Kohle, Gas, Öl, Kernenergie? – Teil 2

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

Das Mengenproblem

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

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

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

Der Übergang zur Kernspaltung

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

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

Die nahezu unerschöpflichen Uranvorräte

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

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

Der Uranverbrauch

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

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

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

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

Das Geheimnis der Anreicherung

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

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

Wann geht es mit der Wiederaufbereitung los?

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

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

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

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

Erdgas- oder Kernkraftwerke?

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

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

Vorläufiges Schlusswort

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

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

Fukushima – ein Zwischenbericht

In letzter Zeit ist es in den „Qualitätsmedien“ still geworden um die „Reaktorkatastrophe“. Um so mehr ein Grund, hier mal wieder einen Zwischenbericht zu liefern. Man könnte es sich einfach machen: Noch immer kein Toter durch Strahlung, noch immer keine Krebs-Epidemie, noch immer ist der Fisch an Japans Küste essbar…

…da warn es nur noch drei

Anfang August ging die Meldung um die Welt, daß über 90% der Brennelemente (1166 von 1331 abgebrannten Brennelementen) aus dem Lagerbecken des Blocks 4 geborgen und abtransportiert sind. Man erwartet bis Ende des Jahres die vollständige Räumung. Wir erinnern uns: Zum Zeitpunkt der Naturkatastrophe war der Block 4 für einen planmäßigen Brennelementewechsel außer Betrieb. All seine Brennelemente waren nicht mehr im Reaktordruckgefäß, sondern bereits im zugehörigen Lagerbecken. Dieses Lagerbecken wurde infolge der Wasserstoffexplosion mit Trümmern der „Reaktorhalle“ zugeschüttet. Kein schöner Anblick und überdies vermeidbar, wenn man eine übliche „Betonhülle“ um das Kernkraftwerk gebaut hätte. Um es auch unserer – von der japanischen Industriegesellschaft so enttäuschten – Kanzlerin und ihren Jüngern aus CD(S)U und FDP noch einmal klar und deutlich zu sagen: Ein solcher Schadensverlauf ist in einem Kernkraftwerk in Deutschland technisch ausgeschlossen. Jedes Kernkraftwerk in Deutschland (und fast alle auf der Welt) haben eine Stahlbetonhülle, die einer solch kleinen Explosion locker stand hält. Kein Reaktor in Deutschland ist mit einem anderen Block über eine gemeinsame Lüftungsanlage verbunden. Insofern hätte es in einem deutschen Kernkraftwerk (und in fast allen auf der Welt) gar kein explosives Gas geben können. Selten kann ein Ingenieur eine so eindeutige Aussage treffen.

An diesem Unfall sieht man, welch robuste Konstruktion ein Siedewasserreaktor an sich ist. Selbst eine schwere Explosion mit Einsturz der Reaktorhalle führt zu praktisch keiner Freisetzung von Radioaktivität in die Umwelt. Jeder moderne Reaktor hat darüber hinaus noch beträchtliche weitere Sicherheitsreserven. Dies ist auch der Grund, warum nur diese Reaktoren in Fukushima bei dem Tsunami und dem vorausgehenden Erdbeben kaputt gegangen sind. Es war nicht ohne Grund geplant, sie einige Monate später still zu legen. Eine bittere Lektion, die Japan aber angenommen hat: Alle Reaktoren befinden sich immer noch in einer umfangreichen Überprüfung. Es ist absehbar, daß einige nie mehr wieder in Betrieb gehen werden.

Wenn alle Brennelemente aus dem Block 4 ausgeräumt sind, ist das Kapitel faktisch abgeschlossen: Es verbleibt eine technische Ruine, die man auch als Denkmal stehen lassen könnte. So lange man sie nicht betritt, ist sie genauso ungefährlich, wie ein „Bankpalast“ aus Granit. Der japanischen Gemütslage entsprechend, wird man aber eher nicht innehalten, sondern nicht eher ruhen, bis man das Grundstück in eine Rasenfläche verwandelt hat.

