Was ist eigentlich Atommüll?

Wenn man sich z.B. mit dem Thema Endlagerung beschäftigen will, ist es sinnvoll zu wissen, was „Atommüll“ eigentlich ist und wie er entsteht.

Alles entsteht im Reaktor

Im Reaktor eines Kernkraftwerks werden Atomkerne gespalten. Dies ist sein Sinn. Um Wärme-Leistungen von mehreren Gigawatt (GWth.) in einem so kleinen Behälter zu erzeugen, sind gewaltige Flüsse von Neutronen notwendig. Die Neutronen entstehen überwiegend bei den Spaltungen und lösen weitere Spaltungen aus. Eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion. Sie läuft solange weiter, bis zu viel „Spaltstoff“ verbraucht wurde. Der Brennstoff muß erneuert werden, d. h. die „abgebrannten Brennelemente“ (spent fuel) müssen durch frische ersetzt werden.

Auf ihrem Weg von einer Spaltung zu einem weiteren spaltbaren Kern, treffen die meisten Neutronen auch auf andere Atomkerne. Das sind all die anderen Materialien, aus denen der Reaktor besteht: Brennstabhüllen, Wasser, Regelstäbe, Einbauten im Reaktor, das Reaktorgefäß selbst etc. Nun kann es passieren, daß sie nicht nur mit einem Atomkern zusammenstoßen und wieder abprallen – gestreut werden – sondern von diesem dauerhaft eingefangen werden. Es entsteht ein neues chemischen Element oder ein Isotop. Man nennt das Aktivierung, da diese neu erschaffene Elemente radioaktiv sind.

Bewegen sich solche radioaktiven Stoffe durch das Kernkraftwerk, können sie Bauteile, Werkzeuge etc. kontaminieren. Kontaminierung und Aktivierung werden oft miteinander verwechselt: Kontaminierte Gegenstände bleiben unverändert, sie werden nur mit radioaktiven Stoffen verunreinigt. Sie können auch wieder gereinigt werde. Die Reinigung kann aber so aufwendig und damit kostenintensiv sein, daß es billiger ist, das Teil als „Atommüll“ zu deklarieren und einfach komplett wegzuwerfen.

Unterschiedliche Formen der Strahlung

Man unterscheidet γ-Strahlung, β-Strahlung (Elektronen) und α-Strahlung (Helium-Kern). Die beiden letzten können kaum Materie durchdringen. Für γ-Strahlung gilt: Eine Abschirmung aus möglichst dichtem Material (z. B. Blei) und schlichtweg Abstand einhalten. Jedenfalls reicht in einem Brennelemente-Lagerbecken die Wassertiefe als Abschirmung vollkommen aus. Es wäre gefahrlos möglich, in einem solchen Becken zu schwimmen.

Aus vorgenannten Gründen reicht meist ganz normale Schutzkleidung – bestehend aus Atemschutz, Schutzanzug, Handschuhen und Brille – beim Umgang mit Atommüll aus. Solange man radioaktive Stoffe nicht in seinen Körper aufnimmt, ist Atommüll relativ harmlos. Umgekehrt gilt, wenn man Atommüll sicher einschließt, ist der Umgang ohne Schutzkleidung möglich. Typisches Beispiel ist der Castor-Behälter: Seine dicken Stahlwände, spezielle Neutronenabsorber und sein gasdichter Verschluß machen auch die Handhabung stark strahlender Brennelemente gefahrlos möglich.

Die Dosis macht das Gift

Wie bei allen anderen Stoffen auch, ist die biologische Wirkung von Strahlung immer von der Dosis abhängig. Schon die Erfahrung mit dem Sonnenlicht macht diesen Zusammenhang deutlich: Ein wenig Sonne ist belebend (z. B. Bildung von Vitamin D), zu viel davon, erzeugt einen Sonnenbrand mit der Zerstörung von Hautschichten. Zuviel und häufige Strahlung kann sogar Hautkrebs erzeugen.

Der menschliche Körper verfügt über zahlreiche Reparaturmechanismen. Wäre das nicht so, hätte es überhaupt kein Leben auf der Erde geben können, denn die Strahlung war vor Millionen von Jahren noch wesentlich höher als heute. Jedenfalls ist die Vorstellung, schon ein einziges Plutonium-Atom könnte Krebs auslösen oder gar vererbbare Genveränderungen, ein Hirngespinst, das nur zur Erzeugung von Angst dienen soll. Wäre Radioaktivität tatsächlich so gefährlich, dürften wir nichts essen und trinken. Es gibt Mineralwässer, die enthalten mehr radioaktive Stoffe, als das Wasser in einem Brennelemente-Lagerbecken oder gar das Kondensat in einem Kernkraftwerk. Wir dürften keine Bananen oder Tomatenmark essen, denn die enthalten radioaktives Kalium. Unsere Bauern dürften vor allem keinen mineralischen Dünger aufs Land streuen, denn der enthält beträchtliche Mengen Uran, der ihre Felder im Laufe der Zeit zu „Atommüll-Deponien“ macht.

Es gibt heute umfangreiche Tabellen, die angeben, wieviel man von einem Stoff ohne Krankheitsrisiko zu sich nehmen kann. In diesen Tabellen ist noch ein weiterer Zusammenhang berücksichtigt, die sog. biologische Halbwertszeit. Es ist z. B. ein Unterschied, ob man radioaktives Wasser trinkt, welches ständig aus dem Körper ausgeschieden wird und durch frisches Wasser ersetzt wird oder radioaktives Strontium, welches gern in Knochen eingelagert wird und dort für Jahrzehnte verbleiben kann.

Konzentration oder Verdünnung

Beim Umgang mit „Atommüll“ spielen die Begriffe Verdünnung und Konzentration eine große Rolle. Im Sinne einer biologischen Wirksamkeit ist eine Verdünnung – wie bei jedem anderen Gift auch – eine bedeutende Schutzmaßnahme. Im Prinzip kann man jeden Stoff soweit verdünnen und damit unschädlich machen, daß er Trinkwasser oder Nahrungsmittelqualität besitzt. Deshalb besitzt z. B. jedes Kernkraftwerk einen hohen Abluftkamin. Radioaktive Abgase werden ordentlich verdünnt, bevor sie aus großer Höhe wieder auf den Boden gelangen oder von Menschen eingeatmet werden können.

Das Prinzip der Verdünnung, war bis in die 1960er Jahre der bestimmende Gedanke bei der Abgabe radioaktiver Stoffe ins Meer. Allerdings war von Anfang an klar, daß man durch die beständige Abgabe ins Meer, die Konzentration radioaktiver Stoffe dort erhöhen würde. Man vollzog deshalb eine 180-Grad-Wende: Von nun an war die Aufkonzentrierung das Mittel der Wahl. Bis aktuell in Fukushima. Dort dampft man radioaktives Wasser ein, welches nahezu Trinkwasserqualität hat, um auch geringste Mengen radioaktiver Stoffe vom Meer fern zu halten. Vom naturwissenschaftlichen Standpunkt aus betrachtet, schlicht Irrsinn. Aber zugegeben ein Irrsinn, mit dem sich trefflich Geld verdienen läßt und man am Ende auch noch behaupten kann, Kernenergie sei schlicht zu teuer.

Allerdings muß man an dieser Stelle festhalten, daß die Kerntechnik der erste Industriezweig ist, der versucht, Schadstoffe konsequent aus der Umwelt fern zu halten. Gleiches kann man von der Chemie oder den fossilen Energieverwendern (international) noch lange nicht behaupten.

Spent fuel

Nach einiger Zeit im Reaktor, ist jedes Brennelement „abgebrannt“. Es muß deshalb entfernt werden und durch ein neues ersetzt werden. Die frisch entnommenen Brennelemente strahlen so stark, daß man sie nur unter Wasser handhaben kann. Würde man sie nicht kühlen, könnten sie sogar schmelzen oder zumindest glühen. Dies hat zwei Ursachen:

  • Alle Spaltprodukte sind radioaktiv. Die Strahlung wandelt sich beim Kontakt mit Materie in Wärmeenergie um. Letztendlich wandeln sich die Spaltprodukte in stabile (nicht radioaktive) Kerne um. Dies geschieht jedoch meist nicht in einem Schritt, sondern in mehreren Schritten. Dabei können sogar chemisch unterschiedliche Elemente entstehen. Jede Stufe sendet die ihr eigene Strahlung mit ihrer charakteristischen Energie aus.
  • Der radioaktive Zerfall ist im Einzelfall rein zufällig und durch nichts zu beeinflussen. Betrachtet man aber eine sehr große Anzahl von Atomen eines bestimmten Stoffes, kann man sehr wohl eine sog. Zerfallskonstante ermitteln. Für den praktischen Gebrauch hat sich die sog. Halbwertszeit eingebürgert: Das ist die Zeitdauer, nach der genau die Hälfte der ursprünglichen Menge zerfallen ist. Für den Umgang mit Atommüll ergibt das eine wichtige Konsequenz: Stoffe, die eine geringe Halbwertszeit haben, sind schnell zerfallen. Wegen ihrer hohen Zerfallsrate senden sie aber auch sehr viel Strahlung pro Zeiteinheit aus.

Für abgebrannte Brennelemente ergibt sich daraus der übliche Zyklus: Erst werden sie in ein tiefes Becken mit Wasser gestellt. Das Wasser dient dabei zur Abschirmung der Strahlung und als Kühlmittel. Nach ein paar Jahren ist bereits so viel radioaktives Material zerfallen, daß man die Brennelemente in trockene Behälter (z. B. Castoren) umlagern kann. Es beginnt die beliebig ausdehnbare Phase der „Zwischenlagerung“.

Wiederaufbereitung

Ein abgebranntes – und damit nicht mehr nutzbares – Brennelement eines Leichtwasserreaktors, besteht nur zu rund 4% aus Spaltprodukten – quasi der nuklearen Asche – aber immer noch aus dem Uran und einigem neu gebildeten Plutonium. Uran und Plutonium können weiterhin zur Energieerzeugung genutzt werden.

Vom Standpunkt der Abfallbehandlung ergibt eine Wiederaufbereitung deshalb eine Verringerung des hochaktiven Abfalls (gemeint ist damit das abgebrannte Brennelement) um den Faktor Zwanzig, wenn man die Spaltprodukte abtrennt.

Man dreht aber damit auch gleichzeitig an der Stellschraube „Zeitdauer der Gefahr“. Der radioaktive Zerfall verläuft nach einer e-Funktion. D. h. zu Anfang nimmt die Menge stark ab, schleicht sich aber nur sehr langsam dem Grenzwert „alles-ist-weg“ an. In diesem Sinne tritt die Halbwertszeit wieder hervor. Plutonium-239 z. B., hat eine Halbwertszeit von über 24.000 Jahren. Man muß also mehr als 250.000 Jahre warten, bis nur noch ein Tausendstel der ursprünglichen Menge vorhanden wäre. Geht man von einem Anfangsgehalt von 1% Plutonium in den Brennstäben aus, sind das immer noch 10 Gramm pro Tonne. Nach den berühmten eine Million Jahren, beträgt die Konzentration etwa zwei Nanogramm pro Tonne. Auch nicht die Welt. Gleichwohl senkt das Abscheiden von Uran und Plutonium den Gefährdungszeitraum ganz beträchtlich.

Die Spaltprodukte sind im Wesentlichen nach maximal 300 Jahren zerfallen. Das „radioaktive Glas“ für die Endlagerung strahlt dann nur wenig mehr als ein gehaltvolles Uranerz wie z. B. Pechblende, aus dem Madame Curie einst das Radium chemisch extrahiert hat.

Eine Wiederaufbereitung erzeugt keinen zusätzlichen Atommüll, sondern ist ein rein chemisches Verfahren. Atommüll wird nur in Reaktoren „erzeugt“. Richtig ist allerdings, daß die Anlage und alle verwendeten Hilfsstoffe mit Spaltprodukten etc. verschmutzt werden. Heute wirft man solche kontaminierten Teile nicht mehr einfach weg, sondern reinigt bzw. verbrennt sie.

Die minoren Aktinoide

Heute werden die minoren Aktinoide (Neptunium, Americium, Curium, Berkelium, Californium) ebenfalls noch als Abfall betrachtet und in der Spaltproduktlösung belassen. Sie sind für die Strahlung nach 300 Jahren wesentlich verantwortlich. Dies ist eine Kostenfrage, da sie sich nur sehr aufwendig aus einer Spaltproduktlösung abtrennen lassen.

Sie bilden sich im Reaktor, weil nicht jedes eingefangene Neutron auch zu einer Spaltung führt. Je länger der Brennstoff im Reaktor verbleibt, um so weiter kann der Aufbau fortschreiten: aus Uran-235 wird Uran-236 und daraus Uran-237 gebildet bzw. aus Plutonium-239, Plutonium-240 usw.

Setzt man Uran und Plutonium aus der Wiederaufbereitung erneut in Leichtwasserreaktoren ein, verlängert sich quasi die Verweilzeit und die Menge der minoren Aktinoide im Abfall nimmt entsprechend zu. So geht man heute davon aus, Mischoxide aus Uran und Plutonium nur einmal in Leichtwasserreaktoren zu verwenden.

Grundlegend Abhilfe können hier nur Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum leisten. Will man ganz bewußt Plutonium „verbrennen“, um den ständig wachsenden Bestand auf der Welt zu verringern, bleibt nur der Einsatz solcher Reaktoren (z. B. der Typ PRISM) übrig. Reaktoren mit Wasser als Moderator sind viel zu gute „Brüter“. Handelsübliche Leichtwasserreaktoren haben eine sog. Konversionsrate von 0,6. Mit anderen Worten: Wenn man zehn Kerne spaltet, erzeugt man dabei automatisch sechs neue spaltbare Kerne – hauptsächlich durch Umwandlung von Uran-238 in Plutonium-239. Wenn man also reines Mischoxid einsetzt, hat man immer noch 0,6 x 0,6 = 36% der ursprünglichen Plutonium-Menge. Zum Überdruss auch noch in einer unangenehmeren Isotopenzusammensetzung. Keine besonders wirksame Methode, wenn man die Plutoniumvorräte auf der Welt drastisch verringern will. Völlig absurd in diesem Sinne, ist die Endlagerung kompletter Brennelemente, wie das in Deutschland geschehen soll. Bei dieser Methode sind die Anforderungen an ein Endlager am höchsten.

An dieser Stelle soll Thorium nicht unerwähnt bleiben. Thorium erzeugt den kurzlebigsten Abfall, da der Weg ausgehend von Uran-233 sehr viel länger als von Uran-238 ist und über das gut spaltbare Uran-235 führt. Ein Thorium-Reaktor erzeugt kaum minore Aktinoide, sondern hauptsächlich kurzlebige Spaltprodukte.

