PRISM das moderne Entsorgungszentrum? Teil 1

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

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

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

Warum schnelle Neutronen?

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

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

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

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

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

Warum Natrium als Kühlmittel?

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

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

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

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

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

Warum metallischer Brennstoff?

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

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

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

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

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

S wie small

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

M wie modular

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

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

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

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

Das Sicherheitskonzept

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

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

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

Die Lagerung der Brennelemente

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

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

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

Die Auslegungsstörfälle

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

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

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

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

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

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

Natriumbrand im Dampferzeuger

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

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

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

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

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

Schlußbetrachtung

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

Ausblick

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

Reaktortypen in Europa – Teil5, ESBWR

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

Geschichte

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

Anforderungen

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

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

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

Der Naturumlauf

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

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

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

Der Rechenaufwand

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

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

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

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

Die Notkühlung

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

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

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

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

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

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

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

Der „Supergau“

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

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

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

Leistungsregelung

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

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

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

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

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

Ausblick

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

Reaktortypen in Europa – Teil3, AP1000

AP1000 ist die Warenmarke eines Druckwasserreaktors der Generation III+ des Herstellers Westinghouse. Westinghouse ist die Mutter aller Druckwasserreaktoren. Sie erschuf 1954 unter Hyman G. Rickover und Alvin M. Weinberg diesen Reaktortyp für den Antrieb des ersten Atom-U-Boots USS Nautilus (SSN-571).

Geschichte

Der AP1000 entwickelt sich zum „Golf“ der Kernkraftwerke. Inzwischen sind acht Reaktoren in Bau: Je zwei in Sanmen und Haiyang in China und in Vogtle (Georgia) und Summer (South Carolina) in USA. Zahlreiche andere befinden sich weltweit im Vergabeverfahren. So sind drei Reaktoren in Moorside (West Cumbria, nordwestlich von Sellafield, UK) in Vorbereitung. Sie sollen durch NuGen, ein Joint Venture aus Toshiba (Westinghouse gehört zu Toshiba) und GDF SUEZ errichtet und betrieben werden.

Ständig steigende Investitionskosten und steigende Sicherheitsanforderungen zwangen Westinghouse das Konzept grundlegend zu überarbeiten. Über 50 Jahre Betriebserfahrung gipfelten in einer völlig neuen Konstruktion mit vier zentralen Anforderungen:

  • Vereinfachte Konstruktion: Was man nicht hat, kostet auch nichts und kann nicht versagen,
  • Übergang von aktiven auf passive Sicherheitssysteme,
  • modularer Aufbau und
  • parallele Errichtung von Bau und Anlagentechnik.

Der AP1000 ist ein schönes Beispiel dafür, was man erreichen kann, wenn man den Mut hat, eine Konstruktion noch einmal mit einem weißen Blatt Papier von Anfang an zu beginnen. Vorgabe war ein Druckwasserreaktor mit einer mittleren Leistung von rund 1000 MWel. Schon damit setzte man sich ab. Man versuchte gar nicht erst eine Kostensenkung über eine Leistungssteigerung zu erzielen, sondern setze lieber auf die Nachfrage des Weltmarktes. Die Größe entsprach nur etwa 2/3 der letzten Typen der zweiten Generation. Dieser Rückschritt sollte dafür die Märkte der Schwellenländer mit noch kleinen Netzen einschließen.

Durch die „geringe“ Leistung kommt man mit nur zwei modernen Dampferzeugern gegenüber üblicherweise vier aus. Dies spart schon mal beträchtlich umbauten Raum, der bei Kernkraftwerken besonders teuer ist (Sicherheitsbehälter, Betonbunker etc.). Durch weiteres, konsequentes „weglassen“ ergibt sich der Druckwasserreaktor mit dem geringsten Beton- und Stahleinsatz pro MWel.

Ein weiterer Ansatz zur Senkung der Stromerzeugungskosten ist die Verlängerung der Nutzungsdauer: Die Ausdehnung auf genehmigte 60 Jahre verteilt die Kapitalkosten auf wesentlich mehr produzierte KWh. Weniger sicherheitsrelevante Teile (z. B. Noteinspeisepumpen mit zugehörigen Ventilen und Rohrleitungen) oder robustere Konstruktionen (z. B. dichtungslose Hauptkühlmittelpumpen) verringern die Wartungskosten und die notwendigen Wiederholungsprüfungen. Eine nicht zu vernachlässigende Einsparung über die Lebensdauer eines Kraftwerks.

Pumpen

Üblicherweise stehen die Hauptkühlmittelpumpen zwischen den Dampferzeugern. Sie sind mit diesen und dem Reaktordruckgefäß über Rohrleitungen verbunden. Die Pumpen saugen das abgekühlte Wasser aus den Dampferzeugern an und drücken es zurück durch den Kern. Beim AP1000 haben sie die gleiche Aufgabe. Sie sind aber paarweise direkt an den Dampferzeugern angeflanscht. Dies erspart nicht nur Rohrleitungen, sondern vereinfacht diese erheblich. Es sind weniger Formstücke und Schweißnähte erforderlich und der Schutz gegen Erdbeben gestaltet sich wesentlich einfacher.