Die Problemruinen

Weiterhin problematisch sind die ersten drei Reaktoren des Kraftwerks. Sie waren zum Zeitpunkt des Erdbebens in Betrieb und sind durch den Ausfall der erforderlichen Nachkühlung zerstört worden. Bisher ergibt sich immer noch kein eindeutiges Bild: Die Strahlung in unmittelbarer Nähe der Reaktoren ist noch so stark, daß man keine Menschen zur Untersuchung einsetzen kann und will. Japan ist nicht Russland. Bisher hat man sich nur mit Robotern versucht zu nähern. Dies ist aber schwieriger, als es den Anschein hat. Man hat ein extrem schwieriges Einsatzgebiet, das überdies noch durch Trümmer versperrt ist. Zum großen Teil steht es auch noch unter Wasser. Solange man aber keinen genauen Überblick hat, kann man auch keinen Bergungsplan ausarbeiten. Hier ist noch von jahrelanger Arbeit auszugehen. Sie vollzieht sich auf mehreren parallelen und sich ergänzenden Ebenen.

Jedes mal, wenn man an ein unüberwindlich scheinendes Hindernis gelangt, muß man sich erst neue Spezialvorrichtungen und modifizierte Roboter entwickeln, bauen und testen. Inzwischen arbeitet man weltweit (insbesondere mit den USA und Großbritannien) zusammen, die bereits über umfangreiche Erfahrungen aus dem Abbruch ihrer militärischen Anlagen verfügen. Hier wird eine beträchtliches technisches Wissen entwickelt, das weit über das Niveau von „Windmühlen“ und „Sonnenkollektoren“ hinausgeht. Die deutsche Industrie wird das dank ihrer Verweigerungshaltung in einigen Jahren noch auf ganz anderen Gebieten bitter zu spüren bekommen.

Zur Zeit scheut Japan jedenfalls keine Kosten und Mühen. Als ein Beispiel mag die Myonen-Analyse dienen. Myonen sind Elementarteilchen, die z. B. in großen Mengen durch die kosmische Strahlung in der oberen Erdatmosphäre gebildet werden. Diese Myonen treffen zu Tausenden, jede Minute auf jeden Quadratmeter unserer Erdoberfläche (Anmerkung: Wann demonstriert Greenpeace endlich gegen diese unverantwortliche Strahlenbelastung? Vorschlag: Gottesstrahlen im Kölner Dom hunderte male stärker als die Strahlenbelastung aus Fukushima.). Ein großer Teil dieser Strahlung durchdringt auch massive Bauwerke. Allerdings werden die Teilchen abhängig von der lokalen Dichte gestreut. Mißt man nun die „Flugbahnen“ der Myonen vor dem zu untersuchenden Objekt und nach der Durchdringung, so erhält man ein sehr genaues Bild der Zusammensetzung. Ganz ähnlich einer Röntgenaufnahme: Die dichteren Knochen zeichnen sich deutlich von sonstigem Gewebe ab. Da nun Uran und Plutonium eine – auch gegenüber allen Baustoffen, wie Stahl, Beton usw. – außergewöhnlich hohe Dichte besitzen, erwartet man ein ziemlich genaues Bild der Uranverteilung in den Unglücksreaktoren. Erst dann kann man sinnvoll und risikolos Löcher für Kameras etc. bohren, um sich ein abschließendes Bild zu machen.

Ein weiterer Weg ist die Analyse durch „nachrechnen“ des Unfallablaufes. Solche Rechnungen sind allerdings mit erheblichen Unsicherheiten versehen, da man nicht über ausreichende Messwerte über die tatsächlichen Zustände während des Unglücks verfügt. Sie sind solange nur als grobe Abschätzungen zu werten, solange man keine „Aufnahmen“ der tatsächlichen Brennelement-Reste vorliegen hat. Allerdings läßt sich die Aussagefähigkeit der Berechnungen Schritt für Schritt mit jeder neu gewonnenen Messung verbessern. Es verwundert daher nicht, daß die Ergebnisse verschiedener Institutionen noch recht weit auseinanderliegen: Man glaubt bisher, daß der gesamte Brennstoff des ersten Reaktors (ca. 77 to) damals aufgeschmolzen und weitestgehend aus dem Reaktordruckbehälter ausgelaufen ist und sich unterhalb in der Reaktorkammer gesammelt hat. Bei den Blöcken 2 und 3 gehen die Rechenergebnisse noch weiter auseinander. Hier glaubt man, daß mindestens noch ein Drittel (von je 107 to) sich in den Druckbehältern befindet.