Der deutsche Sonderweg

Ursprünglich sind wir in Deutschland auch von einer Wiederaufbereitung der Brennelemente ausgegangen. Wir haben sogar rund 7.000 to in Frankreich und England aufbereiten lassen. Der hochaktive Müll – bestehend aus in Glas gelösten Spaltprodukten und minoren Aktinoiden – wird und wurde bereits nach Deutschland zurückgeliefert. Es werden etwa 3.600 solcher Kokillen in Deutschland in ungefähr 130 Castoren (28 Kokillen pro Castor ) „zwischengelagert“. Bis zum geplanten Ausstieg im Jahre 2022 werden noch etwa 10.000 to Brennelemente hinzugekommen sein.

Die Umstellung von Wiederaufbereitung zu direkter Endlagerung ist ein politischer Geniestreich Rot/Grüner-Ideologen gewesen: Deutschland hat nun das künstlich erschaffene Problem, ein – oder gar zwei – Endlager für zwei verschiedene hochaktive Abfallsorten zu erfinden. Beide von (wirtschaftlich) geringer Menge. Die verglasten Abfälle aus der Wiederaufbereitung sind ziemlich unempfindlich gegenüber Wasser (lediglich Auslaugung) und erfordern einen sicheren Einschluß für lediglich ca. 10.000 Jahre. Direkt eingelagerte Brennelemente müssen wegen ihres Gehalts an Spaltstoff (Uran und Plutonium) sicher vor Wassereinbrüchen geschützt sein, um einen Kritikalitätsunfall zu verhindern. Die schwedische Methode der Kupferbehälter mag ein Hinweis in diese Richtung sein. Teuerer geht nimmer, aber das ist ja auch Programm, damit die Behauptung der „teueren Kernenergie“ erfüllt werden kann. Zu allem Überdruss muß der sichere Einschluß auf diesem Weg für mindestens 200.000 Jahre erfolgen (Faktor 20!), um auf eine gleiche Gefährdung zu kommen. Aber auch das ist ja ausdrücklich gewollt, um die Angstindustrie kräftig anzuheizen.

Endlager auf französisch

Im Gegensatz zu Deutschland, geht der Bau eines Endlagers in Frankreich zielstrebig voran: Bei uns, endloses Geschwafel von ausgesuchten Laien, dort konsequente Forschung und Entwicklung.

Die Rolle der Öffentlichkeit

Im Jahr 1991 verabschiedete das französische Parlament den sog. Bataille Act, in dem die Forderung nach einer langfristigen und sicheren Lösung für radioaktive Abfälle festgeschrieben wurde. Dabei sollten zukünftige Generationen nicht durch das heutige Vorgehen belastet werden.

Im ersten Schritt des Verfahrens wurden unterschiedliche Wege untersucht. Für hochaktiven und mittelaktiven Abfall wurde sowohl eine oberirdische Lagerung in Gebäuden als auch eine geologische Tiefenlagerung als machbar ermittelt. Nach Abschluss dieser Phase entschied man sich für eine unterirdische Lagerung, da nur bei ihr kommende Generationen von Lasten befreit sind.

Die nächste Phase erstreckte sich auf die Suche eines geeigneten Standorts in Frankreich. Unter den in Frage kommenden, entschied man sich für eine Einlagerung in die Tonschichten von Bure im Departement Haute-Marne und Meuse. Das Parlament beschloß im Jahr 2006 die Einrichtung eines geologischen Tiefenlabors (Bergwerk) zur endgültigen Abklärung der Eignung. Die endgültige Entscheidung durch das Parlament ob an diesem Standort das Endlager errichtet wird, ist für 2018 vorgesehen.

Wichtig an der Vorgehensweise ist die Aufteilung in Etappen. Für jede Phase gab es einen klar vorgegebenen Auftrag, der im Parlament diskutiert und beschlossen wurde. Voraus gingen öffentliche Anhörungen, Forschungsberichte und Kritik durch Umweltschutzorganisationen etc. Für die Untersuchungen am Standort Bure wurde eine unabhängige Organisation – die CLIS – geschaffen, die für die Vermittlung zwischen Öffentlichkeit und zuständigen Behörden zuständig ist. Sie wird hälftig aus Steuergeldern und durch Umlagen der „Müllerzeuger“ finanziert. Sie hat eigene Räume, feste Mitarbeiter und eine Bibliothek vor Ort, die für jedermann frei zugänglich sind. Mitglieder sind fast hundert Vertreter aus den betroffenen Gemeinden: Bürgermeister, Behörden, Feuerwehr, Gesundheitseinrichtungen, Gewerkschaftsvertreter etc. Zur Zeit knapp 100 Mitglieder. Sie versammeln sich mindestens vier mal pro Jahr, um sich auszutauschen. Darüberhinaus kann jeder Bürger sich an die CLIS wenden. Diese Versammlungen sind öffentlich und von jedem übers Internet mitzuverfolgen. Alle Behörden sind gegenüber der CLIS auskunftspflichtig. Zu den Anhörungen werden regelmäßig externe Fachleute eingeladen. Diese Transparenz hat maßgeblich zu der Gelassenheit in der örtlichen Bevölkerung beigetragen. Demonstrationen und gewalttätige Auseinandersetzungen – wie wir sie aus Wackersdorf und Gorleben kennen – sind bisher völlig ausgeblieben. Hier könnte Deutschland eine Menge von Frankreich lernen. Momentan wird die Quote auf etwa 20% Befürworter, 20% Gegner und einer Mehrheit von noch Unentschlossenen bzw. Gleichgültigen eingeschätzt. Jedenfalls lange nicht so aufgeputscht, wie in Gorleben. Widerstand wird nur von außen in die Gemeinden hereingetragen.

Das unterirdische Versuchsbergwerk und die oberirdischen Labore sind nach Voranmeldung zu besichtigen. Wer will, kann sich also ein eigenes Bild vor Ort machen und die entwickelten Gebinde, Transport-Roboter, Abbaumaschinen etc. im Original besichtigen.

Das Versuchslabor

Es wurden zwei Bergwerksschächte bis in die 500 Meter tiefe und etwa 150 m dicke Tonstein-Schicht abgeteuft. Dort unten, werden verschiedenste Gänge und Einrichtungen erbaut die zur Erforschung der geologischen Verhältnisse und der Einlagerungsverfahren und Gerätschaften dienen. Es wird mit Originalgebinden – allerdings ohne Atommüll – gearbeitet. Zur Simulation werden die Gebinde teilweise sogar beheizt. Für jede Methode werden mindestens zwei Alternativen gleichzeitig untersucht. Ziel ist bei allem, Entscheidungen möglichst lange offen zu halten, um Sackgassen oder notwendige „faule Kompromisse“ zu verhindern. Bis zur endgültigen Entscheidung, ob hier das Endlager errichtet wird, wird man über mehr als zehn Jahre praktische Erfahrungen verfügen.

Ein Tiefenlager ist kein Bergwerk

Zwischen einem Bergwerk (Kohle, Salz etc.) und einem geologischen Tiefenlager besteht ein deutlicher Unterschied: Ein Bergwerk folgt den Kohlenflözen oder Mineraladern. Es orientiert sich nicht an den Erfordernissen von Fahrzeugen und Robotern etc. Nach dem Abbau können die Hohlräume ruhig einstürzen. Ein Endlager für Atommüll ähnelt jedoch eher einem System aus Straßentunneln. In diesem Fall besitzen die Tunnel einen Durchmesser zwischen sechs und acht Metern, bei einer Wandstärke von gut 30 cm Stahlbeton. Sie sollen mindestens 150 Jahre stabil bestehen bleiben. Das Lager ist für stärkste Erdbeben ausgelegt.

Ausgehend von diesen Tunneln, werden beidseitig, horizontal etwa 90 m lange Bohrungen mit rund 75 cm Durchmesser hergestellt, in die später die Gebinde mit hochaktivem Abfall eingeschoben werden. Um auch hier die Rückholbarkeit für mindestens 100 Jahre zu gewährleisten, werden diese Bohrungen sofort mit Stahlrohren ausgekleidet. Man kann sich einen solchen Abschnitt wie ein Stück Pipeline für Gas oder Öl vorstellen. Es gelten hier ganz ähnliche Qualitätsanforderungen. Mit einer „Müllkippe“ für Fässer – wie z. B. in der Asse – hat das alles nichts zu tun. Vielleicht liegt in diesem Missverständnis ein wesentlicher Grund für die breite Ablehnung eines Endlagers in der deutschen Öffentlichkeit?

Für die mittelaktiven Abfälle werden Kammern – oder sollte man vielleicht besser unterirdische Betonbunker sagen – gebaut, in die die Blöcke mit radioaktiven Abfällen gestapelt werden. Auch diese Abfälle müssen für mindestens 100 Jahre rückholbar sein. Das ganze ähnelt den „Zwischenlagern“, wie man sie bereits heute an der Oberfläche betreibt. Nur eben 500 m unter der Erde, in einer über 100 m dicken Tonschicht.

Rückholbarkeit

Die Franzosen gehen Schritt für Schritt vor. Jeder Schritt muß umkehrbar sein. So soll das Endlager z. B. mindestens 5 Jahre im Versuchsbetrieb ohne radioaktive Abfälle laufen. Erst wenn in der Praxis gezeigt wurde, daß alle technischen Einrichtungen so funktionieren, wie auf dem Reißbrett erdacht, kann mit der tatsächlichen Einlagerung von radioaktiven Abfällen begonnen werden. Nach heutigem Kenntnisstand erst in der zweiten Hälfte dieses Jahrhunderts.

In diesem Sinne, ist die geforderte Rückholbarkeit des Atommülls für mindestens 100 Jahre zu verstehen. Sind doch „Rückholbarkeit“ und „Endlager“ zwei gegensätzliche Forderungen. Weiterhin steht die endgültige, sichere und wartungsfreie Lagerung im Vordergrund. Vor der endgültigen Versiegelung führt man eine Beobachtungsphase über 100 Jahre ein, um sicher zu gehen, weder etwas übersehen, noch etwas falsch gemacht zu haben. Läuft die Sache nicht wie geplant, kann man anhalten und sogar einen Schritt zurückgehen, um eine neue Richtung einzuschlagen.

Besonders wichtig bei technischen Projekten, die sich über so lange Zeiträume hinziehen, ist die Flexibilität. Keiner hat vor 100 Jahren den heutigen Stand der Robotertechnik oder das Niveau im Tunnelbau vorhersehen können. Die Kerntechnik gab es noch nicht einmal. Vielleicht will man in 200 Jahren den „Atommüll“ gar nicht mehr verbuddeln, sondern als Rohstoff nutzen? Auch das gehört zur viel bemühten „Nachhaltigkeit“: Zukünftigen Generationen Entscheidungen offen zu lassen und (einfach) möglich zu machen.

Hochaktiver Abfall

Der HLW (High-Level Waste) besteht hauptsächlich aus den Spaltprodukten. Sie werden noch in der Wiederaufbereitungsanlage in geschmolzenem Glas gelöst und in Kannen aus rostfreiem Stahl abgefüllt. Eine solche Kanne ist ein Zylinder mit einem Durchmesser von 43 cm und einer Höhe von 130 cm. In ihm befinden sich ungefähr 400 kg Glas und 70 kg Abfall. Jede volle Kanne wiegt somit etwa eine halbe Tonne. Es sind die gleichen Kannen, die auch im Zwischenlager Gorleben auf ihr Schicksal warten. Ein Kernkraftwerk vom Typ Emsland (geplant noch bis 2022 am Netz) hinterläßt rund 20 solcher Kannen pro Jahr – wenn denn die abgebrannten Brennelemente aufbereitet werden dürften.

In Frankreich lagern diese Kannen in speziellen Bunkern auf dem Gelände der Wiederaufbereitungsanlage. Dort können sie solange abkühlen, bis ihre Oberflächentemperatur auch nach der Endlagerung maximal 90 °C beträgt. Zum Transport werden sie in spezielle Transportbehälter verpackt, die die Strahlung auf maximal 0,1 mSv/h begrenzen. Außerdem schützen sie die Kannen auch bei schwersten Unglücken. Sie sollen mit Sonderzügen zum Endlager nach Bure gefahren werden.

Im Eingangsbereich werden die Kannen ferngesteuert ausgeladen und auf ihren bestimmungsgemäßen Zustand und Inhalt überprüft. Für die Endlagerung werden sie in einen Zylinder verpackt. Dieser Zylinder dient dem Schutz bei der Einführung in die Endlager-Pipelines. Außerdem haben diese Zylinder spezielle Anschlüsse, die es den Beschickungsmaschinen erlauben, sie sicher zu halten und zu manövrieren. Außen sind sie mit Kufen aus Keramik versehen, die auch eine „gewaltsame“ Rückholung aus einem verbogenen Rohr ermöglichen würde. Solche Situationen werden bereits heute mit „kalten“ Kannen ausgiebig getestet.

Für den Transport aus dem oberirdischen Bereich in das Endlager werden diese Einheiten zum Schutz gegen Beschädigung und für den Strahlenschutz noch in einen Transportbehälter verpackt. Erst die Lademaschine entnimmt sie und schiebt sie in eine Lager-Pipeline. Ist die Pipeline voll, wird sie abschließend gegenüber dem Zufahrtstunnel versiegelt. Ab diesem Moment können keine radioaktiven Stoffe mehr aus der Pipeline (25 mm Wandstärke hat das Stahlrohr) austreten, bzw. kein Wasser etc. in sie eindringen. Erst nach einer eventuellen Zerstörung müssen die Barrieren Ton und Deckgebirge wirksam werden.

Mittelaktiver Abfall

Neben dem HLW soll auch der ILW (Intermediate-Level long-lived Waste) endgelagert werden. Typische Vertreter sind die alten Brennstabhüllen oder Filterrückstände aus Kraftwerken und Wiederaufbereitung. Diese Abfälle werden verdichtet und ebenfalls in Kannen aus rostfreiem Stahl eingeschweißt. Da sie keine fühlbare Wärme entwickeln, könnten sie sofort endgelagert und dichter gepackt werden.

Nachdem sie überprüft sind, werden sie in rechteckige Betonblöcke (je vier Kannen) eingesetzt. Diese dienen dem Schutz vor mechanischen Belastungen und dem Strahlenschutz. Diese Betonblöcke werden in den dafür vorgesehenen Kammern dicht gestapelt. Dafür sollen ebenfalls „Straßentunnel aus Beton“ im Ton gebaut werden. Diese werden Abschnittsweise beladen und anschließend versiegelt.

Aufbau des Endlagers

Oberirdisch wird die Anlage in zwei örtlich getrennte Bereiche unterteilt: Den nuklearen und den bergbaulichen Teil. Der „Bergbau“ wird aus fünf Schachtanlagen mit allen notwenigen Einrichtungen und den Abraumhalden bestehen. Der nukleare Teil umfaßt alle Einrichtungen, die zum Verpacken, überwachen und zur Wartung und Weiterentwicklung nötig sind. Dieser Teil ist mit dem unterirdischen Endlager durch eine etwa fünf Kilometer lange Rampe verbunden. Alle radioaktiven Stoffe werden durch eine Schienenbahn in diesem schrägen Tunnel nach unten geschafft. Während des Betriebs sind unterirdisch der nukleare und der bergbauliche Teil voneinander isoliert. Dies dient dem Arbeits- und Umweltschutz. Der nukleare Teil wird einem Kontrollbereich in einem Kernkraftwerk entsprechen.