Die Pumpen selbst, sind für zivile Druckwasserreaktoren ungewöhnlich. Sie verfügen über mit Wasser geschmierte Gleitlager und sind voll gekapselt. Der Läufer und der Stator sind in wasserdichte Hüllen eingeschweißt. Das Pumpenrad sitzt direkt auf der Welle des Antriebsmotors. Sie benötigen damit keine Wellendichtungen und sind somit extrem wartungsarm. Sie sind für eine Betriebsdauer von 60 Jahren ausgelegt und zugelassen. Dieser Pumpentyp ist sehr anspruchsvoll in der Fertigung. Die USA verfügen jedoch über eine jahrzehntelange Erfahrung mit diesem Pumpentyp in ihrer Marine.

Passive Sicherheit

Unter „Passiver Sicherheit“ versteht man, daß bei keinem Störfall Pumpen, Diesel etc. benötigt werden um den Reaktor in einen sicheren Zustand zu überführen und zu halten. Alle Armaturen müssen nur einmal ausgelöst werden (voll offen oder voll geschlossen) und nach Auslösung ohne Hilfsenergie auskommen. Es sollten keine Eingriffe durch das Personal nötig sein.

Hinter dieser Definition verbirgt sich noch ein weiterer Ansatz zur Kostensenkung: Man kann „Sicherheit“ oder „Verteidigung“ in mehreren Stufen definieren. Bevor ein Ereignis zu einem Störfall wird, kann man durch automatische Stellglieder die Folgen abwenden. So kann man z. B. bei einem Generatorschaden den Dampf direkt in den Kondensator leiten und dadurch eine Notkühlung verhindern. Alle für diese Umleitung notwendigen Komponenten bräuchten nur den bei konventionellen Kraftwerken üblichen Qualitätsstandard besitzen, da sie das eigentliche Sicherheitssystem (gemeint ist damit das passive Notkühlsystem) nicht berühren. Nur die Komponenten des passiven Sicherheitssystems müssten den Stempel „nuclear grade“ tragen. Oft sind solche Teile völlig identisch mit dem „Industriestandard“ – unterscheiden sich lediglich im bürokratischen Aufwand und im Preis.

Man kann die Sicherheit – bezogen auf eine eventuelle Freisetzung von radioaktiven Stoffen in die Umwelt – noch steigern, indem man eine konsequente Diversifizierung betreibt. Ferner sieht man für wahrscheinlichere Ereignisse eine höhere Anzahl von Verteidigungsstufen vor.

Der Station Blackout

Vor Fukushima war der größte anzunehmende Unfall (GAU) der entscheidende Sicherheitsmaßstab. Man ging von einem plötzlichen Verlust der Reaktorkühlung infolge einer abgerissenen Hauptkühlmittelleitung aus. Um ein solches Ereignis zu beherrschen – ohne Freisetzung nennenswerter Radioaktivität in die Umwelt – muß bei Reaktoren mit aktivem Sicherheitskonzept auf jeden Fall ausreichend elektrische Energie vorhanden sein. Mindestens ein Notstromdiesel muß starten und die entsprechenden Schaltanlagen müssen funktionstüchtig sein. In Fukushima hat beides ein Tsunami außer Gefecht gesetzt.

Seit Fukushima ist der „station blackout“ ins öffentliche Interesse geraten. Gemeint ist damit der völlige Verlust von Wechselstrom (Kraftstrom) im Kraftwerk. Es ist nur noch Gleichstrom aus Batterien für Steuerung und Notbeleuchtung vorhanden. Es ist daher interessant, wie der AP1000 auf solch eine Situation reagieren würde:

Durch den Stromausfall fallen die Regelstäbe durch ihr Eigengewicht in den Reaktorkern ein und unterbrechen jede Kettenreaktion. Allerdings beträgt in diesem Moment die Nachzerfallswärme noch rund 6% der thermischen Leistung (ungefähr 200 MW), die sicher abgeführt werden müssen. Durch den Stromausfall, fallen alle Pumpen aus. Durch die in den Schwungrädern der Hauptkühlmittelpumpen gespeicherte Energie, laufen diese noch geraume Zeit nach und halten den Primärkreislauf aufrecht. Allerdings ist nach etwa zwei Minuten der Wasserstand auf der Sekundärseite der Dampferzeuger auf sein zulässiges Minimum gefallen, da die Speisepumpen auch nicht mehr laufen können. Dieser Zustand öffnet automatisch die beiden Ventile zur Notkühlung (die Ventile sind im Betrieb elektromagnetisch geschlossen, d. h. Strom weg = Ventil offen). Nur ein Ventil müßte öffnen (Redundanz), um die volle Wärmeleistung abzuführen. Das Wasser strömt nun vom Reaktorkern zu einem Wärmeübertrager (PRHR HX) in dem Wassertank innerhalb der Sicherheitshülle (PRHR). Dieser Tank liegt deutlich oberhalb des Reaktordruckgefässes, wodurch sich ein Naturumlauf ergibt. Nach rund zwei Stunden ist die Nachzerfallswärme auf rund ein Prozent (immerhin noch rund 34 MW) abgefallen. Nach ungefähr fünf Stunden wäre der Tank soweit aufgeheizt, daß das Wasser zu sieden beginnt. Der Sicherheitsbehälter ist ein Zylinder aus 45 mm dickem Stahlblech (bessere Wärmeleitung als Beton). Der Dampf würde an den Wänden kondensieren und über ein Auffangsystem zurück in den Tank laufen. Der Sicherheitsbehälter wiederum, würde seine Wärme an die Umgebungsluft abgeben. Die Umgebungsluft steigt wie in einem Kamin im Zwischenraum zwischen Sicherheitshülle und Betonwand der Schutzhülle (gegen Flugzeugabsturz usw.) auf. Steigt der Druck im Sicherheitsbehälter über einen Grenzwert an, werden zur Steigerung der Kühlung die pneumatisch betätigten Ventile der Beregnungsanlage geöffnet. Ganz oben, auf dem Dach des Reaktors befindet sich ein charakteristischer, ringförmiger Wassertank. Aus ihm würde nun Wasser durch Schwerkraft auf die äußere Seite des Sicherheitsbehälters „regnen“ und diesen stärker kühlen. Der Inhalt des Tanks reicht für 72 Stunden Beregnung.

Durch die (gewollte) Abkühlung des Reaktors zieht sich das gesamte Wasser des Primärkreislaufes wieder zusammen. Der Wasserstand im Druckhalter sinkt. Genauso würde er sinken, wenn der klassische GAU – irgendein Leck im Primärkreis – eingetreten wäre. Damit ein zeitweiliges „trocken fallen“ der Brennelemente (Harrisburg und Fukushima) sicher verhindert werden kann, wird rechtzeitig Wasser nachgespeist. Hierfür gibt es sog. Akkumulatoren. Das sind Behälter, die teilweise mit Wasser gefüllt sind und durch ein Stickstoffpolster unter Druck gehalten werden. Aus diesen strömt automatisch (Rückschlagventile, die durch den Druck im Primärkreis geschlossen gehalten werden, Druck zu klein = Ventil offen) Wasser in den Reaktordruckbehälter nach.

Ist der Druck – egal ob durch ein Leck oder Abkühlung – bis auf Umgebungsdruck abgebaut, kann die Kühlung direkt über die Verdampfung des Wassers im Druckbehälter endlos weiter erfolgen. Dieser Zustand kann auch gewollt oder automatisch angestrebt werden. Würde die Kühlung – aus welchen Gründen auch immer – versagen, würde der Druck im Reaktorbehälter immer weiter ansteigen. Um dies zu verhindern, kann man den Druck über ein Abblasen des Druckhalters abbauen. Dies ist ein Beispiel, wie man durch den geschickten Aufbau einer Sicherheitskette das eventuelle Versagen einzelner Glieder überbrücken kann: Würden tatsächlich beide Ventile (2 x 100%) des Notkühlkreislaufes versagen (siehe weiter oben) müßte trotzdem nicht die Kühlung ausfallen, sondern es würde lediglich ein anderer Weg beschritten.

Die 72 h Regel

Beim AP1000 bezieht sich die passive Sicherheit nicht nur auf die Anlagentechnik, sondern auch auf das Personal. Seit den Störfällen von Harrisburg und Tschernobyl weiß man um die Bedeutung von Bedienungsfehlern. Gerade in der Zeit unmittelbar nach der Störung ist die Wahrscheinlichkeit dafür besonders hoch: Das Schichtpersonal muß erst seinen Schock überwinden, eine wahre Informationsflut muß erst einmal verarbeitet werden damit man sich überhaupt einen Überblick verschaffen kann und dann müssen die richtigen Maßnahmen auch noch erkannt und eingeleitet werden. Andererseits sind drei volle Tage eine recht lange Zeit, um etwas zu reparieren, Fachleute außerhalb des Kraftwerks hinzu zu ziehen oder sogar Ersatzgerät herbeizuschaffen. Dies gilt selbst bei schwersten Naturkatastrophen wie in Fukushima.

Dabei sind die 72 Stunden als Mindestwert bei ungünstigsten Bedingungen zu verstehen. Nach Ablauf dieser Zeitspanne sind weitere Auffanglinien vorgesehen. So können z. B. die Kühlwasserbehälter auch von außen über die Feuerlöschtanks auf dem Gelände nachgefüllt werden. Hierfür ist allerdings wenigstens ein kleiner Hilfsdiesel, der zusätzlich zu den eigentlichen Notstromdieseln vorhanden ist, nötig. Der Treibstoffvorrat beträgt vier Tage. Inzwischen dürften längst Hilfskräfte und Material aus den Notfallcentern eingetroffen sein.