Der Dauerbrenner Abwasser

Seit dem Unglück steht die Belastung des Grundwassers und etwaige Belastungen des Meerwassers im Vordergrund. Das Kraftwerk steht an einer Hanglage. Schon immer sind große Regenwassermengen unterirdisch um das Kraftwerk geflossen. Der Grundwasserspiegel war so hoch, daß alle unterirdischen Kanäle und Keller im Grundwasser stehen. Während des Betriebs hat man durch Entwässerung den Grundwasserspiegel ständig abgesenkt gehalten. Dieses Drainagesystem ist aber durch den Tsunami und das Erdbeben zerstört worden. Folglich stieg der Wasserstand an und die Gebäude schwammen auf und soffen ab. Da die technischen Anlagen ebenfalls undicht wurden, mischte sich das austretende radioaktiv belastete Kühlwasser ständig mit dem Grundwasser im Kellerbereich. Die bekannten Probleme entstanden.

Inzwischen hat man oberhalb des Kraftwerks eine Speerwand errichtet um den Grundwasserstrom einzudämmen. Vor dieser Sperrzone wird durch Brunnen das Grundwasser entzogen. Dies ist eine Technik, wie man sie bei vielen Baustellen weltweit anwendet. Das abgepumpte Wasser wird um das Kraftwerk herum geleitet. Am 2. Mai wurden zum ersten mal 561 m3 Wasser in Anwesenheit von Journalisten und Fischern ins Meer geleitet. Voller Stolz verkündete man, daß die Grenzwerte für die Einleitung ins Meer auf 1/10 (tatsächlich gemessene Werte weniger als 1/100) der Grenzwerte für Trinkwasser festgesetzt wurden.

An der gesamten Uferlänge vor dem Kraftwerk hat man eine Sperrmauer errichtet, die 30 m tief unter den Meeresboden bis in eine wasserundurchlässige Bodenschicht reicht. Vor dieser Sperrmauer wird das angeströmte Grundwasser ständig abgepumpt. Durch diese Maßnahmen kann praktisch kein radioaktives Wasser mehr in das Meer gelangen. Durch die Sanierung des zerstörten Abwassersystems auf dem Gelände, ist es gelungen den Grundwasserspiegel wieder auf das alte Niveau abzusenken. Damit kann nicht mehr so viel Grundwasser in die unterirdischen Kellerräume eindringen und sich dort mit einem Teil des Kühlwassers vermischen. Dies hat zu einer Verringerung der zu lagernden radioaktiven Wässer um etwa die Hälfte geführt.

Um längerfristig praktisch den gesamten Zustrom zu stoppen, hat man seit Juni begonnen das Kraftwerk unterirdisch komplett einzufrieren. Diese Arbeiten werden sich noch bis weit ins nächste Jahr hinziehen. Sind die „Eiswände“ fertig, kann das Grundwasser unkontaminiert um die Ruine herum fließen. Bis März sollen über 1550 Bohrungen 30 bis 35 m tief abgesenkt, und mit Kühlflüssigkeit gefüllten Rohrleitungen ausgestattet werden. Diese werden dann mit Kühlflüssigkeit von -30°C ständig durchströmt. Geplante Kosten: Mehr als 300 Millionen US-Dollar.

Die Roboter

Block 2 war nicht von der Wasserstoffexplosion zerstört und wäre somit zugänglich. Gerade weil er aber immer noch „gut verschlossen“ ist, ist er innerlich stark kontaminiert. Japanische Arbeitsschutzvorschriften sind streng, weshalb vor einem Betreten durch Menschen nur Roboter zum Einsatz kommen. Es sind mehrere Modelle aus aller Welt im Einsatz, die für die Reinigungsarbeiten in Japan modifiziert und umgebaut wurden. Die Roboter sind nicht nur mit „Wischern“ und „Staubsaugern“ ausgerüstet, sondern auch mit Dutzenden Kameras und Messinstrumenten. Sie werden von einer neu errichteten Zentrale aus ferngesteuert. Vordringliche Aufgabe ist die Reinigung der Anlage bis zur Schleuse des Containment. Es wird noch einige Wochen dauern, bis Arbeiter gefahrlos zu der Schleusentür vordringen können. Nächster Schritt wird dann sein, die Schleuse zu öffnen und (ebenfalls mit Robotern) bis zum Reaktordruckgefäß vorzudringen.