Wird das Endlager – wahrscheinlich erst in ein paar hundert Jahren – endgültig außer Betrieb genommen, werden alle unterirdischen Gänge sorgfältig wieder verfüllt und die oberirdischen Anlagen abgebrochen. Bis zu diesem Zeitpunkt, bietet die Anlage einige hundert Dauerarbeitsplätze.

Sicherheit

Bei dem französischen Weg, über eine Wiederaufbereitung der abgebrannten Brennstäbe das Uran und Plutonium abzuscheiden und nur die Spaltprodukte und minoren Aktinoide als Abfall zu „endlagern“, reduziert sich der Gefährdungszeitraum auf etwa 100 000 Jahre. Nach Ablauf dieses Zeitraumes sind fast alle radioaktiven Stoffe zerfallen und der „Atommüll“ hat nur noch das Gefährdungspotential von Natururan.

Gesetzlich ist der Nachweis vorgeschrieben, daß die maximale Strahlenbelastung in der Umgebung des Lagers für den gesamten Zeitraum auf 0,01 mSv begrenzt bleibt. Selbst bei allen denkbaren Störfällen muß die Belastung auf 0,25 mSv beschränkt bleiben.

Zum Verständnis eines Endlagers ist das Zusammenspiel von Zeitdauer und Konzentration wichtig. Das Glas müßte z. B. durch Grundwässer aufgelöst werden. Hierdurch findet eine Verdünnung statt. Je geringer die Konzentration der radioaktiven Stoffe in diesem Wasser ist, desto harmloser ist es. Im Normalfall hätte dieses Wasser noch Trinkwasserqualität (Auflösung und Auslaugung von Glas in Wasser geht nur sehr langsam vor sich). Jetzt müßte dieses Wasser und die radioaktiven Stoffe aber noch 500 m Deckgebirge durchwandern, bevor es in die Biosphäre gelangt. Dabei wird es aber nicht einfach befördert, sondern tauscht sich beständig mit den Bodenschichten aus. Auf dieser langen Reise schreitet jedoch der radioaktive Zerfall kontinuierlich fort. Was z. B. in einem Trinkwasserbrunnen ankommen kann, ist – insbesondere bei den ausgesucht idealen Bedingungen am Standort – nur noch verschwindend gering und damit harmlos. Viele Mineralwässer sind höher belastet und werden sogar als gesundheitsfördernd eingestuft.

Zusammenfassung

Frankreich verfolgt zielstrebig seine „Endlagerpolitik“. Sie ist durch folgende Punkte charakterisiert:

  • Abgebrannte Brennelemente werden wieder aufbereitet. Durch die Abtrennung von Uran und Plutonium verringert sich die Menge an hochaktivem Abfall beträchtlich. Das Endlager kann kleiner werden. Der erforderliche Zeitraum für einen sicheren Einschluß reduziert sich deutlich auf rund 100.000 Jahre
  • Die übrig bleibenden Spaltprodukte und minoren Aktinoide werden verglast und in der Wiederaufbereitungsanlage zwischengelagert. Wegen des relativ kleinen Volumens kann die Zwischenlagerung beliebig lange erfolgen. Die abnehmende Radioaktivität vereinfacht den notwendigen Strahlenschutz bei Transport und Handhabung.
  • Von der Entstehung des ersten Mülls bis zur Inbetriebnahme des Endlagers sind (wahrscheinlich) 100 Jahre vergangen. Der Müll ist damit soweit abgeklungen, daß problemlos Temperaturen von 90 °C auch im Endlager eingehalten werden können.. Dies entschärft die Anforderungen an das Wirtsgestein ganz beträchtlich. Auch hier gilt die Politik der kleinen Schritte: Ab 2025 soll maximal 5% eingelagert werden und mindestens für 50 Jahre beobachtet werden, bis die Freigabe für die restlichen 95% erfolgt.
  • Die Entwicklung der Technologie ist weit fortgeschritten. Dies ist auf das konsequente Vorgehen in kleinen, gut überschaubaren und klar definierten Schritten zurückzuführen. In jeder Phase wurden mehrere Alternativen untersucht.
  • Im Gegensatz zu Deutschland, wurde großer Wert auf Transparenz und Öffentlichkeitsarbeit gelegt. Alle wesentlichen Schritte werden im Parlament behandelt und entschieden. Dabei beschränkt sich die Politik auf Grundsatzfragen, wie z. B. die Entscheidung zwischen oberirdischen technischen Lagern oder geologischem Tiefenlager. Dies ist eine rein ethische Entscheidung nach dem Muster: Traut man mehr der Gesellschaft oder der Geologie und sie ist deshalb vom Parlament zu fällen.
  • Die Durchführung der Beschlüsse wird ausschließlich durch ausgewiesene Fachleute ausgeführt und beurteilt.. Selbsternannte „Atomexperten“ können, wie alle anderen Laien auch, ihre Einwände über die Anhörungen einbringen.
  • Alle Forschungsergebnisse werden veröffentlicht und bewußt auch den internationalen Fachgremien zur Beurteilung zur Verfügung gestellt.
  • Frankreich hat sich ein enormes Fachwissen zur geologischen Endlagerung erarbeitet. Es hat sich damit bedeutende Exportchancen erschlossen,. denn „Endlagerung“ ist eine weltweite Aufgabe.

Ausblick

Im nächsten Teil wird noch näher auf die Entstehung von Atommüll und die unterschiedlichen Behandlungsweisen und Klassifizierungen eingegangen.

TRANSATOMIC – schon wieder ein neuer Reaktortyp?

Es tut sich wieder verstärkt etwas bei der Weiterentwicklung der Reaktortechnik in den USA.

Gänzlich anders als in Deutschland, in dem man sich mehr denn je zurück ins Mittelalter träumt, setzt man in USA verstärkt auf die Ausbildung junger Ingenieure und Wissenschaftler und ermutigt sie, eigene Unternehmen zu gründen. Eines der Programme ist das Gateway for Accelerated Innovation in Nuclear (GAIN), des U.S. Department of Energy (DOE). Vereinfacht gesagt, gibt es dort Gutscheine, die die (sonst kostenpflichtige) Nutzung staatlicher Forschungseinrichtungen durch Unternehmensgründungen ermöglichen. Acht solcher „Gutscheine“ im Gesamtwert von zwei Millionen Dollar gingen an sog. startups aus der Kerntechnik.

Eines dieser jungen Unternehmen der Kerntechnik ist Transatomic Power Corporation (TPC). Wie so oft in den USA, ist es eine Gründung von Absolventen des MIT. Glückliches Amerika, in dem noch immer tausende junger Menschen bereit sind, sich den Strapazen eines Kerntechnik-Studienganges aussetzen, während man hierzulande lieber „irgendwas mit Medien“ studiert. Allerdings kennt man in den USA auch keine Zwangsgebühren zur Schaffung von hoch dotierten Nachrichtenvorlesern und Volksbelehrern. Jeder Staat setzt halt seine eigenen Prioritäten.

Noch etwas ist in den USA völlig anders. Das junge Unternehmen hat bereits mehrere Millionen Dollar privates Risikokapital eingesammelt. Es braucht noch mehr Kapital und hat deshalb ein Papier veröffentlicht, in dem das Konzept seines Reaktors näher beschrieben ist. Sicherlich ein erhebliches wirtschaftliches Risiko. Man vertraut offensichtlich darauf, mangelnde „Geldmacht“ durch Schnelligkeit kompensieren zu können. Erklärtes Ziel ist es, möglichst schnell einen kleinen Versuchsreaktor mit 20 MWth zu bauen. Das erste kommerzielle Kraftwerk soll rund 500 MWel (1250 MWth.) Leistung haben und rund zwei Milliarden Dollar kosten.

Abgebrannte Brennelemente als Brennstoff

Der Reaktor ist vom Typ „molten salt“. Der Brennstoff wird in geschmolzenem Salz gelöst, welches gleichzeitig dem Wärmetransport dient. Populär ist dieser Reaktortyp im Zusammenhang mit Thorium gemacht worden. Man beschränkt sich hier bewußt auf Uran als Brennstoff, um auf die dafür vorhandene Infrastruktur zurückgreifen zu können. Thorium wird eher als Option in ferner Zukunft gesehen.

Der besondere Charme dieses Konzeptes liegt in der Verwendung abgebrannter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren als Brennstoff. Solche abgebrannten Brennelemente bestehen zu rund 95% aus Uran-238 und etwa je einem Prozent Uran-235 und Plutonium. Der Rest sind Spaltprodukte als Abfall. Das klassische Modell, wie es z.B. in Frankreich praktiziert wird, ist die Wiederaufbereitung nach dem Purex-Verfahren: Man erhält sehr reines Uran, welches als Ersatz für Natururan wieder in den Kreislauf zurückgeführt wird und reines Plutonium, welches als Mischoxid zu neuen Brennelementen verarbeitet wird. Die Spaltprodukte mit Spuren von Aktinoiden werden verglast und als Atommüll endgelagert. Für diese chemischen Prozeßschritte (Wiederaufbereitungsanlage) geht man von Kosten in Höhe von 1300 bis 3000 US-Dollar pro kg aus. Bei heutigen Preisen für Natururan eine unwirtschaftliche Angelegenheit. Deshalb füllen sich die Lager mit abgebrannten Brennelementen auch weiterhin. Allein in den USA lagern über 70.000 to ausgedienter Brennelemente. Für die „Zwischenlagerung“ in Behältern (ähnlich den Castoren in Deutschland) geht man von etwa 100 Dollar pro kg aus. Für die „Entsorgung“ haben sich bereits über 31 Milliarden US-Dollar Rücklagen angesammelt – was etwa 400 Dollar pro kg entspricht.

Wem es gelingt, einen Reaktor zu bauen, der die abgebrannten Brennelemente „frißt“, ist in der Rolle einer Müllverbrennungsanlage: Er wird für die Beseitigung des Mülls bezahlt und kann sich mit seinem Preis an den anderen Möglichkeiten (z. B. Müllkippe) orientieren. Die entstehende Wärme ist umsonst. Die elektrische Energie aus der „Müllbeseitigung“ ist ein weiteres Zubrot. Es kommt lediglich darauf an, eine besonders günstige „Müllverbrennungsanlage“ zu bauen. Genau an diesem Punkt, setzt TPC an.

Das Transatomic Konzept

Die Angst vor dem „Atommüll“ wird mit seiner Langlebigkeit begründet. Es gibt wahrlich gefährlichere Stoffe, als abgebrannte Brennelemente. Solange man sie nicht aufisst, sind sie recht harmlos. Es ist aber die berechtigte Angst, ob man diese Stoffe für Jahrmillionen sicher von der Biosphäre fern halten kann, die viele Menschen umtreibt. Spaltprodukte sind in diesem Sinne kein Problem, da sie in wenigen hundert Jahren faktisch von selbst verschwunden sind. Jahrhunderte sind aber durch technische Bauwerke (Kathedralen, Pyramiden etc.) oder natürliche Barrieren (einige hundert Meter gewachsene Erdschichten) sicher beherrschbar.

Man kann aber alle langlebigen Aktinoide durch Spaltung in kurzlebige Spaltprodukte umwandeln und dabei noch riesige Mengen Energie erzeugen – am besten in einem Kernkraftwerk. Ein solcher Reaktor muß besonders sparsam mit den bei einer Spaltung freiwerdenden Neutronen umgehen, um möglichst viele andere Kerne umzuwandeln und letztendlich zu spalten.

  • Spaltprodukte haben teilweise sehr große Einfangquerschnitte. Mit anderen Worten, sie wirken parasitär indem sie wertvolle Neutronen „wegfangen“. Die Konsequenz ist eine integrierte Wiederaufbereitung. Dies läßt sich nur über eine Brennstofflösung erreichen.
  • Es dürfen nur möglichst wenig Neutronen das System verlassen. Dazu muß man den Reaktor mit einem Reflektor versehen, der die Neutronen wieder in den Reaktor zurück streut. Idealerweise verwendet man dafür ebenfalls Uran, damit nicht zurück streubare Neutronen bei ihrem Einfang wenigstens neuen Spaltstoff – hier Plutonium – erzeugen.
  • Bei Reaktoren mit festen Brennstoffen, kann man die Spaltstoffe nicht kontinuierlich ersetzen. Man benötigt deshalb zu Anfang eine Überschußreaktivität. So zu sagen, mehr Spaltstoff als eigentlich zuträglich ist. Diese Überschußreaktivität muß durch Regelstäbe und abbrennbare Gifte kompensiert werden: Wertvolle Neutronen werden unnütz weg gefangen.

Will man mit möglichst geringer Anreicherung auskommen – was einem bereits abgebrannten Brennelement entspricht – muß man zwingend auf ein thermisches Neutronenspektrum übergehen. Sogenannte „Schnelle Brüter“ erfordern eine zweistellige Anreicherung. Also wesentlich höher, als sie in einem frischen Brennelement für einen Leichtwasserreaktor vorliegen. Man kann in einem thermischen Reaktor zwar nicht brüten – also mehr Spaltstoff erzeugen als beim Betrieb verbraucht wird – aber fast genau soviel erzeugen, wie verbraucht wird. Man muß es auch gar nicht, da ja der „Atommüll“ noch Spaltstoff enthält.

Wieviel wird nun gespart?

Ein heutiger Leichtwasserreaktor produziert pro 1000 MWel etwa 20 to abgebrannter Brennelemente pro Jahr. Geht man von einer direkten Endlagerung aus, ist dies die Menge „Atommüll“ die in ein Endlager muß. Erzeugt man die gleiche elektrische Energie aus eben solchem „Atommüll“, ist diese Menge schon mal komplett eingespart.

Gleichzeitig wird aber auch der ursprünglich vorhandene „Atommüll“ in der Form abgebrannter Brennelemente weniger. Die Energie wird durch die Spaltung von Atomkernen erzeugt. Sie sind nach der Spaltung unwiederbringlich vernichtet. Wird Uran noch von vielen Menschen als natürlich und damit relativ harmlos angesehen, ist z. B. Plutonium für sie reines Teufelszeug. Genau diese Stoffgruppe dient aber bei diesem Reaktortyp als Brennstoff und wird beständig verbraucht.

Ein solcher Reaktor produziert rund 1 to Spaltprodukte pro 1000 MWel und Jahr. Die Spaltprodukte sind darüberhinaus in einigen Jahrhunderten – gegenüber 100.000den von Jahren bei Plutonium – verschwunden. In Bezug auf die Energieversorgung sind solche Reaktoren eine echte Alternative zu sog. „Schnellen Brütern“. Bereits die vorhandenen abgebrannten Brennelemente und die absehbar hinzukommenden, wären eine schier unerschöpfliche Energiequelle.