Die Strategie zur Kostensenkung

So makaber es klingen mag, aber die Unglücke von Tschernobyl (vollkommen explodierter Reaktor) und Fukushima (in drei Reaktoren gleichzeitige Kernschmelze) haben den „Atomkraftgegnern“ ihr stärkstes Argument von dem „unkalkulierbaren Restrisiko“ bei Kernkraftwerken entzogen. Nur noch sehr schlichte Gemüter glauben das Märchen „Millionen-Tote-für-10000-Jahre-unbewohnbar“. Es ist also kein Zufall, daß sich die „Bewegung“ nun auf angeblich „zu teuer“, konzentriert. Für die Investitionskosten sind folgende Faktoren ausschlaggebend:

  • Unnötig kompliziert: Doppelte Betonbunker, Core catcher, weitere Notstromdiesel, Pumpen etc.
  • Bürokratismus: „Nuclear grade“ erfordert einen – teilweise absurden – bürokratischen Aufwand. Oft kostet das gleiche Bauteil als „nuclear grade“ geadelt, den vier bis fünffachen Preis. Um eine Diskussion über Sinn und Zweck zu vermeiden, sollte dieser Standard nur noch für echte Sicherheitstechnik verlangt sein. So könnte man beispielsweise bei einem Reaktor mit passiver Sicherheit, die Notstromdiesel aus diesem Verfahren entlassen – als wenn es in anderen Bereichen (IT, Luftfahrt, Seefahrt etc.) keine Sicherheitsnormen gäbe.
  • Bauzeit: Je länger die Bauzeit dauert, desto höher sind automatisch die Baukosten (Verzinsung), das Risiko (z. B. Inflation) und der ausgefallene Gewinn (z. B. Zukauf von Strom). Eine Verkürzung läßt sich grundsätzlich nur durch parallele Abläufe erzielen.
  • Baustelle: Arbeiten auf Baustellen sind grundsätzlich teurer, als eine Fertigung in einer Fabrik. Hinzu kommt meist noch ein schwer zu kalkulierendes Witterungsrisiko.
  • Serien: Jeder „first of a kind“ ist teurer als die Nachfolgemodelle. Hat man erst einmal die „Konstruktionsfehler“ behoben und das Personal seine Erfahrungen gesammelt, geht die Arbeit wesentlich flotter. Dies hat sich auch jetzt beim Bau der ersten AP1000 in China und USA wieder gezeigt.

Westinghouse hat konsequent auf eine Modularisierung bei paralleler Fertigung gesetzt. Im Schiffbau nennt man das „Sektionsbauweise“. Ziel ist die Errichtung eines Kernkraftwerks in 36 Monaten. Diesen sind noch der Vorlauf für die Baustelleneinrichtung und die Inbetriebnahme hinzu zu rechnen, sodaß ein Zeitraum von rund fünf Jahren zwischen Auftragserteilung und Übergabe an den Kunden liegt.

Der Rohbau

Üblich ist es schon immer, alle großen Bauteile: Reaktordruckgefäß, Dampferzeuger, Druckhalter, Turbine und Generator, Kühlmittelpumpen etc. möglichst schnell zu vergeben. Diese Aggregate werden von Spezialfirmen gefertigt und getestet und kommen möglichst komplett auf die Baustelle.

Gänzlich anders verhielt es sich bisher mit dem baulichen Teil: Der Hochbau wurde ganz konventionell in Ortbeton hergestellt. Dabei arbeitete man sich, wie bei jedem anderen Gebäude auch, vom Keller bis zum Dach stückweise voran. Wie auf jeder anderen Baustelle auch, konnte man mit dem Innenausbau erst beginnen, wenn der Rohbau fertig war.

Beim AP1000 hat man konsequent mit dieser Tradition gebrochen. Hier gilt: Möglichst wenig Arbeiten auf der unmittelbaren Baustelle und weitgehendste Fertigung in den Fabriken der Zulieferer. Um möglichst parallel arbeiten zu können, werden die Sektionen auf dem Baustellengelände aus den gelieferten Modulen zusammengebaut und die Sektionen termingerecht mit einem Schwerlastkran (3200 to) zu dem eigentlichen Reaktor zusammengefügt.