Bei allen Abbrucharbeiten in USA, UK und Japan nimmt der Robotereinsatz in letzter Zeit rapide zu. Dies liegt nicht nur an den Entwicklungsfortschritten auf diesem Gebiet, sondern vor allem auch an dem Preisverfall. Arbeiten, die noch vor zehn Jahren utopisch anmuteten, sind heute Routine geworden. Man „taucht“ heute genauso selbstverständlich in Kernreaktoren, wie in Ölförderanlagen tausende Meter tief im Meer. Die Energietechnik – nicht zu verwechseln mit Windmühlen, Biogasanlagen und Sonnenkollektoren – ist auch weiterhin der Antrieb der Automatisierungs- und Regelungstechnik. Wer sich aus ihr zurückzieht, verschwindet kurz über lang ganz aus dem Kreis der Industrienationen (Morgenthau-Plan 2.0 ?).

Die volkswirtschaftlichen Kosten

Der betriebswirtschaftliche und volkswirtschaftliche Schaden durch das Unglück von Fukushima ist riesig. Für Japan ist es um so bitterer, daß er vollständig vermeidbar gewesen wäre, wenn man auf die Fachleute gehört hätte. Allein zwei Geologen sind unter Protest aus Sicherheitsgremien zurückgetreten, weil sie vor einem möglichen Tsunami in der bekannten Höhe gewarnt hatten. Es scheint ein besonderes Phänomen unserer Zeit – und ganz besonders in Deutschland – zu sein, die Warnungen und Ratschläge von Fachleuten zu ignorieren. Wohlgemerkt Fachleute, die sich durch einschlägige Ausbildung und jahrelange Erfahrung ausweisen. Nicht zu verwechseln mit ernannten „Experten“, die meist weder eine Fachausbildung noch praktische Kenntnisse besitzen, diese Defizite aber durch „Festigkeit im Rechten-Glauben“ ersetzen. Diese Hohepriester der Ignoranz in Parteien und Betroffenheitsorganisationen sind nicht weniger gefährlich als Voodoo-Priester in Afrika.

Der in Japan entstandene Schaden durch Ignoranz vollzieht sich auf zwei unterschiedlichen Ebenen: Die Kosten für die Aufräumarbeiten und die Entschädigung für die Evakuierten treffen den Betreiber Tepco mit tödlicher Wucht. Die Kosten durch steigende Energiepreise treffen alle Japaner und sind in ihren Auswirkungen noch nicht endgültig absehbar. Japan und Deutschland werden noch für zig Generationen von Wissenschaftlern genug Stoff für die Frage liefern: Wie und warum haben sich zwei Nationen freiwillig und sehenden Auges durch eine falsche Energiepolitik ruiniert?

Die Kosten für die Aufräum- und Dekontaminierungsarbeiten werden inzwischen auf über 100 Milliarden US-Dollar geschätzt. Glücklicherweise gilt hier, daß die Kosten für Tepco die Gehälter für zahlreiche Japaner sind. Allerdings muß die Frage erlaubt sein, ob viele Japaner nicht sinnvolleres zu tun hätten, als Grenzwerte unterhalb der vorhandenen Strahlung anzustreben.

Viel bedenklicher – aber anscheinend nicht so offensichtlich – ist der volkswirtschaftliche Schaden. Die japanischen Energieversorger haben jährliche Mehrkosten von 35 Milliarden US-Dollar durch den Einkauf zusätzlicher fossiler Brennstoffe. Dies ist rausgeschmissenes Geld, da man täglich die abgeschalteten – und längst überprüften und für sicher befundenen – Kernkraftwerke wieder hochfahren könnte. Inzwischen importieren die Stromerzeuger jährlich für 80 Milliarden US-Dollar Kohle und LNG (verflüssigtes Erdgas). Japan ist der größte Importeur für LNG (90 Mio to jährlich) und der zweitgrößte Importeur für Kohle (190 Mio to jährlich, stark steigend) und der drittgrößte Importeur für Öl weltweit (4,7 Millionen barrel pro Tag). Sind die jährlichen Ausgaben hierfür schon imposant (289 Milliarden US-Dollar in 2012), so ist langfristig das Verhältnis zum Bruttosozialprodukt entscheidend: Es ist inzwischen doppelt so hoch wie in China (wobei das Bruttosozialprodukt in China schneller steigt, als der Energieverbrauch) und fast vier mal so hoch, wie in den USA (dort nimmt die Eigenproduktion ständig zu). Eine solche Schere ist für einen Industriestandort langfristig nicht tragbar. Es gibt also keinen anderen Weg, als zurück in die Kernenergie. „Wind und Sonne“ sind bei diesen Größenordnungen nichts anderes als Spielerei (in 2012: 92% fossil, 6% Wasserkraft; 2010: 15% Kernenergie).