Was ist neu bei diesem Reaktortyp?

In den USA hat man über Jahrzehnte Erfahrungen mit Salzschmelzen in Versuchsreaktoren gesammelt. Hier strebt man bewußt die Verwendung von Uran und nicht von Thorium an. Dies hat bezüglich des Salzes Konsequenzen: Lithiumfluorid kann wesentlich höhere Konzentrationen Uran gelöst halten (LiF-(Actinoid)F4) als das bekanntere FLiBe-Salz. Erst dadurch ist der Einsatz abgebrannter Brennelemente (niedrige Anreicherung) möglich. Allerdings liegt die Schmelztemperatur dieses Brennstoffs bei etwa 500 °C. Ein wesentliches Sicherheitskriterium ist daher, Verstopfungen in Kanälen und Rohrleitungen durch Ablagerungen, sicher zu vermeiden.

Als Moderator sollen Stäbe aus Zirconiumhydrid eingesetzt werden. Sie wirken wie „umgekehrte Regelstäbe“: Je tiefer sie in die Schmelze eingetaucht werden, um so mehr Neutronen werden abgebremst und die Spaltungsrate erhöht sich. Die Moderation solcher Stäbe ist gegenüber früher verwendetem Graphit so viel besser, daß fast der doppelte Raum für die Salzschmelze bei einem vorgegebenen Reaktorvolumen zur Verfügung steht. Ein weiterer wichtiger Schritt zu der Verwendung von „Atommüll“ als Brennstoff.

Die integrierte Wiederaufbereitung

Die Spaltprodukte müssen kontinuierlich aus der Salzschmelze entfernt werden. Sie wirken nicht nur parasitär, sondern stellen auch das eigentliche Sicherheitsproblem dar. Je weniger Spaltprodukte gelöst sind, um so weniger Radioaktivität könnte bei einem Störfall freigesetzt werden.

Etwa 20% der Spaltprodukte sind Edelgase. Sie sollen mit Helium aus der Salzschmelze abgeschieden werden und anschließend in Druckgasflaschen gelagert werden.

Rund 40% der Spaltprodukte sind Metalle, die Kolloide in der Schmelze bilden. Sie sollen mit Geweben aus Nickel ausgefiltert werden.

Der Rest – hauptsächlich Lanthanoide – sind sehr gut in der Salzschmelze gelöst. Sie sollen mittels flüssigen Metallen extrahiert werden und anschließend in eine keramische Form zur Lagerung überführt werden.

In der Abscheidung, Behandlung und Lagerung der Spaltprodukte dürfte die größte Hemmschwelle bei der Einführung von Reaktoren mit Salzschmelzen liegen. Welcher Energieversorger will schon gern eine Chemiefabrik betreiben? Vielleicht werden deshalb erste Anwendungen dieses Reaktors gerade in der chemischen Industrie liegen.

Zusammenfassung

Der Gedanke, „Atommüll“ möglichst direkt als Brennstoff einzusetzen, hat Charme. Wirtschaftlich kommt man damit in die Situation einer Müllverbrennungsanlage. Man kann sich an den Aufbereitungs- und Entsorgungspreisen des Marktes orientieren. Diese Einnahmen sind schon mal vorhanden. Die Stromproduktion ist ein Zubrot. Es wird noch sehr viel Entwicklungszeit nötig werden, bis ein genehmigungsfähiger Reaktor vorliegt. Auch die Kostenschätzung über zwei Milliarden Dollar für den ersten kommerziellen Reaktor, ist in diesem Sinne mit der gebotenen Vorsicht zu betrachten. Allerdings handelt es sich bei diesem Reaktor nicht um ein Produkt einer „Erfindermesse“. Man hat sehr sorgfältig den Stand der Technik analysiert und bewegt sich auf allen Ebenen auf dem machbaren und gangbaren Weg. Es ist nur zu hoffen, daß diesem jungen Unternehmen noch etwas Zeit verbleibt, bis es – wie so viele vor ihm – auf und weg gekauft wird.

Weltweit tut sich etwas in der Entsorgungsfrage: Salzbadreaktoren, Entwicklung metallischer Brennstoffe – sogar für Leichtwasserreaktoren – und abgespeckte chemische Wiederaufbereitungsverfahren in Rußland.

Der LFTR – ein Reaktor mit Salzbad

Immer massiver wird für ein völlig neuartiges Reaktorkonzept geworben, den Liquid-Fluorid Thorium Reactor (LFTR). Dieses Konzept bricht radikal mit den Prinzipien der heutigen Leichtwasserreaktoren: Thorium in der Form als Salz für Brennstoff und Kühlmittel und integrierte Wiederaufbereitung.

Warum Thorium?

Thorium und Uran sind die einzigen in der Natur vorkommenden Elemente zur Gewinnung von Energie durch Kernspaltung. Thorium kommt etwa vier mal häufiger vor und ist wesentlich gleichmäßiger verteilt. Es gibt bereits große Mengen als Abfall aus der Gewinnung seltener Erden. In Indien und Brasilien gibt es ganze Strände, die aus thoriumhaltigem Sand bestehen. Eine verlockende zusätzliche und nahezu unerschöpfliche Energiequelle. Uran und Thorium zusammen, könnten den gesamten Energieverbrauch der Menschheit mindestens für Jahrtausende decken.

Aus Thorium läßt sich – anders als aus natürlichem Uran – kein Reaktor mit einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion bauen. Man muß das Thorium zuerst in Uran umwandeln. Dieser „Brutprozess“ soll in in dem LFTR-Reaktor integriert werden. Um eine optimale Ausbeute zu erhalten, soll es jeweils einen „Brutkreislauf“ (in dem Thorium in Uran umgewandelt wird) und einen „Spaltkreislauf“ (in dem die gewünschte Energieerzeugung stattfindet) in dem Reaktor geben. Wenn ein Thorium-232-Kern ein Neutron einfängt, bildet sich Thorium-233. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von knapp 22 Minuten in Protactinium-233 und anschließend erst mit einer Halbwertszeit von 27 Tagen in Uran-233. Mit anderen Worten, erst nach rund einem Jahr ist die (nahezu vollständige) Umwandlung von Thorium in ein brauchbares Spaltmaterial erfolgt. In dieser Zeit, sollten die Zwischenprodukte keinen weiteren Neutronen ausgesetzt sein, da sich sonst unerwünschte Elemente bilden könnten.

Thorium hat im Gegensatz zu Uran nur etwa 232 anstelle von 238 Protonen und Neutronen in seinem Kern. Da immer nur ein Neutron eingefangen werden kann, dauert es bei Thorium wesentlich länger und ist wesentlich unwahrscheinlicher, bis sich „überschwere“ Kerne gebildet haben. Genau diese Kerne (z. B. Plutonium, Americium, Curium usw.) sind aber für die Langlebigkeit von „Atommüll“ verantwortlich. Entstehen sie erst gar nicht, ist der „Atommüll“ relativ harmlos und seine technische Lagerung bis zum (nahezu) vollständigen Zerfall reduziert sich auf Jahrzehnte bis Jahrhunderte.

Warum Salzschmelze als Betriebsmittel?

Man kann Thorium auch in anderen Reaktorkonzepten (Kugelhaufen-, Schwerwasserreaktoren etc.) nutzen. Umgekehrt kann man auch bei Salzschmelzen Uran oder Plutonium einsetzen. Es muß also noch andere Gründe geben.

Ein Alleinstellungsmerkmal des LFTR ist die integrierte Wiederaufbereitung. Nur bei der ersten Beladung muß Spaltstoff aus anderen Quellen hinzugefügt werden. Ist der Reaktor erst einmal im Gleichgewicht, wird nur noch Thorium dem Brutkreislauf hinzugefügt und Spaltstoffe aus dem Spaltungskreislauf abgezogen. Wegen der geringen Mengen wird eine Lagerung auf dem Gelände des Kraftwerks vorgeschlagen. Später kann dann über eine etwaige Endlagerung entschieden werden. Da die Spaltstoffe recht kurzlebig sind und (langlebige) Aktinoide praktisch nicht im Abfall vorhanden sind, erscheint eine industrielle Nutzung (Abklingzeit je nach Verwendungszweck) eher wahrscheinlich.

Grundsätzlich kann man den Brennstoff in fester Form in Brennelemente einschließen oder in einer Flüssigkeit auflösen. Im ersten Fall müssen die Brennelemente durch eine Flüssigkeit oder ein Gas gekühlt werden. Im zweiten Fall erhitzt sich die Flüssigkeit infolge der Kernspaltung und kann durch einen Wärmeübertrager gepumpt werden, in dem sie ihre Energie an ein Arbeitsmedium bzw. ein Kühlmittel abgibt. So gesehen, besteht kein großer Unterschied zwischen beiden Systemen. Bei Brennelementen muß der gesamte Spaltstoff für die gesamte Betriebszeit des Brennelementes schon am Anfang in dieses eingebracht werden (Überschußreaktivität) und umgekehrt enthalten sie beim Ausladen alle Spaltprodukte der vollständigen Betriebsdauer. Bei flüssigem Brennstoff kann dieser kontinuierlich gereinigt werden. Bei einem schweren Störfall (z. B. Fukushima) braucht man auch nur von der Freisetzung einer kleinen Menge auszugehen. Das kann einen entscheidenden Sicherheitsgewinn bedeuten.

Mit Salzschmelzen kann man hohe Temperaturen erreichen und bleibt trotzdem auch bei geringem Druck noch weit vom Siedepunkt entfernt. Die oft als Argument angegebene „Drucklosigkeit“ ist aber etwas übertrieben. Schließlich muß das Salz beständig durch die (engen) Kanäle des Kerns hindurch gepumpt werden. Der Druckverlust ist erheblich, sodaß man beim LFTR von einem erforderlichen Druck hinter der Pumpe von 11 bar ausgeht.

Fluoride als Salz für Brennstoff und Brutstoff

Als besonders geeignet hat sich ein Salz der Zusammensetzung 2*LiF2 – BeF2 – XF4 herausgestellt. Lithium (Li) und Beryllium (Be) bilden das Grundgerüst, in dem Uran-233 (X) bzw. Thorium-232 (X) in der erforderlichen Menge gelöst sind. Diese Stoffe sind nicht ganz unproblematisch:

  • Lithium kommt in der Natur in den Isotopen Li-6 (7,4%) und Li-7 (92,6%) vor. Li-6 ist ein starkes Neutronengift. Wenn es ein Neutron einfängt, bildet sich radioaktives Tritium. Es kann als Wasserstoff explosive Gase bilden, die nach der Reaktion mit Sauerstoff zu „radioaktivem“ Wasser führen. Alles unerfreuliche Nebeneffekte. Man verwendet daher abgereichertes Lithium, das aber recht teuer ist.
  • Beryllium und auch Berylliumfluorid sind sehr giftig und werden als krebserregend eingestuft. Wenn es ein Neutron einfängt, bildet es Helium und setzt dabei zwei Neutronen frei. Es wirkt dabei sowohl als Moderator, wie auch als Neutronenvervielfacher.
  • Fluor und Fluorwasserstoff sind gasförmig und sehr giftig. Fluor ist äußerst reaktionsfreudig und geht mit fast allen Elementen stabile chemische Verbindungen ein. Mit Wasserstoff reagiert es letztendlich zu Flußsäure, die sogar Glas ätzt.

Die Lithium-Beryllium-Salze sind zwar chemisch sehr beständig, haben einen hohen Verdampfungspunkt und man hat vielfache praktische Erfahrungen mit ihnen in der chemischen Industrie. In einem Kernreaktor ist aber besonders, daß mit jeder Kernspaltung auch die chemische Verbindung zerstört wird und neue chemische Elemente in Form der Spaltprodukte entstehen. Man hat es deshalb stets auch mit elementarem Fluor zu tun, der auch gern mit dem Strukturmaterial reagieren kann. Ferner muß man für die Wiederaufbereitung ständig mit Fluor und Beryllium umgehen, um neues „Brennstoff- und Brutsalz“ zu bilden. Ähnliches gilt am anderen Ende des Prozesses bei der Abscheidung der Spaltprodukte. Hier muß noch eine Menge Entwicklungsarbeit geleistet werden und unbedingt Erfahrungen bei einer großtechnischen Anwendung im Alltagsbetrieb gewonnen werden.

Da Fluoride sehr reaktionsfreudig sind, reagieren sie auch mit dem größten Teil der Spaltprodukte und binden diese sicher ein. Es gibt aber zwei Ausnahmen: Edelmetalle und Edelgase. Die Edelmetalle lagern sich innerhalb der Anlage ab und führen zu „Verschmutzungen“, die man regelmäßig und aufwendig wird entfernen müssen. Die Edelgase müssen durch Helium ständig aus dem Salz herausgespült werden.

Der Aufbau des LFTR-Kraftwerks

Aus Thorium läßt sich sehr gut Uran-233 mit thermischen Neutronen erbrüten. Für die Spaltung sind thermische Neutronen ohnehin besser geeignet. Da selbst das enthaltene Beryllium nicht zur entsprechenden Abbremsung ausreicht, ist Kohlenstoff als Moderator vorgesehen. Damit kommt man zu der bekannten Struktur aus Graphitblöcken, die von Kanälen für die Salze und Einbauten durchzogen sind. Ein Bauprinzip, das schon bei den englischen Gasreaktoren und den russischen Reaktoren vom „Typ Tschernobyl“ nicht unbedingt überzeugt hat. Das Graphit wird von der Salzschmelze lediglich benetzt. Nach kurzer Zeit werden die Poren des Graphits vom Salz so verstopft, daß keine Spaltprodukte in das Graphit einziehen. Graphit verändert jedoch durch den Neutronenbeschuß seine Geometrie. Infolge der jahrzehntelangen Erfahrungen mit gasgekühlten Reaktoren in GB kann man dieses Phänomen inzwischen gut vorausberechnen und beherrschen.

Wegen der bereits beschriebenen Reaktionskette: Thorium über Protactinium zu Uran-233, hält man Brutstoff (sog. blanket salt) und Brennstoff (sog. fuel salt) fein säuberlich in zwei Flüssigkeitskreisläufen getrennt. Man will aus dem Thorium möglichst reines Uran-233 erbrüten. Insofern macht es keinen Sinn, das Protactinium oder das Uran-233 weiterem Neutronenbeschuß auszusetzen. Der Brutkreislauf soll keine Wärme produzieren, die Spaltung soll erst im Brennstoffkreislauf stattfinden. Gleichwohl setzt der Zerfall des Th-233 (geringe Halbwertszeit von 22 Minuten) beträchtliche Energie frei und es läßt sich nicht chemisch abtrennen. Der Brutkreislauf muß deshalb über eine geeignete Notkühlung verfügen.