Konventionell (Schalung aus Holz, Eisengeflecht vor Ort und mit Beton ausgegossen) gebaut, wird nur noch die Grundplatte, auf der die gesamte „nukleare Insel“ steht. Schon die sich anschließende „Reaktorgrube“ ist eine komplette Sektion in Sandwich-Bauweise. So geht es Sektion für Sektion nach oben. Der Schwerlastkran stapelt alle wie auf einer Werft über- und nebeneinander. Dazu gehören auch ganze Baugruppen aus Rohrleitung, Pumpen, Ventilen usw., fertig lackiert, in Stahlgestellen. Die eigentliche Montage vollzieht sich in der erdbebenfesten Verbindung der Gestelle mit dem Baukörper und dem Anschluß an die Versorgungsleitungen etc. Da diese Module schon bei ihren Herstellern vollständig getestet und abgenommen worden sind, verkürzt sich auch die spätere Inbetriebnahme erheblich.

Das Sandwich

Für eine konventionelle Betonwand muß der Zimmermann eine Schalung aus Holz bauen und die Eisenflechter die Moniereisen einbringen. Nach dem Aushärten des Beton muß alles noch mühselig ausgeschalt und meist auch noch nachgearbeitet werden. Eine kosten- und vor allem zeitaufwendige Arbeit. Außerdem sind Zimmerleute keine Feinmechaniker.

Ein Sandwich besteht aus zwei Stahlplatten, die später mit Beton ausgegossen werden. Die Stahlplatten-Konstruktion übernimmt die Funktion einer verlorenen Schalung und enthält auch noch das „notwendige Eisen“, was die Festigkeit eines Stahlbeton ausmacht. Auf den ersten Blick keine revolutionäre Erfindung. Nur sind die Wände und Decken in einem Kraftwerk meist nicht massiv, sondern haben unzählige Durchbrüche und Einbauten. Wenn man die Anlagentechnik auch in Modulen vorfertigen will, müssen diese in der Toleranz von Maschinenbauern und nicht von Zimmerleuten ausgeführt werden. Wenige Millimeter Versatz, enden in einer teuren Katastrophe. Die einzelnen Platten werden nun – wie auf einer Werft – vollautomatisch aus- und zugeschnitten. Die Verstärkungen (die das Eisengeflecht bei konventionellem Beton ersetzen) werden auf Schweißmaschinen angebracht und die Platten zu Modulen zusammengeschweißt. Die Größe der Module ist dabei maßgeblich durch den Transportweg begrenzt. Die größte Sektion besteht z. B. in Vogtle aus 72 Modulen, die auf der Baustelle zusammengeschweißt werden und mittels eines Schwerlasttransporters und des Schwerlastkranes in den Sicherheitsbehälter eingesetzt wurde. Diese Sektion wiegt ohne Betonfüllung rund 1000 to.

Neue Herausforderungen

Die Aufteilung in drei Bauphasen: Fertigung von Modulen bei den Herstellern, zusammenfügen der Module zu Sektionen auf separaten Vormontageplätzen und der Zusammenbau der Sektionen zum eigentlichen Reaktor, erfordert eine besonders ausgefeilte Planung und Logistik.

Ein solches Vorhaben kann nur gelingen, wenn man von Anfang an, wirklich alle Elemente auf einem entsprechenden Rechner in vierdimensionaler (drei Orts- und eine Zeitachse) Abbildung zur Verfügung hat. Solche Werkzeuge gibt es noch nicht sehr lange. Zum Werkzeug gehören aber noch die entsprechend qualifizierten Konstrukteure mit praktischer Erfahrung und eine Lernkurve. So waren z. B. bei den ersten Reaktoren in China einige Abstände zwischen den Kabelbahnen und den Decken des nächsten Moduls zu knapp bemessen. Es ergaben sich tote Ecken bezüglich der Lackierung, usw. Alles Dinge, die zu Zeitverzug und ungeplanter Nacharbeit geführt haben.

Es ist eine ungeheure Disziplin und straffe Organisation über die gesamte Laufzeit eines Projekts erforderlich: Jede Änderung bei einem Zulieferer – irgendwo auf der Welt – kann dutzende Änderungen, zusätzliche Prüfungen usw. bei anderen Zulieferern auslösen. Gerade Dokumentation und Prüfungen sind in der kerntechnischen Industrie eine besondere Herausforderung. In den USA hat letzteres zu erheblichen Verzögerungen beim Bau des Kraftwerks Vogtle geführt. Ein Hersteller aus Louisiana – der seit Jahrzehnten erfolgreich im Bau von Ölförderanlagen etc. tätig war – war mit diesen „Gepflogenheiten der Kerntechnik“ nicht hinreichend vertraut. Im Endergebnis mußten etliche Module aus China nachbestellt werden.

Die Sektionsbauweise ist auch nicht ohne Tücken und erfordert entsprechendes Fachpersonal auf der Baustelle. Es müssen komplizierte und stabile Leergerüste gebaut werden, um die Sektionen aus Modulen passgerecht zusammen zu bauen. Der Verzug beim Schweißen und die Temperaturschwankungen sind bei so großen Bauteilen eine weitere Herausforderung. Der Schwerpunkt ist ebenfalls nicht immer genau festgelegt, was das Anheben ohne zusätzliche Belastungen nicht einfacher macht. Für Sektionen bis zu 1000 to müssen entsprechende Kräne und Transporter bereitgehalten werden. Für diese selbst, muß die Infrastruktur (Schwerlaststraßen, Bewegungsräume, Energieversorgung etc.) geschaffen werden.