Strahlenbelastung

Die UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) ist auch in ihrem neuesten Untersuchungsbericht zu dem Schluß gekommen, daß weder eine erhöhte Rate an Krebserkrankungen noch an Erbschäden in Japan feststellbar ist. Es wird ausdrücklich betont, daß die Strahlenbelastung durch die schnelle und großzügige Evakuierung viel zu gering ist um Folgeschäden auszulösen. Im Mittel sind die Menschen im Raum Fukushima mit 10 mSv über ihr gesamtes Leben zusätzlich belastet, während allein die Hintergrundstrahlung in Japan rund 170 mSv über ein Menschenalter beträgt. Es sind überhaupt nur Schädigungen feststellbar, wenn kurzfristig eine Strahlenbelastung von über 100 mSv vorgelegen hat. Deshalb befinden sich 160 Mitarbeiter in einem Langzeit-Überwachungs-Programm. Bisher konnten auch in dieser Gruppe keine Veränderungen festgestellt werden.

Parallel läuft ein Überwachungsprogramm von 360000 Kindern auf Veränderungen der Schilddrüse (Anmerkung: Gerade bei Kindern und Jugendlichen kann die Anreicherung von Jod-131 zu Wucherungen in der Schilddrüse führen.) Die dabei festgestellten Fälle, sind eher auf die genaueren Untersuchungsmethoden als durch eine Strahlenbelastung zurückzuführen. Eine Vergleichsgruppe unbelasteter Kinder ist nicht vorhanden. Interessant wird eher die Zahl der „Krebstoten“ nach Abschluss dieser Studie sein. Erfahrungsgemäß wird sie geringer als der japanische Durchschnitt werden, da durch die begleitende Überwachung „Krebs“ früher erkannt und besser behandelt werden kann.

Ein, zumindest zwiespältiges, Ergebnis brachten die Evakuierungen mit sich: Innerhalb kurzer Zeit wurden 78000 Menschen aus dem 20km-Radius ausgesiedelt. Weitere Menschen wurden aus dem 20 bis 30 km Radius in Schutzräume untergebracht.

Strahlenphobie tötet

In dem 20km-Radius um das Kraftwerk befanden sich acht Krankenhäuser und 17 Pflegeheime, in denen sich zum Zeitpunkt des Unglücks 1240 Patienten bzw. 940 Pflegefälle befanden.

Unmittelbar nach dem Tsunami wurde eine Evakuierung im 2km-Radius angeordnet. Am nächsten Morgen wurde der Radius auf 10 km ausgeweitet. Am Nachmittag ordnete die Regierung eine Ausweitung auf 20km an. Am Abend des zweiten Tags nach dem Tsunami stellte man fest, daß sich noch 840 Patienten in den Krankenhäusern und Pflegeheimen befanden. Die Regierung ordnete noch am späten Abend eine Notevakuierung an. Am folgenden Morgen begannen völlig panische und chaotische Transporte: Schwerkranke wurden ohne Begleitung durch medizinisches Personal in normale Fahrzeuge verfrachtet. Bettlägerige Patienten wurden teilweise schwer verletzt, weil sie während der Fahrt von den Sitzen rutschten. 27 Patienten mit Nierenversagen und Schlaganfällen wurden auf einen Transport ins 100km entfernte Iwaki verschickt. Zehn verstarben noch auf dem Transport. Insgesamt sollen 50 Patienten während oder kurz nach der Evakuierung verstorben sein. Todesursachen: Unterkühlung, Dehydration und drastische Verschlimmerung der vorhandenen medizinischen Probleme.

Das alles geschah, weil (einige) Menschen völlig absurde Vorstellungen von der Wirkung ionisierender Strahlung haben. Über Jahrzehnte systematisch aufgehetzt von Betroffenheits-Organisationen vom Schlage Greenpeace. Organisationen und Einzelpersonen („Atomexperte“), die es zu ihrem persönlichen Geschäftsmodell gemacht haben, andere Menschen in Furcht und Schrecken zu versetzen. Wir sind es den Opfern schuldig, diesem Treiben wesentlich entschiedener entgegenzutreten. Das sind nicht die netten-jungen-Leute-die-immer-die-Waale-schützen, sondern straff geführte Unternehmen mit Millionenumsätzen. Aufklärung beginnt immer im persönlichen Umfeld. Jede Spende weniger, bereitet dem Spuk ein baldiges Ende. Wenn sich das Geschäftsmodell „Strahlenangst“ erledigt hat, werden sich diese Typen schneller als gedacht lukrativeren Tätigkeiten zuwenden.

Halbzeit bei GenIV

Nach zehn Jahren der internationalen Zusammenarbeit bei der Entwicklung von Reaktoren der sogenannten „vierten Generation“ erschien eine Überarbeitung der Ursprünglichen Fahrplanes aus dem Jahre 2002 erforderlich.  In der letzten Dekade ist viel geschehen: Dies betrifft die Zusammensetzung und Forschungsintensität der Mitglieder, die bereits gewonnenen Erkenntnisse und nicht zuletzt die Veränderung der äußeren Randbedingungen (Shale Gas Boom, Fukushima, etc.).

Es ist bei den ursprünglich ausgewählten sechs Konzepten geblieben. Neue sind nicht hinzugekommen. Mehrere teilnehmende Länder haben bedeutende Mittel in die Entwicklung natriumgekühlter Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum (sodium-cooled fast reactor, SFR) und gasgekühlten Reaktoren mit möglichst hoher Betriebstemperatur (very-high-temperature reactor, VHTR) investiert.

Die restlichen vier Konzepte: Mit Wasser im überkritischen Zustand gekühlte Reaktoren (SCWR), bleigekühlte Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (LFR), gasgekühlte Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (GFR) und mit Salzschmelzen gekühlte Reaktoren wurden – mehr oder weniger – auf Sparflamme entwickelt.

Ziele

Weiterhin gelten als zentrale Anforderungen an die sogenannte vierte Generation folgende vier Bereiche:

  • Nachhaltigkeit
  • Sicherheit und Verfügbarkeit
  • Wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit
  • nicht zur Produktion von Waffen geeignete Technologien und ein physikalischer Schutz gegen jedwede Einwirkungen von Außen (Naturkatastrophen, Terrorismus etc.).

Interessant ist in diesem Zusammenhang die Definition der vier Generationen: Die ersten Reaktoren der Baujahre 1950–1960 (z. B. Shippingport, Dresden, MAGNOX usw.) werden als Demonstrationskraftwerke verstanden und sind bereits stillgelegt. Die zweite Generation umfaßt die Baujahre 1970–1990 und stellt die überwiegend heute im Betrieb befindlichen Leichtwasser- und Schwerwasserreaktoren dar. Die dritte Generation wird als die Leichtwasserreaktoren der Baujahre 1990–2000 definiert, wobei die Reaktoren nach dem Jahr 2000 als Generation III+ bezeichnet werden. Sie stellen eine evolutionäre Weiterentwicklung der Druck- und Siedewassertechnologie dar. Die Vielzahl unterschiedlichster Reaktortypen der Anfangsjahre hat sich also auf lediglich zwei Bauarten verengt. Die Weiterentwicklungen der schwerwassermoderierten, der gasgekühlten und der metallgekühlten Reaktoren ist – zumindest, was die Stückzahlen anbetrifft – auf das Niveau von Demonstrationsanlagen zurückgefallen. Erst ab dem Jahr 2030 wird von der Einführung einer vierten Generation ausgegangen.

Als die zentralen Ziele für die vierte Generation wird dabei die Verringerung der Gesamtkosten über den Lebenszyklus eines Kraftwerks, eine nochmals verbesserte Sicherheit, ein möglichst großer Schutz vor missbräuchlicher Nutzung (Waffen, Terrorismus) und eine erhebliche Verringerung des (Atom)mülls gesehen.

Abgebrannte Brennelemente

Nach einer gewissen Zeit ist jedes Brennelement in einem Reaktor nicht mehr nutzbar und muß ausgetauscht werden. Im Sprachgebrauch der „Atomkraftgegner“ ist es dann „Atommüll“ der zudem auch noch für Jahrtausende tödlich sein soll. In Wirklichkeit sind in einem „abgebrannten“ Brennelement eines Leichtwasserreaktors noch über 95% Brennstoff enthalten. Dieser Brennstoff muß und kann recycled werden. Aber selbst die übrig bleibenden Spaltprodukte sind keinesfalls wertlos. Aus wirtschaftlichen Gründen lohnt meist keine sofortige Aufbereitung. Es empfiehlt sich daher, diesen Atommüll (Müll in Bezug auf eine energetische Verwertung) für längere Zeit sicher zu lagern um ein Abklingen der Radioaktivität abzuwarten. Durch eine Nachbehandlung des Abfalls in geeigneten Reaktoren (mit schnellem Neutronenspektrum oder sog. Transmutation) kann diese notwendige Lagerzeit auf wenige hundert Jahre beschränkt werden. Eine „Endlagerung“ ist weder nötig noch sinnvoll. Das übrig bleibende „Erz“ – mit hohem Gehalt wertvollster Materialien – kann anschließend dem normalen Wirtschaftskreislauf zugeführt werden.

Die Aufgabe der nahen und mittleren Zukunft liegt in der Entwicklung und Realisierung solcher Kreisläufe mit möglichst geringen Kosten. Das bisher vorliegende „Henne-Ei-Problem“ beginnt sich gerade von selbst zu lösen: Es gibt inzwischen weltweit große Mengen abgebrannter Brennelemente, die eine Aufbereitung mit unterschiedlichsten Verfahren im industriellen Maßstab möglich machen. Viele dieser Brennelemente sind bereits soweit abgelagert (die Strahlung nimmt in den ersten Jahren besonders stark ab), daß sich ihre Handhabung stark vereinfacht hat.

Ein „Endlager“ – besser ein Lager mit sicherem Einschluß über geologische Zeiträume – ist nur für die Abfälle nötig, deren Aufbereitung zu kostspielig wäre. Dieser Weg wird bereits für Abfälle aus der Kernwaffenproduktion beschritten. Dafür reicht aber maximal ein „Endlager“ pro Kernwaffenstaat aus.

In naher Zukunft wird sich ein weltweiter Austausch ergeben: Es wird unterschiedliche Wiederaufbereitungsanlagen in verschiedenen Ländern geben. Die Kraftwerksbetreiber können diese als Dienstleistung nutzen. Die dabei wiedergewonnen Wertstoffe werden auf speziellen Märkten gehandelt werden. Wer zukünftig beispielsweise einen „Brutreaktor“ bauen möchte, kann sich das für die Erstbeladung notwendige Plutonium auf diesem Markt zusammenkaufen. Wem die Mengen langlebiger Aktinoiden zu groß werden (Lagerkosten) kann diese an Betreiber von schnellen Reaktoren oder Transmutationsanlagen zur „Verbrennung“ abgeben. Es wird sich genau so ein Markt für „nukleare Müllverbrennungsanlagen“ etablieren, wie er heute für Industrie- und Hausmüll selbstverständlich ist.

Ebenso wird es kommerzielle „Endlager“ geben, die gegen (teure) Gebühren Restmengen aufnehmen, die sich anderweitig nicht mehr wirtschaftlich verwenden lassen. Gerade Deutschland ist weltweit führend in Erwerb und Endlagerung von hoch toxischen Abfällen in ehemaligen Salzbergwerken. Hier ist es auch sprachlich gerechtfertigt, von Endlagern zu sprechen, da die dort eingelagerten Stoffe – anders als radioaktive Stoffe – nie verschwinden werden. „Gefährlich“ ist (zumindest in Deutschland) halt nur eine Frage des ideologischen Standpunktes.

Die sechs Systeme

Im Jahre 2002 wurden aus über 100 Vorschlägen sechs Konzepte ausgewählt. Leitgedanke dabei war, aus verschiedenen Reaktortypen symbiotische Systeme zu bilden. Beispielsweise durch die Verknüpfung von Leichtwasserreaktoren mit Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum, sodaß der „Abfall“ des einen Reaktortyps als Brennstoff für den anderen dienen kann. In diesem Sinne, konzentrierte man sich nicht auf die Entwicklung eines einzelnen neuen Reaktors, sondern wählte sechs Konzepte aus, aus denen ein weltweites Netz aufgebaut werden könnte. Jeder einzelne dieser sechs ausgewählten Konzepte hat ganz spezielle Vor- und Nachteile, die es jedem Land ermöglichen sollte, für seinen speziellen Bedarf, das geeignete Modell auswählen zu können. Es geht also eher darum, Möglichkeiten zu eröffnen, als Konzepte fest zu schreiben. Dies ist ein sehr flexibler und (theoretisch) Kosten sparender Ansatz, da jedes Land seine besonderen Stärken (Werkstofftechnik, Fertigungstechnik, Datenverarbeitung etc.) in die gemeinsame Forschung und Entwicklung einbringen kann, ohne sich ein komplettes Entwicklungsprogramm für einen einzelnen Reaktor aufbürden zu müssen. Insbesondere auch kleinen Ländern, mit beschränkten Ressourcen steht es offen, sich zu beteiligen.

Die ursprünglich ausgewählten Konzepte sind alle in den letzten zehn Jahren verfolgt worden und sollen auch weiter entwickelt werden. Allerdings haben sich durch neue Erkenntnisse und einem unterschiedlichen finanziellen Einsatz in den beteiligten Ländern, der ursprünglich geplante Zeitplan etwas verschoben. Die Entwicklung wurde in jeweils drei Phasen unterteilt.

Zeitplan

Für alle sechs Reaktortypen sollten die Machbarkeitsstudien als erste Phase bereits abgeschlossen sein. Bei der Machbarkeitsstudie sollten alle relevanten Probleme geklärt worden sein und insbesondere für kritische Eigenschaften, die später sogar eine Aufgabe erforderlich machen könnten, zumindest Lösungswege aufgezeigt werden. Für Salzbadreaktoren glaubt man diese Phase nicht vor 2025 und für gasgekühlte Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum, nicht vor 2022 abschließen zu können.

In der Durchführungsphase sollten alle Materialeigenschaften, Berechnungsverfahren etc. entwickelt und als Prototypen getestet und optimiert sein. Diese Phase wurde bisher bei keinem Konzept abgeschlossen. Am weitesten vorn im Zeitplan, liegen der mit Natrium gekühlte schnelle Reaktor (erwartet 2022) und der mit Blei gekühlte schnelle Reaktor (erwartet 2021).

Aus heutiger Sicht wird deshalb kein Reaktor die Demonstrationsphase bis zum Jahr 2030 abschließen können. Bevor eine kommerzielle Anlage in Angriff genommen werden kann, muß wenigstens ein Demonstrationskraftwerk (einschließlich dem erforderlichen Genehmigungsverfahren!) errichtet worden sein und einige Jahre Betriebserfahrung gesammelt haben. Selbst in Ländern mit durchweg positiver Einstellung zur Nutzung der Kernenergie und einem gewissen Pioniergeist (ähnlich der 1950er Jahre) dürfte dies ein ehrgeiziges Ziel sein. Zumal kein wirklicher Zeitdruck vorliegt: Es gibt genug Natururan zu günstigen Preisen, die Mengen abgebrannter Brennelemente sind immer noch so gering, daß kein Kostendruck zur Beseitigung von „Atommüll“ existiert und der Bedarf an Prozeßwärme mit hoher Temperatur kann problemlos durch kostengünstiges Erdgas gedeckt werden. Es bleibt die Erzeugung elektrischer Energie: Die kann aber problemlos und kostengünstig (im Vergleich zu Kohlekraftwerken mit Abgaswäsche) durch konventionelle Leichtwasserreaktoren erzeugt werden. China stellt dies eindrucksvoll unter Beweis.

Fukushimas Auswirkungen

Fukushima hat die Bedeutung für eine nach den Regeln der Technik entsprechende Auslegung und Bauweise gezeigt. Die Lehren aus dem Unglück beeinflussen nicht nur die in Betrieb befindlichen Kraftwerke, sondern auch zukünftige der vierten Generation. Schädigende Einflüsse von außen müssen bauartbedingt von den Reaktoren fern gehalten werden (z. B. