasserdampf der Druck in eine nicht mehr sinnvolle Dimension ansteigt. Außerdem verläßt man im Reaktor das Naßdampfgebiet, was für die „Reaktordynamik“ nur Nachteile bringt.

In den 1950er Jahren hatte man das Problem mit „zu nassem“ Dampf im Turbinenbau. Ausserdem ging zwangsläufig der Bau von Reaktoren mit Graphit als Moderator (für die Rüstung) voran. In Großbritannien ergaben sich die MAGNOX-Reaktoren mit Natururan und CO2. als Kühlmittel. Sie wurden mit einem Druck von knapp 21 bar und 400 °C betrieben. Schon damals unwirtschaftlich. Die Entwicklung ging folgerichtig weiter, zum AGR mit rund dem doppelten Druck und einer Temperatur von 630 °C. Von diesem Advanced Gas-cooled Reactor (AGR) wurden immerhin zehn Reaktoren mit einer Gesamtleistung von fast 6.000 MWe gebaut. Die hohe Temperatur in Verbindung mit CO2. führte zwar immer wieder zu Korrosionsproblemen, aber eigentlich sind es recht robuste Kraftwerke. Bei Neuplanungen geht man aber auch in Großbritannien ausschließlich von Leichtwasserreaktoren aus.

In der Sowjetunion erschuf man einen mit Graphit moderierten Druckröhren Reaktor (RBMK). Er erlangte in Tschernobyl traurige Berühmtheit. Es sind wohl immer noch acht Reaktoren in Betrieb. Die Mehrzahl wurde aber bereits aus dem Verkehr gezogen.

Auf die „echten“, mit Helium gekühlten Hochtemperatur-Reaktoren (z. B THTR in Deutschland mit 750 °C Austrittstemperatur) wird weiter unten noch eingegangen.

Kernenergie zur Stromproduktion

Bisher hat sich die Kernenergie weltweit ausschließlich zur Produktion elektrischer Energie durchgesetzt. Warum das auch auf absehbare Zeit so bleiben wird, später.

Nun hört man immer wieder das „Modewort“ von der „Energieeffizienz“. Gegen Leichtwasserreaktoren wird von „Atomkraftgegnern“ immer gern das Argument der angeblich schlechten Wirkungsgrade angeführt. Als Wirkungsgrad ist das Verhältnis von erhaltener Energie (die elektrische Energie, die aus dem Kraftwerk ins Netz geht) zu eingesetzter Energie (Spaltung von Uran oder Plutonium) definiert. Eine solche Definition macht in diesem Fall ohnehin wenig Sinn: Zumindest Plutonium ist ein (außer als Energieträger) wertloser Stoff, der potentiell sogar gefährlich (wie z. B. Quecksilber) ist. Eine andere Situation als bei Öl, Erdgas usw., die man auch als Rohstoff für vielfältige, andere Zwecke (Treibstoff, Kunststoffe etc.) nutzen kann. Ein besserer Wirkungsgrad macht bei der Kernenergie nur als „verminderte“ Betriebskosten Sinn. Wie aber schon oben gezeigt wurde, kostet Uran (energetisch betrachtet) fast nichts, aus dem Schornstein (im Vergleich zu einem Kohlekraftwerk) kommt auch nichts und die Asche (Spaltprodukte) ist weniger, als bei einem Gasturbinen-Kraftwerk aus dem Schornstein kommt. Alles keine Anreize, damit man um Wirkungsgrad-Punkte kämpft.

Trotzdem kann es nicht schaden, wenn man mal über den Zaun schaut. Die Spitzenwerte liegen heute für Koppelprozesse in Gasturbinen-Kraftwerken, mit nachgeschaltetem Dampfkreislauf zur Abwärmenutzung, bei 60%. Die modernsten Steinkohle-Kraftwerke haben Wirkungsgrade von 46% und der EPR von Areva 37%. Wenn man den Koppelprozeß mit 1 ansetzt, verhalten sich Kombi-, zu Steinkohle-Kraftwerk und Druckwasserreaktor wie 1,0 : 0,77 : 0,62. Alles keine Zahlen, um ein völlig neues Kraftwerkskonzept zu verkaufen (Sie erinnern sich noch an den Vorspann?).

Sehr interessant in diesem Zusammenhang wäre die Kraft-Wärme-Kopplung: Ein Kernkraftwerk als Heizkraftwerk. Plötzlich hätte man die gleichen Nutzungsgrade, wie aus den Prospekten der Block-Heiz-Kraft-Werk (BHKW) Hersteller und Rot/Grünen-Parteitagen – und das auch noch ohne Abgase und Geräusche. Ja, wenn nur die Strahlenphobie nicht wäre. Wir könnten leben, wie in der Schweiz (KKW Beznau) oder einst an der Unterelbe (KKW Stade).

Kernenergie als Wärmequelle

Mit Leichtwasserreaktoren läßt sich sinnvoll nur Wärme unter 300 °C herstellen. Wärme läßt sich wirtschaftlich immer nur über kurze Strecken transportieren. Andererseits nimmt gerade die Niedertemperaturwärme (Raumheizung, Warmwasser etc.) einen beträchtlichen Anteil in der nördlichen Hemisphäre ein. Man müßte lediglich Kernkraftwerke (vielleicht SMR?) in der Nähe von Metropolen bauen um „Fernwärme“ auszukoppeln.

Sehr hohe Temperaturen braucht man nur in der Industrie (Metalle, Glas etc.) und der Chemie. Diese Anwendungen sind heute eine Domäne von Erdgas und werden es auch bleiben. Hochtemperatur-Reaktoren wurden immer nur als Angebot für das Zeitalter nach dem „Ölzeitalter“ (wann das wohl sein wird?) vorgeschlagen. In Deutschland nannte man das „Kohle und Kernenergie“ und schuf den Thorium-Hochtemperatur-Reaktor (THTR), auch Kugelhaufen-Reaktor genannt. Er hat Austrittstemperaturen von 750 °C erreicht (für die Stromerzeugung mit Trockenkühlturm), sollte aber über 1000 °C für „Kalte Fernwärme“ und Wasserstoffproduktion erreichen.

Weltweit werden mehr als 500 Milliarden Normkubikmeter Wasserstoff produziert. Hauptsächlich aus Erdgas. Größte Verbraucher sind Raffinerien und Chemieanlagen. Folgt man einmal nicht Greenpeace und Putin („Wir brauchen mehr umweltfreundliche Gaskraftwerke“), sondern ersetzt im Gegenteil Erdgaskraftwerke durch Kernkraftwerke, kann man ganz konventionell riesige Wasserstoffmengen zusätzlich produzieren. Dagegen kann nicht mal die „Klima-Schutz-Staffel aus Potsdam“ etwas einwenden, denn bei der Umwandlung von Methan fällt nur Wasserstoff und CO2 an. Das Kohlendioxid kann nach texanisch, norwegischem Muster in den alten Öl- und Gasfeldern entsorgt werden oder nach niederländischem Muster in Tomaten. Der Einstieg in die „Wasserstoffwirtschaft“ kann erfolgen. Bis uns das Erdgas ausgeht, können Hochtemperaturreaktoren warten.

Fazit

Es geht mir hier nicht darum, für die Einstellung von Forschung und Entwicklung auf dem Gebiet der Kerntechnik einzutreten. Ganz im Gegenteil. Es nervt mich nur, wenn ganz schlaue Kernenergiegegner einem im Schafspelz gegenübertreten und einem erzählen wollen, daß sie ja eigentlich gar nicht gegen Kernenergie sind: Wenn, ja wenn, nur die „ungelöste Entsorgungsfrage“ erstmal gelöst ist und es „sichere Reaktoren“ gibt. Man würde ja in letzter Zeit auch immer von ganz „interessanten Konzepten“ lesen. Was spreche denn dagegen, erstmal abzuwarten? Bis dahin könnte man ja Wind und Sonne ausbauen. Die würden ja dadurch auch ständig billiger werden (Ha, ha, ha) und wahrscheinlich bräuchte man dann auch gar keine Kernenergie mehr. Und überhaupt, die „Energieeffizienz“ sei überhaupt die größte Ressource, man vertraue da ganz auf den Erfindergeist der „Deutschen Ingenieure“. Na denn ….