Ausblick

Der AP1000 setzt die Maßstäbe für den Bau moderner Druckwasserreaktoren. Seine Weichen werden z. Zt. in China gestellt. Er kann seine wirtschaftlichen Vorteile erst in einer größeren Serie voll ausspielen. Die Lernkurve zeichnet sich bereits in USA und China deutlich ab. Es ist nur eine Frage der Stückzahl, wann die Investitionskosten für ein solches Kernkraftwerk unter das Niveau eines Kohlekraftwerks nach deutschen Standards (Wirkungsgrad 46%, mit Entstickung und Rauchgasentschwefelung, zugehörige Entsorgungsanlagen etc.) gesunken sind. Genau diese Frage, stellt sich aber bereits heute – wie schon in den 1970er Jahren in Deutschland –, wenn man die Luftverschmutzung in Peking betrachtet. Anschließend steht für China ein gigantischer Weltmarkt offen. Wir sprechen bereits in Europa nicht nur über Moorside, sondern auch über Polen, Tschechien und Bulgarien.

Im nächsten Teil4 geht es um die Siedewasserreaktoren, wie sie z. B. für den Standort Wylfa Newydd (Insel Anglesey in Nord Wales, GB) vorgesehen sind.

 

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….

 

 

SMR Teil 2 – Leichtwasserreaktoren

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

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

Die Gruppe der kleinen Druckwasserreaktoren

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

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

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

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

Das mPower Konzept

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

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

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

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

Westinghouse SMR (NextStart Alliance)

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

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

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

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

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

NuScale

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

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

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

Das NuScale-Konzept bricht radikal mit einigen Gewohnheiten:

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

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

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

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

Holtec international

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

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

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

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

Carem

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

Schwimmender SMR aus Russland

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

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

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

Abschließender Hinweis

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

 

ATMEA1 versus AP1000

In der Kerntechnik hat sich die Einteilung von Reaktoren nach Generationen (GenI bis GenIV) eingebürgert. Stellvertretend für die in den 1960er Jahren und früher entstandene „1. Generation“ von Kernkraftwerken steht z. B. der Unglücksreaktor in Fukushima. Ein Beispiel für die folgende „2. Generation“ sind die sogenannten Konvoi-Kraftwerke Isar 2, Emsland und Neckarwestheim 2 in Deutschland. Heute im Bau befindet sich die „3. Generation“ wie z. B. der European Pressurized Water Reactor (EPR) von AREVA in Olkiluoto, Finnland und der Advanced Passive (AP1000) Reaktor von Westinghouse in Sanmen, China.

In jede Generation flossen die bisherigen praktischen Betriebserfahrungen, aufgetretene Unfälle und nicht zuletzt politische Forderungen ein. Typisches Beispiel, wie Teile der kerntechnischen Industrie stets bemüht waren, über jedes Stöcken zu springen, das ihnen die „Anti-Atomkraft-Bewegung“ hingehalten hat, ist der „Core Catcher“. 1979 schuf Hollywood den Katastrophenfilm „The China Syndrome“ (mit Jane Fonda, Jack Lemmon und Michael Douglas). In diesem Film bauen böse Kapitalisten ein unsicheres Kernkraftwerk. In typischer Hollywood-Übersteigerung kommt es (beinahe) zu einer Kernschmelze: Das „atomare Feuer“ frißt sich durch meterdicken Stahl und Beton Richtung China. Physikalisch ist das zwar kompletter Unsinn, politisch aber ein absoluter Volltreffer: Noch mehr als 30 Jahre später, zählt die „Kernschmelze“ zu den Gruselgeschichten, die jedem selbsternannten „Qualitätsjournalisten“ einen wohligen Schauer über den Rücken laufen lassen. Wenn man über Fukushima redet, muß das Zauberwort „Kernschmelze“ mindestens einmal erwähnt werden. Die kerntechnische Industrie, die heute gerne Krokodilstränen über ständig steigende Kosten und ausgedehnte Genehmigungsverfahren weint, glaubte sich stets durch „draufsatteln“ von Kritik frei kaufen zu können. Leider haben sie nie die Erfolgsstrategie der „Atomkraftgegner“ kapiert: Scheint ein Stöckchen übersprungen, schiebt man sofort das nächste nach. Solange, bis sich die Prophezeiung von der „teuren Atomenergie“ endlich erfüllt hat.

Der französische Weg

Fairer weise, muß man eigentlich vom deutsch-französischen Weg sprechen. In den späten 1980er-Jahren – in Hessen gab es schon eine Rot/Grüne-Koalition, in Frankreich war der Markt für Kernkraftwerke gesättigt – faste man den (politischen) Entschluß, einen gemeinsamen Reaktortyp zu entwickeln. Ganz nach dem aus Luft- und Raumfahrt bekannten Muster: Wenn es dem Deutschen Michel zu futuristisch wird, versteckt er sich gern hinter der forschen Marianne. Der Gedanke, einen einheitlichen Reaktortyp für Deutschland und Frankreich bauen zu wollen, erschien vernünftig und war gleichzeitig das vorprogrammierte Scheitern. Zu unterschiedlich sind die Mentalitäten: Angetrieben durch die Phantasie von „Atomexperten“ war der deutschen Neigung zum Tragen eines Gürtels zum Hosenträger freier Lauf gelassen. Jede Frage, die (wissenschaftlich) beantwortet wurde, diente zur Schaffung von zehn neuen Fragestellungen – die Forschungsgelder flossen in Strömen. Die Vorgabe einer „evolutionären“ Entwicklung wurde zum Programm: Aus „European Pressurized Water Reactor“ wurde „Evolutionary Power Reactor“ (EPR). Durch die Beschränkung auf eine „Weiterentwicklung“ blieb zur Kostenreduktion nur die Flucht in die „Größe“. Inzwischen liegt die Leistung bei über 1700 MWe. Ein fataler Irrweg: Für die meisten Kunden schlicht weg zu groß. Die Schaffung des ATMEA1 (rund 1000 MWe) war die notwendige Konsequenz. Ein weiterer Reaktortyp mit einem weiteren Partner (Mitsubishi Heavy Industries) aus einem noch entfernteren Kulturkreis.

Der Ansatz von mehr Sicherheit durch mehr Beton und Technik führt zu immer höheren Kosten. Nicht nur beim Bau, sondern auch beim späteren Betrieb. Je mehr man hat und braucht, um so mehr muß auch ständig überprüft und gewartet werden. Je komplexer eine Anlage ist, um so schwieriger ist sie zu durchschauen. So ist beispielsweise der Übergang von 4 x 50% (Konvoi) bzw. 2 x 100% (NP4) auf 4 x 100% (EPR) bei den Notkühlsystemen nur eine vermeintliche Steigerung der Sicherheit. Tatsächlicher Grund ist die Fähigkeit im laufenden Betrieb Wartungs- und Kontrollarbeiten ausführen zu können. Dies ist aber zwingend notwendig, wenn man auf eine Arbeitsausnutzung von über 90% über die angestrebte Betriebsdauer von 60 Jahren kommen will. Treibt man die Investitionskosten in die Höhe, bleibt nur eine höhere Arbeits- und Brennstoffausnutzung um die Stromkosten klein zu halten. Es ist kein Zufall, daß in den letzten Jahren alle Ausschreibungen für den EPR verloren gingen. Erst mit dem ATMEA1 hatte AREVA in der Türkei wieder (indirekt) Erfolg.

Der amerikanische Weg

In den USA wurde man schon 1979 mit einer „Kernschmelze“ im Kernkraftwerk Three Mile Island in Harrisburg konfrontiert. Ausgang war – wie auch später 1986 in Tschernobyl – eine Fehleinschätzung des Bedienpersonals. Während der ersten Stunden verschärfte sich die Situation – wie auch 2011 in Fukushima – durch mangelnde Information. Hinzu kam die wirtschaftliche Krise der Nuklearindustrie durch zahlreiche Auftragsstornierungen.

Man gelangte zu den richtigen Erkenntnissen: Je simpler eine Anlage ist, je billiger ist die Herstellung und je weniger kann kaputt gehen. Je höher die Automatisierung ist, je weniger kann (insbesondere unter Stress) falsch gemacht werden. Je mehr Zeit man gewinnt, um so gründlicher kann man die Situation analysieren und Hilfe von außen hinzuziehen. Westinghouse zog die Konsequenzen: Übergang von aktiven zu passiven Sicherheitsmaßnahmen und mindestens 72 Stunden Zeit nach einem schweren Unfall, bis Eingriffe durch das Bedienpersonal nötig sind. Wie Fukushima gezeigt hat, ist das auch die richtige Strategie, um sich vor Naturkatastrophen zu wappnen.

Wichtigste Maßnahme zur Verhinderung einer Kernschmelze ist, die Nachzerfallswärme unter allen Umständen an die Umgebung abführen zu können. Zu diesem Zweck funktionierte Westinghouse das Containment in einen gewaltigen Kühler um: Frische Luft steigt außen am Sicherheitsbehälter entlang und entweicht oben aus dem Dach des Reaktorgebäudes. Dieser Naturzug kann durch ein Besprühen mit Wasser noch verstärkt werden. Das Wasser läuft infolge Schwerkraft bei Bedarf aus einem Behälter mit 3000000 Litern unter dem Dach auf natürliche Weise aus. Es ist keine Mechanik und keine Fremdenergie nötig. Auch ein Tsunami kann diesem System nichts anhaben. Wo keine elektrische Energie gebraucht wird, kann auch nichts ausfallen.

Der AP1000 besitzt (wie alle Reaktoren der 3. Generation) einen großen Frischwassertank im Sicherheitsbehälter. Er dient bei kleinen Unfällen als Wärmesenke und als Reservoire um Leckagen aus dem Reaktordruckbehälter zu ersetzen. Dieser Tank ist deutlich über dem Reaktor installiert, damit das Wasser infolge Schwerkraft in den Reaktor und seine Grube laufen kann. Um eine „Kernschmelze“ zu verhindern, müssen alle Brennstäbe stets mit Wasser bedeckt sein. In den ersten Stunden ist die Nachzerfallswärme noch so heftig, daß das Wasser siedet. Der entstehende Dampf kann sich an der kalten Innenseite des Sicherheitsbehälters niederschlagen und wird anschließend zurück in den Wassertank geleitet. Auch dieser Kühlkreislauf funktioniert nur durch Schwerkraft und Temperaturdifferenz. Da keine Rohrleitungen nach außen benötigt werden, kann man den Sicherheitsbehälter leicht und sicher verschließen. Es ist kein abblasen zur Druckentlastung aus dem Sicherheitsbehälter, wie in Fukushima geschehen, nötig. Selbst wenn Wasserstoff entsteht, wäre deshalb eine Explosion des Kraftwerks ausgeschlossen. Gleichzeitig wird durch Füllen der Grube des Reaktordruckbehälters dieser auch von außen gekühlt. Ein „durchschmelzen“ von Kernbrennstoff ist dadurch ausgeschlossen. Nebenbei gesagt, ist dies bisher auch noch nirgendwo passiert. Es ist wie gesagt, eine Hollywooderfindung. In Fukushima ist bestenfalls ein wenig Brennstoff durch die Steuerstabdurchführungen (Siedewasserreaktor) in den Raum unterhalb des Reaktordruckgefäßes gelangt. Warten wir getrost ab, bis die ersten Kamerafahrten im Reaktor Bilder liefern werden. Der Autor ist sich sicher, daß diese – wie in Harrisburg – einen großen Schutthaufen zeigen werden. Die Vorstellung von flüssigem Metall, was wie bei einem Hochofenabstich aus dem Druckbehälter läuft, ist science fiction. Insofern ist ein Core Catcher ein netter Gimmick aus der guten, alten Zeit, in der Kosten noch keine Rolle zu spielen schienen.

Fazit

Sichere Kernkraftwerke lassen sich auf verschiedene Art und Weise bauen. Selbst bei einem Grundkonzept – hier einem Druckwasserreaktor – lassen sich verschiedene Philosophien anwenden. Sowohl Harrisburg als auch Fukushima haben bewiesen, daß man die möglichen Schadensabläufe schon in der ersten Generation richtig verstanden hatte und recht robuste Maschinen gebaut hat. In beiden Fällen gab es zwar einen Totalschaden mit beträchtlichen Kosten, aber keine Menschenleben sind zu beklagen! Welche andere Technik konnte bereits in ihrer ersten Generation ein solches Sicherheitsniveau vorweisen? Das Geschwafel einiger Politiker von einem „unkalkulierbaren Restrisiko“ ist einfach nur peinlich oder boshaft. Man glaubte, eine Naturkatastrophe für die Durchsetzung der eigenen Interessen missbrauchen zu können.

Allerdings wird heute mehr denn je, die Frage nach der Wirtschaftlichkeit gestellt. Gerade die Schwellenländer brauchen elektrische Energie zu akzeptablen Preisen. Die Kernenergie braucht keine Ideologie zu fürchten. Sie wird zum Selbstläufer, wenn sie die Kosten senkt. Insofern gehört passiven Systemen die Zukunft. Sie sparen beträchtliche Bau- und Betriebskosten. In China scheint man das erkannt zu haben: Nach dem Unglück in Fukushima hat man – anders als in Deutschland – den Fachleuten (nicht „Atomexperten“ !!!) erst einmal Zeit gegeben, den Schadensablauf zu analysieren und nicht durch die Politik vollendete Tatsachen geschaffen. Bemerkenswertes Ergebnis war, den ursprünglich geplanten weiteren Ausbau von 60 bis 80 Reaktoren der zweiten Generation (CP1000) zu stoppen und sich voll auf Reaktoren der dritten Generation zu konzentrieren. Als weit vorausschauend, erwiesen sich dabei die Lizenzabkommen und die enge Zusammenarbeit mit Westinghouse (insbesondere) zur gemeinsamen Weiterentwicklung des AP1000 bis zu Leistungen von 1400 MWe. Die Prognose scheint nicht sehr gewagt, daß China mit diesem Modell den Weltmarkt für Kraftwerkstechnik erobern wird.