Wegen der Trennung zwischen Brut- und Spaltkreislauf ergibt sich eine recht komplexe Reaktivitätssteuerung. Man kann die Reaktivität erhöhen, indem man die Urankonzentration im Spaltkreislauf erhöht. Dies kann zwar nur langsam, aber kontinuierlich geschehen. Der Brutkreislauf „verschluckt“ laufend Neutronen, wodurch er wie ein großer Regelstab wirkt. Deshalb ist bei diesem Reaktorkonzept der Verlust der Salzschmelze im Brutbereich, ein wichtiger Auslegungsstörfall. Zur Feinregulierung und Schnellabschaltung sind zusätzliche Regelstäbe notwendig. Diese sollen auf den Salzschmelzen schwimmen, sodaß sie bei einem Leck automatisch in den Reaktor einsinken. Weiterhin sind auch mit Gas gefüllte Kanäle zur Regelung vorgesehen. Über den Gasdruck kann damit das Salzvolumen und damit die Reaktivität gesteuert werden.

Der gesamte Kern, mit all seinen Einbauten befindet sich in einem Tank aus Hastelloy N. Einer Legierung die zu 94% aus Nickel, Chrom und Molybdän besteht. Diese Legierung wurde an den Oak Ridge National Laboratories für den Einsatz bei Fluorsalzen entwickelt. Dies dürfte der Werkstoff der Wahl für solche Reaktoren sein, da heiße Fluorsalze sehr korrosiv wirken können.

Die Salzschmelze wird permanent durch den Reaktor und einen Wärmeübertrager gepumpt. Im Kern werden die Neutronen im Graphit abgebremst. Nur hier, in diesem Bereich, kann eine selbsterhaltende Kettenreaktion stattfinden. Durch die Kernspaltungen erwärmt sich das Salz entsprechend. Diese Wärme wird in dem Wärmeübertrager an das Salz des Sekundärkreislaufes übertragen. Der Primärkreislauf ist durch einen gefrorenen Pfropfen in der Leitung zu dem Sicherheits-Lagertank getrennt. Dieser Pfropfen wird im Betrieb ständig gekühlt. Tritt eine Überhitzung im Reaktor ein, schmilzt er und gibt dadurch den Weg in den Tank frei. Im Tank bricht die Kettenreaktion sofort zusammen. Hier entsteht nur noch die Nachzerfallswärme, die wegen der permanenten Aufbereitung viel geringer als in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren ist. Sie kann leicht über (z. B.) die Oberfläche des Tanks an die Umgebung abgegeben werden. Umgekehrt muß eine Heizung vorhanden sein, die das Salz aufschmelzen kann.

Das Arbeitsmedium

Zwischen dem Primärkreislauf des Reaktors und dem Arbeitsmedium befindet sich ein Sekundärkreislauf aus Salzschmelze. Dieser hat zwei entscheidende Sicherheitsfunktionen:

  • Das Arbeitsmedium CO2 steht unter einem Druck von etwa 200 bar. Bei einer Leckage im Wärmeübertrager steigt der Druck zwar im Sekundärkreislauf stark an, aber nicht im Reaktor. Er ist durch Sicherheitseinrichtungen abgesichert. Das austretende Salz ist kaum radioaktiv.
  • Die Wärmeübertragung zwischen zwei Salzströmen ist sehr gut. Der reaktorseitige Wärmeübertrager kann damit klein ausfallen und damit auch das Volumen an Spaltstoff und Spaltprodukten im Reaktor.

Bisher hat man bei allen Kernkraftwerken (und konventionellen Kraftwerken) einen Dampfkreislauf mit Dampfturbine und Kondensator zur Umwandlung von Wärme in mechanische Energie verwendet. Beim LFTR ist das anders: Hier will man einen geschlossenen Gasturbinenkreislauf (Turbineneintritt: 550 °C, 198 bar; Turbinenaustritt: 440 °C, 79 bar) mit überkritischem CO2 verwenden. Die Turbine treibt neben dem Generator zur Stromerzeugung zwei Verdichter zur Druckerzeugung an. Das Abgas der Turbine wird benutzt um den Gasstrom vor dem Eintritt in den Salz/Gas-Wärmeübertrager vorzuwärmen. Durch diese sog. „regenerative Vorwärmung“ verbessert sich der Wirkungsgrad ganz erheblich. Der Wirkungsgrad des LFTR soll auch bei trockener Luftkühlung über 40% betragen. Ein Vorteil für trockene Landstriche.

Als Hauptgrund für die Abkehr von Wasser als Arbeitsmedium, wird die relativ hohe Produktion von Tritium bei diesem Reaktorkonzept genannt. Reagiert es mit Sauerstoff, ergibt sich „radioaktives Wasser“, welches sich praktisch immer mehr im Wasserkreislauf (Halbwertszeit 12,3 Jahre) anreichern würde. Hingegen ist es relativ einfach, dieses Wasser aus dem CO2. zu entfernen.

Die Chemiefabrik im Kraftwerk

Der LFTR ist ein Brutreaktor mit integrierter Aufbereitung. Es ist nicht einfach ein Kernkraftwerk, das mit Thorium betrieben wird. Das Konzept des flüssigen Brennstoffs (Salzschmelze) erfordert eine kontinuierliche Entfernung der Spaltprodukte und eine kontinuierliche Zuführung von frischem Brutmaterial (Thorium) und Spaltstoff (erbrütetes Uran-233).

Aus dem Brutkreislauf wird kontinuierlich das Protactinium und das Uran-233 abgeschieden. Zu diesem Zweck wird flüssiges Wismut, in dem metallisches Thorium und Lithium gelöst sind, mit einem Teilstrom des Brutmaterials vermischt. Chemisch betrachtet (reductive extraction), „tauschen“ Thorium und Lithium mit dem Protactinium und Uran die Plätze. Das nun gereinigte Salz, wird mit Thorium und Lithium ergänzt dem Reaktor wieder zugeführt.

Das Wismut wir in einem weiteren Schritt wieder „gereinigt“, in dem alle in ihm gelösten Metalle elektrolytisch oxidiert werden. Sie werden einem Lagertank zugeführt, in dem weiterhin Protactinium (Halbwertszeit 27 Tage) zu Uran zerfallen kann. Das so gereinigte Wismut wird in einer weiteren Zelle elektrolytisch reduziert und der Waschkolonne für das Brutmaterial erneut zugeführt.

Der Strom aus dem Lagertank, wird in einem weiteren Verfahrensschritt mit gasförmigem Fluor in Kontakt gebracht. Hierdurch bildet sich gasförmiges Uranhexafluorid, das so leicht abgezogen werden kann. Die Restflüssigkeit wird an geeigneter Stelle dem vorher beschriebenen Kreislauf wieder zugeführt.

Das Uranhexafluorid wir in einem weiteren Verfahrensschritt mit Wasserstoff reduziert, damit es anschließend dem Brennstoffkreislauf des Reaktors zugeführt werden kann.

Ähnlich muß auch das Brennstoffsalz behandelt werden. Ein Teilstrom wird abgezogen und einem Tank zugeführt, in dem die besonders kurzlebigen Spaltprodukte schon mal vorab zerfallen können. Dies senkt die radioaktive Strahlung in der „Chemiefabrik“ ganz beträchtlich. Anschließend wird mit gasförmigem Fluor Uranhexafluorid gebildet, welches relativ einfach abgeschieden werden kann. Es wird mit dem vorher beschriebenem Strom aus der Aufbereitung des Brutmaterials zusammengeführt.

Das so behandelte Brennstoffsalz wird mit in Wismut gelöstem Lithium reduziert und so von den Spaltprodukten befreit. Die Spaltprodukte haben die Plätze des Lithium in der Metallschmelze eingenommen und das Lithium ist in der Form von Lithiumfluorid an das Brennstoffsalz übergegangen. Die Spaltprodukte müssen wieder aus dem Wismut abgeschieden werden und in eine sicher lagerfähige Form überführt werden.

Die chemischen Prozesse sind hier nur sehr grob beschrieben worden. Sie sind recht komplex und bedürfen noch einer umfangreichen Entwicklungsarbeit bis sie großtechnisch und im Alltagsbetrieb zuverlässig anwendbar sind. Sie sind keinesfalls einfacher als das Purex-Verfahren – nur eben ganz neu. Unter den speziellen Randbedingungen der Kerntechnik, wird man realistisch von Jahrzehnten ausgehen müssen.

Die Abgasstrecke

Bei der Kernspaltung entstehen zahlreiche Gase und Edelgase. Bisher ging man davon aus, diese möglichst lange und sicher in den Brennstäben einzuschließen. Sie sollten erst nach vielen Jahren in der Wiederaufbereitungsanlage kontrolliert austreten. Bei einer Salzschmelze ist dies gar nicht möglich. Die Edelgase gehen auch keine chemische Verbindung ein, sondern verlassen an irgendeiner ungewünschten Stelle das Salz.

Es ist daher geplant, einen Teilstrom der Salzschmelze mit Helium zu durchspülen. Die radioaktiven Gase gehen dabei in das Helium über. Dieser Abgasstrom soll in einer Absorptionsstrecke (gekühlte Aktivkohle) 47 Stunden gehalten werden, bevor er erneut zur Spülung eingesetzt wird. Ein Teilstrom wird für 90 Tage gelagert, damit das radioaktive Xenon und Krypton – mit Ausnahme von Kr-85 mit einer Halbwertszeit von 10,7 Jahren – zerfallen kann. Anschließend wird das Gas durch Abkühlung verflüssigt und in Xenon (Handelsprodukt), Krypton (zur weiteren Lagerung) und Helium (zur Wiederverwendung) getrennt.

Schlusswort

Die „Molten-Salt“-Reaktoren stellen ein weiteres vielversprechendes Reaktorkonzept dar. Ihre Vorteile liegen in der hohen Betriebstemperatur bei geringem Druck und der eleganten Erschließung einer weiteren Energiequelle, in der Form von Thorium. Allerdings sind beide Punkte keine „Killerapplikation“: Hohe Temperaturen werden nur in der industriellen Anwendung benötigt. Zur Stromproduktion – und das ist bis auf weiteres die Domäne der Kerntechnik – sind sie nicht zwingend erforderlich. Thorium läßt sich auch in anderen, bereits erprobten Reaktoren (THTR, Candu) nutzen.

Unter den politischen Bedingungen der Kerntechnik, dürfte die Entwicklung bis zur Serienreife, noch mehrere Jahrzehnte dauern. Es ist fraglich, ob sich ein Energieversorger finden dürfte, der das damit verbundene Risiko auf sich nehmen wollte. Auch die „Chemiefabrik“ in der eigenen Regie, dürfte eher abstoßend wirken. Gleichwohl, wird die Entwicklung in USA und China im Moment eher beschleunigt vorangetrieben.

E3/EU+3 = 10 Punkte für Iran

Am 14. Juli wurden die Verhandlungen in Wien abgeschlossen. Als Ergebnis steht ein 150-Seiten Papier im Raum – von manchen begeistert gefeiert, von anderen als Katastrophe empfunden.

Erste Fehlinterpretation: Es geht gar nicht um Abrüstung.

Gerne werden die Verhandlungen zwischen China, Deutschland, Frankreich, Rußland, Großbritannien, USA und Europäische Union auf der einen Seite und Iran auf der anderen Seite, mit den Abrüstungsverhandlungen zwischen USA und der Sowjetunion verglichen. Hier geht es aber überhaupt nicht um Abrüstung. Damals haben sich zwei Parteien zusammengesetzt, um die Rüstungsspirale zu begrenzen. Mehr als zig-fache Vernichtung brachte nichts mehr, sondern kostete nur noch. Wie gesagt, zwei Parteien, die beide einen unmittelbaren Nutzen hatten. Hier sitzt eine Gruppe mit stark unterschiedlichen Interessen einem einzelnen Staat gegenüber. Diese Gruppe ist von dem Verhandlungsgegenstand nur sehr mittelbar betroffen, während die eigentlich bedrohten (Israel, Sunniten etc.) bewußt von den Verhandlungen ausgeschlossen worden sind. Eine solche Konstellation ist von vornherein zum Scheitern verurteilt.

Es geht in diesem Abkommen überhaupt nicht um Abrüstung, sondern lediglich um eine Willensbekundung in den nächsten Jahren keine Kernwaffen zu produzieren. Vertrauen ist gut, Kontrolle ist besser. Dieser Grundsatz galt bei den Abrüstungsabkommen: Raketen etc. wurden unter Beobachtung zerstört. Zu was unterstellte oder tatsächliche Absichten führen, zeigt gerade die Geschichte der „Atombombe“ überdeutlich: Der Verdacht, Hitler-Deutschland würde eine Kernwaffe entwickeln führte erst zum Manhattan-Projekt in den USA.

Mullah-Iran ist ein aggressives System, welches offen die Vorherrschaft in der Golfregion beansprucht, aktuell mehrere Stellvertreterkriege (Syrien, Irak, Jemen) führt, weltweit Terrorismus unterstützt und die totale Vernichtung des Staates Israel fordert. Allein der letzte Punkt, sollte die Euphorie aller „Gutmenschen und Friedensengel“ etwas ausbremsen: Der Holocaust ist erlebter Bestandteil fast jeder Familie in Israel. Bitte nicht überrascht tun, wenn Israel irgendwann das Bedrohungsrisiko als zu groß einschätzt und handelt.

Der spärliche Inhalt

Schon allein der Umfang der Auflistungen über die Sanktionen, welche außer Kraft gesetzt werden sollen, im Verhältnis zu den Auflagen spricht Bände. Letztendlich sollen lediglich ein paar Zentrifugen zeitweise weggeschlossen werden und ein Reaktor von Iran umgebaut werden. Forschung und Entwicklung der Zentrifugen kann weitergehen. Bestenfalls – wenn sich der Iran voll an das Abkommen hält – ergibt sich eine Verzögerung von einem Jahrzehnt. Dafür kann anschließend mit viel besserer Technik gearbeitet werden. Fraglich ist allerdings, ob dieser Zustand unter Weiterführung der Sanktionen, aus eigener Kraft so schnell zu erreichen wäre.

Der Reaktor in Arak soll von Iran selbst umgebaut werden. Warum aber, bei einem Schwerwasserreaktor eine Anreicherung auf 3,75% nötig sein soll, solche Brennelemente vorgesehen sind und solche konstruktiven Details bezüglich der Kanäle, mögen die Neutronenphysiker beurteilen. All zu viele, können nicht am Verhandlungstisch gesessen haben. Die Verpflichtung, die abgebrannten Brennelemente ins Ausland zu schaffen, ist bei diesen Ladezyklen rührend. In den Kanälen werden selbstverständlich nur medizinische Präparate erbrütet – großes Mullah-Ehrenwort.

Für einen sachkundigen Leser bieten sich in der Wunschliste der Zusammenarbeit zahlreiche versteckte Hinweise, wo derzeit auf dem Weg zur Bombe noch der Schuh drückt und was sonst noch auf dem Programm steht. Iran wird auch in einer Generation nicht in der Lage sein Kernkraftwerke zu bauen. Dafür fehlt es schlichtweg an der industriellen Kapazität. Man hat aber seit geraumer Zeit gemerkt, daß man auch geeignete Schiffe braucht, wenn man den „Persischen Golf“ unter Kontrolle halten will und die US-Flotte wirklich ärgern will.

Besonders niedlich ist die Entsendung von Iranern ins Ausland, um eine bessere kerntechnische Ausbildung zu erhalten. Sollten die Gerüchte über die Aktivitäten des Mossad doch wahr gewesen sein? Mal sehen, wann die ersten Experten für Sicherheitstechnik in Deutschland auftauchen. Man kann es sich schon vorstellen, wie die „Gruppe 12. September“ gemeinsam nach dem Freitagsgebet ein Kernkraftwerk besichtigt, um sich besser mit der Terrorabwehr vertraut zu machen. Man kann ja über Geheimdienste denken was man will, jedenfalls brauchen die sich um ihre Arbeit in der Zukunft keine Sorgen zu machen, wenn dieses Abkommen umgesetzt wird.

Das Ende jeder Proliferation

Die USA haben immer größten Wert auf die Beschränkung der Anreicherung gelegt. Selbst enge Verbündete, wie z. B. Taiwan, Süd Korea und die Vereinigten Emirate haben engere Grenzen als – jetzt offiziell abgesegnet – Iran. Eins dürfte jetzt auch dem letzten Potentaten klar geworden sein: Frech kommt weiter (Natranz und Fordow werden nachträglich legalisiert, obwohl sie illegal gebaut und betrieben wurden). Der Geist ist endlich raus aus der Flasche. Nach einer kurzen Phase der „Friedensdividende“ ist das Rennen für ein nukleares Wettrüsten eröffnet. Bald wird die Kernwaffe als Statussymbol so wichtig, wie das AK47 und die RPG heute.

Überraschende Kontrollen sind auch out. Ab jetzt, gilt es sich höflich 24 Tage vorher anzumelden. Selbstverständlich hat man den Verdacht ausführlich zu begründen. Man will ja die Verschleierung beständig verbessern und insbesondere undichte Stellen eliminieren. Welche Diktatur kann sich schon bedingungslos auf seine Unterdrückten verlassen?

Man bevorzugt auch „elektronische Siegel“. Da braucht man nicht so viele Inspektoren vor Ort, die ständig überwacht werden müssen. Außerdem verfügt man im Iran über große Erfahrungen in Netzwerke einzudringen und sie zu stören. Ups, gestern ist uns leider das Internet teilweise ausgefallen.

Inspektoren haben in dem Land ohnehin keine Chance Beweise zu sammeln. Man wird bei jedem Fund behaupten, daß es sich um alte Verunreinigungen handelt. Sollte sich auch nur einer der Verhandlungspartner wehren, hat sich Iran das Recht eingeräumt, sofort das ganze Abkommen zu kündigen.

Wem nützt nun das Abkommen?

Auf jeden Fall dem Mullah-Regime. Iran verfügt allein über fast 150 Milliarden Dollar eingefrorener Guthaben und Vermögenswerte. Hinzu kommen rund 50 Millionen barrel Rohöl, die bereits auf dem Meer schwimmen und auf die Sanktionsfreigabe warten. Alles in allem, eine schöne Finanzspritze. Sicherlich nicht für die Bevölkerung im Iran, aber für das iranische Militär und Hizbollah und Co.

Putin hat persönlich das Abkommen gewürdigt und ausdrücklich den Beitrag russischer Nuklear-Experten gewürdigt. Das mag sein. Ansonsten ist Putin eine eher tragische Gestalt. Er braucht Iran unbedingt, um seinen sozialistischen Waffenbruder Assad im Sattel zu halten. Ist der gefallen, ist Rußland raus aus dem Mittelmeer und ein neuer Korridor für Öl- und Gastransporte vom Golf nach Europa tut sich auf. Inzwischen hat Putin aber schmerzlich begriffen, daß Rohstoffe haben und zu Geld machen, zwei verschiedene Dinge sind. Er greift deshalb nach jedem Strohhalm: Waffenexporte und Kernkraftwerke. Was anderes hat er nicht anzubieten. Beides erfordert gewaltige Summen zur Vorfinanzierung. Kernkraftwerke sind schnell verkauft, aber schwer und zeitaufwendig gebaut. Längerfristig könnte diese Strategie voll nach hinten losgehen. Niemand ist mehr von hohen Gas- und Ölpreisen abhängig, als Rußland. Wenn Iran seine Sanktionen los wird, drückt es ziemlich bald mit 1 Million barrel Rohöl täglich auf den Weltmarkt. Hinzu kommen gewaltige Erdgasvorkommen. China ist an billigem Öl und Gas brennend interessiert. China hat nicht nur Waffen zu verkaufen, sondern hat Geld und (inzwischen) viel westliche Technologie.

PRISM das moderne Entsorgungszentrum? Teil 2

Bei jeder öffentlichen Diskussion ist der „Atommüll“ der Aufreger schlecht hin. Spätestens an diesem Punkt, kommt meist die Ablehnung jeglicher Nutzung der Kernenergie in Deutschland. Die Propaganda hat hier ganze Arbeit geleistet. Es macht nicht einmal stutzig, daß dies schon in unseren Nachbarländern anders gesehen wird.

Was ist eigentlich Abbrand?

Dieser Begriff hat sich wegen seiner Anschaulichkeit so durchgesetzt. Einen Kernreaktor kann man nur mit der typischen Konzentration von spaltbarem Material – eine übliche Bezeichnung für U235 oder Pu239 – betreiben. Bei Reaktoren mit schwerem Wasser reicht schon Natururan aus, bei Leichtwasserreaktoren ist eine Anreicherung auf 3 bis 5 Prozent nötig und bei schnellen Reaktoren sogar bis zu 20%. Haben die Brennelemente nun eine gewisse Zeit im Reaktor Wärme produziert, würde irgendwann die Kettenreaktion zusammen brechen, wenn man nicht einige Brennelemente auswechseln würde. Angestrebt wird immer ein möglichst hoher Abbrand, was ein anderer Ausdruck für die Spaltung von Kernen ist. Gebräuchliche Maßeinheit hierfür ist MWd/to SM (Megawatt Tage pro Tonne Schwermetall). Wenn man 1gr Uran bzw. Plutonium spaltet, wird ziemlich genau ein MWd – oder 24000 kWh – Wärme frei. Eine gewaltige Menge, mit der man schon mitten in der „Atommüll-Frage“ steckt. 2014 wurde in Deutschland 55970 GWh elektrische Energie durch Windkraft erzeugt. Hätte man diese Strommenge in den Kernkraftwerken erzeugt, hätten dafür rund 7000 kg Uran gespalten werden müssen. Ein Würfel von 72 cm Kantenlänge. Warum also die ganze Aufregung?

Wieso Recycling?

Für den Windstrom wären ungefähr 7 GW Leichtwasserreaktoren (gegenüber 39 GW Windmühlen) nötig gewesen. Dafür hätte man erst einmal über 1000 to Natururan fördern müssen, die nach der Anreicherung zu rund 186 to Reaktorbrennstoff verarbeitet worden wären – der berüchtigte deutsche Atommüll, mit seiner „ungeklärten Entsorgungsfrage“. An dieser Stelle wird schon mal klar, warum „Atomkraftgegner“ monatelang – oft gewalttätig – gegen die einst geplante Wiederaufbereitungsanlage gekämpft haben: 186 to sind mehr als 25 mal so viel, wie 7 to. Gerne wird auch noch das geförderte Natururan dem „zu entsorgenden“ Müll hinzugerechnet und fälschlicherweise behauptet, eine Wiederaufbereitungsanlage würde zusätzlichen Atommüll erzeugen. Flugs ist man nach dieser Zahlenakrobatik auf der Suche nach einem gigantischen Endlager. Erst einmal die Probleme schaffen, die man anschließend vorgibt zu lösen.

An dieser Stelle ist es an der Zeit, die drei grundsätzlichen Möglichkeiten kurz zu betrachten:

  1. Man verbuddelt alle benutzten Brennelemente in einem „Endlager“. Schon hier gibt es zwei deutlich unterschiedliche Varianten: Die „Schwedische-Lösung“ eines Langzeitlagers hunderte Meter unter Granit. Die Brennelemente werden in Kupferbehälter eingeschweißt und sollen ausdrücklich rückholbar – eventuell erst in Jahrhunderten – eingelagert werden. Die „Deutsche-Endlager-Lösung“ mit dem Anspruch eines „absolut sicheren“ Einschlusses über „geologische Zeiträume“. Wegen dieses Anspruches hat man auch folgerichtig gleich Fachkräfte für Glaubensfragen und nicht Ingenieure mit der Suche betraut.
  2. Man geht – wie z. B. in Frankreich – den Weg über eine Aufbereitung und Wiederverwendung im vorhandenen System. Ein abgebranntes Brennelement eines Druckwasserreaktors enthält immer noch rund 95% Uran, 1% Transurane und 4% Spaltprodukte. Das Uran wird wieder neu angereichert, das Plutonium zu sog. Mischoxid-Brennelementen verarbeitet und lediglich die Spaltprodukte und minoren Aktinoiden verglast und als „Atommüll endgelagert“. Auch dieser bewußt rückholbar, denn er enthält wertvolle Rohstoffe. Nachteil dieses Weges ist die erforderliche Reinheit von Uran und Plutonium, um sie in vorhandenen Leichtwasserreaktoren wieder einsetzen zu können. Alle minoren Aktinoide werden deshalb den Spaltprodukten zugeschlagen und machen damit diesen Atommüll sehr langlebig.
  3. Man betrachtet die abgebrannten Brennelemente als Brennstoff für schnelle Reaktoren. Die dort verwendeten metallischen Brennstoffe haben keine besonderen Anforderungen an die Reinheit. Man kann deshalb zu Aufbereitungsverfahren übergehen, die Uran zusammen mit allen Transuranen (also auch Plutonium und den minoren Aktinoiden) abscheiden. Hier liegt umgekehrt das Bestreben, möglichst reine Spaltprodukte zu erlangen. Man hat damit einen relativ kurzlebigen (Gefährdungspotential einiger Jahrzehnte bis Jahrhunderte) Abfall, der automatisch ein sehr wertvolles „Erz“ ergibt. Eine „Endlagerung“ wäre nicht nur unnötig, sondern eher Verschwendung. Zumal die relativ geringen Mengen (siehe oben) einfach und sicher zu lagern sind.

Grundsätzlich gibt es auch noch andere Wege. Verwendung des abgebrannten Brennstoffes in Schwer-Wasser-Reaktoren. An diesem Weg wird zielstrebig in Korea gearbeitet oder die „Entschärfung“ des Atommülls in Beschleunigern (Versuchsanlage in Belgien) und Spallationsquellen (USA). Nur die Politik in Deutschland, hat sich in einer „Endlösung“ mit „Atomausstieg“ verrannt.

Warum soll „Atommüll“ eigentlich gefährlich sein?

Spaltprodukte wandeln sich über sog. Zerfallsketten um und senden bis zum Erreichen ihres stabilen Endglieds Strahlung aus. Das ist eigentlich überhaupt kein Problem, denn man kann die Quelle leicht und wirksam abschirmen (z. B. Castor-Behälter). Niemand ist gezwungen, Atommüll zu essen. Das mag sich flapsig anhören, ist aber wörtlich zu nehmen. Erst wenn radioaktive Stoffe unmittelbar in den Körper gelangen, können sie gefährlich werden. Dabei kommt es nicht nur auf die Menge, sondern auch den chemischen Zustand an. Plutonium ist z. B. rein chemisch betrachtet, ein Knochengift. Die biologische Verweildauer (bis es ausgeschieden ist) ist z. B. entscheidend abhängig von der Wertigkeit, in der es vorliegt und damit seiner Löslichkeit im Körper. Jod wird selektiv in der Schilddrüse angereichert. Strontium ist dem Kalzium verwandt und ersetzt dies gern in den Knochen usw.

Radioaktive Stoffe können überhaupt erst gefährlich werden, wenn sie in die Biosphäre gelangen und letztendlich über die Nahrungskette in den Menschen. Aber auch dann ist noch die Frage der Dosis zu stellen. Wir haben sehr genaue Kenntnisse über Wege und Wirkungen. Es gibt für jeden Stoff einen Grenzwert z. B. für Trinkwasser. Diese sind ausnahmslos sehr konservativ festgesetzt. Wer sich einmal mit dieser Materie beschäftigt, wird feststellen, daß selbst eine zigfache Überschreitung der Grenzwerte noch zu keiner akuten Gefährdung einer durchschnittlichen Person führt. Wer anderes behauptet, glaubt auch an die heilende Wirkung irgendwelcher esoterischen Amulette. Möge ihm sein Aberglaube erhalten bleiben, aber versuche er nicht, sein Unwissen als Wissenschaft zu verkaufen und anderen Menschen Angst einzujagen.

Wären radioaktive Stoffe auch nur annähernd so gefährlich, wie „Atomkraftgegner“ gern behaupten, wäre die Menschheit längst ausgestorben. Man denke nur an die Kinder der fünfziger Jahre. Es wurden Tonnen radioaktiver Stoffe bei den Kernwaffentests in die Atmosphäre freigesetzt. Noch heute kann man diese Belastungen weltweit in den Knochen und Zähnen der Betroffenen messen. Wohlgemerkt messen, nicht nur vermuten. Wir haben zwar keine direkten Sinne für Strahlung, aber unsere Meßtechnik ist so verfeinert, daß immer die „Isotopenzusammensetzung“ helfen muß, wenn andere forensische Verfahren längst versagt haben.

Wieso unterirdische Lager?

Für die Gefährlichkeit der radioaktiven Abfälle gibt es zwei wesentliche Einflüsse: Zeit und Konzentration. Je länger es dauern würde, bis die radioaktiven Stoffe wieder in die Biosphäre gelangen, je weniger gibt es überhaupt noch von ihnen. Der Zerfall ist durch nichts aufzuhalten und er geht immer nur in die eine Richtung – Umwandlung in stabile Atome. Ein typisches deutsches Brennelement (Anfangsanreicherung 3,3%, Abbrand 34000 MWd/tU) enthält nach der Entladung 3,62 % Spaltprodukte. Bereits nach einem Jahr sind 3% in einem stabilen – also nicht mehr radioaktiven – Zustand. Zu den 0,62% radioaktiven Spaltprodukten kommen noch 0,9% Plutonium und 0,72% minore Aktinoide. Nur die beiden letzten Gruppen, sind sicherheitstechnisch von langfristigem Interesse.

Man verglast nun die Spaltprodukte und die minoren Aktinoide. Diese „radioaktiven Glasblöcke“ würden in 100 000 Jahren etwa zu 2% aufgelöst, wenn sie im Wasser stehen würden. Das ist die erste Barriere. Wenn sie sich so langsam auflösen, würde dies zu sehr geringen Konzentrationen im Wasser führen. Umgangssprachlich wäre das Wasser nur leicht radioaktiv. Jetzt müßte es aber noch mehrere hundert Meter durch etliche Gesteins- und Bodenschichten aufsteigen. Dies geht nicht nur extrem langsam, noch erfolgt es in einer Rohrleitung, sondern durch einen „riesigen Ionentauscher“. Es kommt nur sehr wenig von dem, was unten ins Wasser überhaupt rein geht, auch oben an. Umgangssprachlich filtert der Boden fast alles raus.

Damit kein Mißverständnis entsteht: Sicherheitstechnisch ist es überhaupt kein Problem, radioaktive Abfälle in einem speziellen Bergwerk gefahrlos und „für ewig“ zu vergraben. Allerdings muß diese Lösung einem Ingenieur widerstreben. Warum soll man Papier und Plastikbecher aussortieren, wenn man Brennelemente einfach am Stück wegwirft?

Wie gefährlich ist gefährlich?

Die Maßeinheiten in der Kerntechnik sind für Menschen, die nicht täglich damit umgehen, wenig verständlich. Dies wird von der Betroffenheitsindustrie weidlich ausgenutzt. Genüsslich wird mit riesigen Zahlen an Becquerel und Sievert nur so um sich geschmissen. Eigentlich ist der psychologische Trick einfach durchschaubar: So schrecklich viel, muß doch einfach gefährlich sein. Es kann also nicht schaden, die Angelegenheit etwas auf die Ebene der Alltagserfahrungen zurück zu holen.

Fangen wir mal mit der guten alten Maßeinheit der Madame Curie an: 1 Curie (Ci) entspricht 3,7 x 1010. Becquerel (Bq) oder anschaulich 1 Gramm Radium. Radium wurde bis in die 1930er Jahre in Medikamenten, Kosmetika und Leuchtstoff für Instrumente und Uhren verkauft. Bis man seine krebserzeugende Wirkung (in hoher Konzentration) erkannte.

Der Abfall aus der Aufbereitung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren mit allen Spaltprodukten, minoren Aktinoiden und einem Rest von 0,5% Uran und 0,5% Plutonium (alles bezogen auf den ursprünglichen Gehalt im Brennstab vor der Aufbereitung) hat ein Jahr nach der Entladung ziemlich genau eine Radioaktivität von 106 Ci pro Tonne Schwermetall .(im ursprünglichen Brennstab). Die Radioaktivität der Spaltstoff-Lösung (nicht des Glasblockes!) entspricht also ziemlich genau der von Radium. Entscheidend ist, daß die Radioaktivität der Aktinoide zu diesem Zeitpunkt erst 1% ausmacht. Sie sind halt sehr langlebig und tragen damit noch wenig zur Aktivität bei. Nach etwa 500 Jahren ist der Schnittpunkt erreicht: Die Aktivität der Spaltprodukte entspricht der Aktivität der Aktinoide mit deren Zerfallsprodukten. Die Radioaktivität des Atommülls aus der Wiederaufbereitung ist auf rund 0,01% des ursprünglichen Wertes nach der Entladung abgefallen. Wären keine langlebigen Aktinoide im Abfall enthalten, wäre jetzt die Gefahr faktisch vorbei.

Ein anderer Versuch zur Veranschaulichung ist der Vergleich zwischen der Aktivität des Atommülls mit der ursprünglich zur Energieerzeugung geförderten Uranmenge. Uranerz enthält auch immer „Atommüll“, da durch die spontanen Zerfälle auch Spaltprodukte erzeugt worden sind (z. B. Radon). Diese Belastung mit Radionukliden in Gebieten mit Uranlagerstätten (z. B. Sachsen, Tschechien etc.) ist offensichtlich für den Menschen tolerierbar. Wäre das nicht der Fall, müßten überdurchschnittlich viele Sterbefälle in diesen Gebieten nachweisbar sein. Wirft man komplette Brennstäbe weg, wird diese Aktivität erst nach rund 30 000 Jahren erreicht. Solange hat man also zusätzliche Radioaktivität in die Natur eingebracht. Spaltet man das Plutonium in der Form von Mischoxid-Brennelementen in Leichtwasserreaktoren, wird dieser Zeitraum auf rund 1000 Jahre verkürzt. Ein doppelter Ertrag: Das langlebige Plutonium ist weg und für die damit zusätzlich erzeugte Energie braucht kein zusätzliches Uran gefördert werden.

Ein weiterer Vergleichsmaßstab ist Pechblende. Verbuddelt man komplette Brennstäbe, wird die Aktivität von Pechblende für diesen Atommüll auch nach über einer Million Jahren nicht erreicht. Verbuddelt man den verglasten Abfall nach der Wiederaufbereitung, wird der Wert schon nach etwa 80 000 Jahren erreicht. Entfernt man auch noch die Aktinoiden aus diesem Abfall, nach wenigen hundert Jahren (je nach Reinheit). An dieser Stelle dürfte jedem die Bedeutung der „Entsorgungsfrage“ für Pseudo-Umweltschützer klar geworden sein. Als die Grünen die Wiederaufbereitung in Deutschland gekippt hatten, glaubten sie das Totschlagargument gegen die Kernenergie gefunden zu haben: Die selbsterschaffene Gefahr für geologische Zeiträume, die man angeblich den Nachfahren aufbürdet. Politisch besser zu verwenden, als jeder Hexenwahn im Mittelalter.

Zusammenfassend kann an dieser Stelle noch einmal festgehalten werden:

  • „Atommüll“ kann selbst in seiner ursprünglichen Form – als abgebrannte Brennelemente – problemlos und ohne Gefahr für Mensch und Umwelt unterirdisch oder auch oberirdisch in technischen Bauten gelagert werden. Radioaktivität ist natürlich und klingt immer von allein ab (anders als z. B. Asbest oder Quecksilber, die in der Tat „ewig bleiben“). Die Gefahr, die von radioaktiven Stoffen ausgeht, ist somit zeitlich begrenzt. Die „ethische Dimension“ bezieht sich deshalb weniger auf die momentane Gefahr, als auf den Aufwand und die daraus resultierenden Kosten für zukünftige Generationen. Es ist das ewig gleiche Problem, einer jeden Mülldeponie. Kerntechnik ist in diesem Sinne keinesfalls anders, als z. B. Chemie, Landwirtschaft (z. B. Bodenerosion) oder Fischerei (unwiederbringliche Ausrottung ganzer Arten) zu betrachten. Jede Form der Nutzung von „Natur“ verändert diese dauerhaft.
  • Die Kerntechnik ist der einzige Industriezweig, der sich von der ersten Stunde an, Gedanken über seine Umwelteinflüsse gemacht hat. Der Gedanke des „Recycling“ wurde überhaupt erst durch sie populär. Man vergleiche dies mal mit anderen Zweigen der Energietechnik, in denen bis heute, nach wie vor, immer nur auf Umweltschäden reagiert wird. Paradebeispiel ist die Windkraft-Industrie (Vögel, Fledermäuse, Schweinswale, Infraschall usw.) im Verleugnen absehbarer Schäden. Kohle- und Ölindustrie sind dagegen bereits zu aktiven Umweltschützern mutiert.
  • Kernenergie ist unbestritten der sicherste Zweig der Energieerzeugung (Arbeitsschutz = Menschenschutz). Von Anfang an, war man bestrebt, die Nachteile so gering wie möglich zu halten. In welchem anderen Industriezweig gibt es sonst den Grundsatz, die Auswirkungen stets so gering wie möglich zu halten – unabhängig von den Kosten? Im Strahlenschutz und bei der Abgabe von radioaktiven Stoffen bereits mit absurden Auswirkungen.

Der Vorwurf einer angeblich ungelösten Entsorgungsfrage, ist jedenfalls absurd bis böswillig. Je nach Standpunkt und Bildungsgrad.

Das Purex-Verfahren

Wie der Name schon sagt – Plutonium-Uranium Recovery by Extraction – dient der Purex-Prozeß zur Gewinnung von Uran und Plutonium mit möglichst hoher Reinheit. Alles andere (alle Spaltprodukte ob stabil oder radioaktiv und die minoren Aktinoide) ist Abfall. Günstig, wenn man daraus neue Brennelemente für Leichtwasserreaktoren herstellen will, ungünstig für den „Atommüll“, der dadurch besonders langlebig wird.

Es handelt sich um eine Flüssig-Flüssig-Extraktion: Es wird Wasser und Öl gemischt. Diese beiden Flüssigkeiten trennen sich wieder von allein. Findet man nun ein Stoffpaar mit möglichst unterschiedlichem Lösungsvermögen für den gewünschten Stoff, hat man eine einfache Möglichkeit zur Gewinnung gefunden. Es wird aus dem abgenutzten Brennstoff mittels konzentrierter Salpetersäure eine wässrige Lösung hergestellt. Dieses genau eingestellte „Salzwasser“ (Nitrate) wird nun in einer Pulskolonne intensiv mit dem „Öl“ gemischt. Das „Öl“ besteht aus rund 70% Kerosin, in dem rund 30% Tributylphosphat aufgelöst sind. Dieses „Öl“ löst Uran und Plutonium wesentlich besser als andere Salze. Im ersten Schritt gehen etwa 98% davon von der wässrigen in die organische Lösung über.

Für das Verständnis ist wichtig, daß die Löslichkeit relativ ist. Mit anderen Worten, es geht nie alles Uran und Plutonium von der wässrigen Lösung über, dafür aber auch immer einige Spaltprodukte. Man muß das Verfahren also mehrmals wiederholen (Kaskade). Üblich ist eine geforderte Reinheit von 99,9% bei den Endprodukten Uran und Plutonium. Andererseits geht man von bis zu 0,5% Uran und 0,5% Plutonium (beides auf die ursprüngliche Menge im Brennstab bezogen) im Abfallstrom aus. Man hat also nicht nur die ursprünglichen rund 0,07% minoren Aktinoide (Neptunium, Americium, Curium) sondern auch bis zu 0,05% Uran und 0,0005% Plutonium als langlebige α-Strahler im Abfall. Zusammen mit den rund 3,06% Spaltprodukten. Diese Brühe wird nun aufkonzentriert und später verfestigt (kalziniert) und in Glas eingeschmolzen. Das ist das Produkt, welches z. B. aus England und Frankreich zur Endlagerung als „Atommüll“ nach Deutschland zurück geliefert wird. In diesem „Atommüll“ entspricht der Anteil an α-Strahlern also etwa 4%.

Eine Wiederaufbereitungsanlage ist kein Kernkraftwerk, sondern eine reine Chemiefabrik und erzeugt damit auch keinen „Atommüll“. Dies wird immer wieder fälschlich behauptet. In einer Wiederaufbereitungsanlage werden die bereits angelieferten radioaktiven Stoffe lediglich umsortiert und anders konditioniert (z. B. verglast).

Pyrometallurgische Verfahren

Will man den wiedergewonnenen Brennstoff nicht wieder in Leichtwasserreaktoren, sondern in schnellen Reaktoren verwenden, erhält man ein gänzlich anderes Anforderungsprofil. Die Reinheit von Uran und Plutonium spielt – wegen der generell kleineren Einfangquerschnitte – nur noch eine untergeordnete Rolle. Es wird damit möglich, alle Aktinoiden zusammen abzutrennen und als Brennstoff erneut zu verwenden. Es spielt auch keine Rolle, ob einige Spaltprodukte mit durchrutschen. Viele sehen den Vorteil dieses Brennstoffgemisches im Schutz gegen die Weiterverbreitung von Kernwaffen: Es ist ohnehin für den Bau von Kernwaffen völlig ungeeignet. Darüber hinaus, ist der Transport und die Handhabung wegen der erhöhten Strahlung kaum im Verborgenen zu machen.

Die abgenutzten Brennstäbe werden in geschmolzenem Salz aufgelöst. Dabei trennen sich bereits alle leicht flüchtigen Bestandteile (z. B. Edelgase) ab. In das Salzbad tauchen die Elektroden ein. Die Aktinoiden scheiden sich gemeinsam an der Kathode als eine Art „Metallschwamm“ ab. Die Spaltprodukte bleiben im Salzbad gelöst und reichern sich dort an. Aus ihr werden zwei verschiedene „Abfallformen“ zur Lagerung hergestellt: Eine metallische Matrix, in der alle Edelmetalle eingelagert werden und ein keramisches Produkt, in dem die Spaltstoffe in mineralischer Form (Metalle der I. und II. Gruppe und die Halogene) vorliegen. Beides sehr stabile Formen, die direkt einem unterirdischen Lager zugeführt werden könnten. Man könnte sie dort in Bohrlöchern versenken. Vielleicht sollte man hier noch einmal daran erinnern, daß diese Form des Atommülls nach wenigen hundert Jahren nur noch wie gewöhnliches Uranerz strahlt – also einem Stoff, mit dem Bergleute ohne große Schutzmaßnahmen umgehen können.

Der „Metallschwamm“ der Kathode wird nun unter Schutzgas in einem Induktions-Tiegel eingeschmolzen und üblicherweise mehrere Stunden bei bis zu 1400 °C gehalten. Die Schmelze homogenisiert sich. Es können auch weitere Legierungsbestandteile hinzugefügt werden. Schließlich erfordert jeder Brennstab im Reaktor (idealer weise) eine etwas andere Zusammensetzung. Die Legierung kann auch in Formen aus Graphit zu Barren vergossen werden. Üblicherweise werden aber direkt dünne „Stäbe“ zur Herstellung neuer Brennstäbe abgegossen. Ein Verfahren, ist das Gießen in dünne Rohre aus Quarzglas, die während des Abgusses in einer Zentrifuge rotieren. Durch die Zentrifuge bekommt man besonders hochwertige Stäbe. Das Ausformen ist durch Zerschlagen der Glasröhren besonders einfach.

Die Brennstäbe werden aus Stahlrohren (H9) gebildet, in die nun die gegossenen Stücke eingesteckt werden. Der Querschnitt der Gußstücke beträgt nur etwa 75% der Innenfläche der Rohre, da der Brennstoff durch die Bestrahlung sehr stark anschwillt. Damit überhaupt eine gute Wärmeübertragung zwischen Brennstoff und Hülle stattfinden kann, werden die Stäbe mit flüssigem Natrium ausgegossen. Dies geschieht sehr langsam auf Rütteltischen, damit auch kleinste Gasblasen aufsteigen können. Abschließend werden die Rohre gasdicht verschweißt. Die Rohre sind nicht auf ihrer ganzen Länge mit Brennstoff gefüllt, sondern haben oben einen Gasraum als Puffer, in dem sich später Spaltgase ansammeln können. Dieser Gasraum ist mit einer individuellen Gasmischung gefüllt. Wird ein Brennstab im Reaktor undicht, kann man ihn später durch eine Analyse der Isotopenzusammensetzung des „Abgases“ genau identifizieren. Solche Messmethoden sind für den Betrieb sehr wichtig, da flüssiges Natrium nicht durchsichtig ist, was Inspektionen sehr erschwert.

Man muß sich immer vor Augen halten, daß die Abbrände bei schnellen Reaktoren sehr viel höher als bei Leichtwasserreaktoren sind. Man geht dadurch auch mit wesentlich kleineren Brennstoffmengen (bezogen auf die erzeugte elektrische Energie) um. Eine solche Wiederaufbereitung und Brennstoffproduktion hat gegenüber den klassischen industriellen Anlagen eher den Charakter einer Manufaktur. Die Abschirmung ist kein Problem – es genügen übliche heiße Zellen. Die Handhabung ebenfalls nicht, da es sich um recht überschaubare Vorgänge handelt, die sich leicht automatisieren lassen. Es spricht also nichts dagegen, eine solche Anlage direkt auf dem Gelände des Kraftwerks zu errichten. Transport- und Sicherheitsrisiken werden damit erheblich verringert. Den Abfall könnte man ebenfalls in Bunkern auf dem Gelände lagern. Da die Strahlung recht schnell abklingt, könnte man die Entscheidung zwischen verbuddeln oder nutzen bis zum endgültigen Abbruch der gesamten „Energieerzeugungsanlage“ vertagen. Immerhin sind rund 50 % der Spaltprodukte schon mal seltene Erden.

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.

P5+1 und die Bombe

In den letzten Tagen bin ich wiederholt zu Fragen der Proliferation befragt worden. Anlass scheinen die (ziemlich oberflächlichen) Presseberichte zu den Verhandlungen mit Iran zu sein. Ein Thema, welches offensichtlich viele Menschen bewegt und das schnell zu Kontroversen führt.

Der Weg zur Bombe

Die Frage der „atomaren Bewaffnung“ eines Staates, ist heute nur noch eine rein politische Entscheidung. Kernwaffen ja oder nein, ist die einzig beeinflußbare Fragestellung. Ist ein Staat – auch wenn er so erbärmlich arm wie Nordkorea ist – gewillt, die finanziellen Mittel aufzubringen, wird er kurz oder lang zur „Atommacht“. Der Glaube man könne das Wissen zum Bau geheim halten, war von Anfang an abwegig. Es ist halt nur die Technik der 1940er Jahre nötig.

Die gern aufgetischte Verknüpfung zwischen der friedlichen Nutzung der Kernenergie und Kernwaffen ist schlicht weg Unsinn. Man kann sich Kernwaffen zulegen, ohne jemals ein Kernkraftwerk zu betreiben und man kann Kernkraftwerke bauen und betreiben, ohne jemals „Atombomben“ zu bauen. Es ist eine rein politische Entscheidung welchen Weg ein Staat wählt. Wenn man nur die friedliche Nutzung will, muß man notwendige Transparenz schaffen und einschlägige Kontrollen zulassen (Deutschland, Japan etc.) oder vorab auf Anreicherung und Wiederaufbereitung verzichten (Vereinigte Emirate, Schweden etc.). Wer hingegen eine Grauzone konstruiert (Dual Use), erzeugt zumindest Misstrauen. Wer sogar Kontrollen verweigert oder wenigstens behindert, erzeugt Angst. Es ist zwischen Staaten nicht viel anders, wie im wirklichen Leben: Man kann nicht jedem, der ein Brotmesser besitzt unterstellen ein potentieller Mörder zu sein. Steht jedoch einer mit dem Brotmesser in der Hand vor der Tür des Nachbarn und gibt dauernd kund dessen gesamte Familie ins Meer jagen zu wollen, bekommt sein Besitz eines Brotmessers, schlagartig eine andere Qualität. Wenn er dann auch noch den beleidigten spielt und sich ungerecht behandelt fühlt, weil man ihm sein Messer aus der Hand nehmen will, wird die Angelegenheit unfreiwillig komisch.

Noch einmal ganz knapp: Jeder Staat hat selbstverständlich das Recht zur friedlichen Nutzung der Kernenergie, aber auch die Pflicht gegenüber anderen, die ausschließlich friedliche Nutzung kontrollieren zu lassen. Verweigert er das und versucht darüber hinaus ganz offensichtlich, Aktivitäten zu verschleiern, wird er automatisch zu einem Staat der faktisch „Atommacht“ ist. Wie die Staatengemeinschaft damit umgeht, steht zunächst auf einem anderen Blatt.

Der Tatsachenentscheid

Zum Bau einer Kernwaffe braucht man möglichst hoch angereichertes Uran (mindestens 85 bis 90% U235) oder waffengrädiges Plutonium (möglichst reines Pu239). Das war schon bei den ersten Bomben so und hat sich bis heute nicht geändert. Wenn man also gar keine eigene Anlage zur Urananreicherung besitzt, setzt man sich auch keinem Verdacht aus eine „Uranbombe“ bauen zu wollen. Dies gilt für die Mehrheit der Staaten mit Kernkraftwerken. Man kann Anreicherung auf dem Weltmarkt kaufen und Uran ist einfach und beliebig lange lagerbar. Der Angst vor möglichen Boykotten ist somit einfach zu begegnen.

Wenn man über keinen Reaktortyp verfügt, der in der Lage ist waffengrädiges Plutonium zu erbrüten und parallel keine Wiederaufbereitungsanlage betreibt, setzt man sich auch keinem Verdacht aus eine „Plutoniumbombe“ bauen zu wollen. Mit keinem Reaktor, der nur im Stillstand beladen oder entladen werden kann (z. B. alle Druck- und Siedewasserreaktoren) kann man waffengrädiges Plutonium erzeugen. Andererseits reicht eine einfache „Graphitanordnung“ aus, um waffengrädiges Plutonium billig und in beliebiger Menge zu produzieren. Die (lösbaren) Schwierigkeiten liegen viel mehr in der Wiederaufbereitung und der Konstruktion einer Plutoniumbombe.

Der dritte Prüfstein sind die Trägersysteme. Man muß ja nicht nur eine Kernwaffe bauen, sondern sie auch noch zu seinem Feind hin transportieren. Je primitiver die Bombe ist, desto größer und schwerer ist sie. Die Bomben für Hiroshima und Nagasaki waren größer als ein PKW. Heutige Kernwaffen sind nicht größer als eine Artilleriegranate. Sie lassen sich deshalb mit Raketen mit entsprechender Reichweite ins Ziel schießen. Wer also parallel auch noch solche Raketen entwickelt, verstärkt den Verdacht eine „Atommacht“ werden zu wollen. Weiß man doch schon seit der V2, daß konventionelle Sprengköpfe zwar Angst und Schrecken verbreiten, aber militärisch betrachtet ein äußerst schlechtes Preis- Leistungsverhältnis haben.

Der Unterschied zwischen Abrüstung und Nicht-Benutzung

Aus dem „Kalten Krieg“ sind uns noch Abrüstungsverträge in Erinnerung: Man verhandelte zäh und lang, welche Waffensysteme mit welcher Stückzahl jeder haben darf. Nach der Einigung erfolgte dann die kontrollierte Vernichtung. Raketen wurden mit Bulldozern platt gewalzt, Kernwaffen zerlegt und unbrauchbar gemacht. Das gegenseitige Vertrauen ging dabei so weit, daß Rußland z. B. „Bombenuran“ an die USA als Brennstoff für Kernkraftwerke übergeben hat. Man hatte zu der Zeit nicht genug eigene Kapazitäten zur Vernichtung, wollte sich aber auf keinen Fall dem Verdacht aussetzen, man wollte das Abkommen nicht einhalten und unterlaufen.

In den P5+1-Verhandlungen ist von Abrüstung gar nicht die Rede. Man will ausdrücklich nur die (mögliche) Zeit bis zur Produktion von Kernwaffen hinauszögern. Es soll nichts zerstört, sondern lediglich weggeschlossen werden. So soll die Anzahl der Zentrifugen, die in Betrieb sind, begrenzt werden. Die überschüssigen Zentrifugen dürfen nur als Ersatz für kaputte Zentrifugen eingesetzt werden. Alles äußerst vage und schwer zu kontrollieren und jederzeit bei „Verstimmungen“ einseitig außer Kraft zu setzen.

Das Scheitern

Faktisch sind die Verhandlungen gescheitert. Es ist lediglich eine Liste (Parameters for a Joint Comprehensive Plan of Action regarding the Islamic Republic of Iran’s Nuclear Program) herausgekommen, über das, was man vielleicht im Juni in einen Vertrag gießen könnte. Man hat sich bemüht und will das auch weiterhin tun.

Important implementation details are still subject to negotiation, and nothing is agreed until everything is agreed. We will work to conclude the JCPOA based on these parameters over the coming months.

Ein ödes Stück Papier, damit man die Verhandlungen nicht als gescheitert erklären muß, denn sonst müßte man ja wirklich etwas tun. Gleichwohl ist der Inhalt deprimierend genug und man sollte ihn keinesfalls auf die leichte Schulter nehmen:

  • Iran soll seine 19000 (!) Zentrifugen in Natranz auf 6104 Zentrifugen verringern, von denen stets nur 5060 gleichzeitig in Betrieb sein sollen. Geradezu erschreckend ist die Begründung für diesen Schritt: Es soll damit die notwendige Zeit für die Produktion von „Bombenuran“ von derzeit zwei bis drei Monaten, auf ein Jahr verlängert werden

Iran’s breakout timeline – the time that it would take for Iran to acquire enough fissile material for one weapon – is currently assessed to be 2 to 3 months. That timeline will be extended to at least one year, for a duration of at least ten years, under this framework.

  • Iran soll seinen Lagerbestand von derzeit 10000 kg LEU (leicht auf 3,7% angereichertes Uran) auf nur noch 300 kg in den nächsten 15 Jahren verringern. Der Gedanke auch hier, ist wieder die „Zeitverzögerung“: Je mehr Uran man von einem Anreicherungsgrad hat, um so schneller und mit weniger Aufwand (z. B. Stückzahl der Zentrifugen!) läßt sich die nächste Stufe zur Bombe erklimmen. Ab einem Anreicherungsgrad von rund 20% geht die Angelegenheit sehr schnell und es bieten sich auch noch andere Verfahren an.
  • Iran soll die Anreicherung nur mit den Zentrifugen der ersten Generation (IR-1) weiterhin durchführen. Die bereits betriebenen 1000 Zentrifugen (IR-2M) sollen abgebaut und eingelagert werden. Die Typen IR-4, IR-5, IR-6 und IR-8 sollen in den nächsten Jahren nicht zur Produktion, sondern nur zur Weiterentwicklung verwendet werden.
  • Der Reaktor in Arak soll umgebaut werden.

The original core of the reactor, which would have enabled the production of significant quantities of weapons-grade plutonium, will be destroyed or removed from the country.

  • Iran soll sich verpflichten, zukünftig alle abgebrannten Brennelemente dieses Reaktors ins Ausland zu überführen.

Im Gegenzug sollen alle verhängten Sanktionen aufgehoben werden. Ausdrücklich auch die bisherigen Sanktion für kerntechnische Materialien und Hilfsmittel aus den USA und der EU.

Die besondere Lage von Israel

Im „kalten Krieg“ wurde viel über „Erstschlag“ und „Zweitschlag“ philosophiert. Man sprach vom „Gleichgewicht des Schreckens“. All diese Überlegungen treffen für die Lage Israels nicht zu. Israel ist mit seiner geringen bewohnbaren Fläche ein geographischer Zwerg – jedenfalls verglichen mit den Weiten der USA oder Russlands. Die Bombenabwürfe von Hiroshima und Nagasaki haben jeweils eine Stadt ausgelöscht, waren für Japan aber eher eine geographische Randnotiz. Die Situation von Israel ist völlig anders. Schon die Explosion nur einer Kernwaffe, würde Israel praktisch komplett auslöschen. Es würden nicht nur tausende Juden, sondern auch die dort lebenden Araber getötet werden. Ein palistinänsischer Staat hätte sich damit wahrscheinlich auch gleich erledigt. Wünschen sich die Palästinenser wirklich einen Atompilz am Himmel von Gaza oder Jerusalem?

Israel kann auf keinen Fall das Risiko eines „Atomkriegs“ eingehen. Wenn ausgerechnet ein Land, das wiederholt mit der Auslöschung des Staates Israel gedroht hat, zur „Atommacht“ wird, bleibt nur der Präventivschlag. Israel muß dem Aggressor die Kernwaffen aus der Hand schlagen. Praktisch um jeden Preis. Ob das den tapferen Diplomaten so genau bewußt ist? Gut gemeint, ist noch lange nicht gut gemacht.

Der Bau einer „Atombombe“ ist ein rein finanzielles Problem. Wenn man die Sanktionen jetzt aufhebt, gießt man nur Öl ins Feuer. Der einzige Grund, warum die Mullahs sich momentan verhandlungsbereit geben, ist die Angst vor dem eigenen Volk. Die wirtschaftliche Lage Irans wird immer schlechter: Sinkende Ölpreise und steigende Kosten für die angezettelten Kriege von Syrien und Irak bis Jemen. Iran ist nicht Nordkorea. Bevor die Iraner für eine „Mullah-Bombe“ hungern, werden sie die „Religionsgelehrten“ in ihre Moscheen zurückschicken.

Die geopolitische Lage

Wenn Iran tatsächlich zur (potentiellen) „Atommacht“ aufsteigt, wird Saudi Arabien in wenigen Monaten folgen (müssen). Saudi Arabien wird bereits jetzt durch Stellvertreteraufstände und Stellvertreterkriege unmittelbar bedroht. Einen größeren Albtraum, als einen mittelalterlich anmutender Religionskrieg mit Kernwaffen, kann man sich kaum vorstellen. Bereits jetzt bildet sich ein sunnitisches Heer für den schiitischen Stellvertreterkrieg im Jemen.

Nun ist aber das sunnitische Lager nicht so einig, daß es sich der Führung einer „Atommacht Saudi Arabien“ unterordnen wird. Die nächsten „Atommächte“ werden dann die Türkei und – höchstens etwas später – Ägypten werden. Spätestens dann, fällt ganz Europa aus seiner Hängematte. Willkommen im 21ten Jahrhundert.

Reaktortypen in Europa – Teil6, CANDU

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

Geschichte

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

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

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

Aufbau

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

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

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

Sicherheitskonzept

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

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

Warum überhaupt schweres Wasser?

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

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

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

CANDU und Leichtwasserreaktoren im Verbund

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

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

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

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

Thorium

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

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

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

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

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

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

Schlußwort

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

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

Reaktortypen in Europa – Teil4, ABWR

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

Geschichte

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

Warum Siedewasserreaktoren?

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

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

Der ABWR ist der Porsche unter den Kraftwerken

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

Der Reaktordruckbehälter

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

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

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

Der Reaktorkern

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

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

Die Steuerstäbe

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

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

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

Die Dampftrocknung

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

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

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

Die Notkühlung

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

Ein Siedewasserreaktor ist eine robuste Konstruktion:

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

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

Die Eigenversorgung

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

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

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

Ausblick

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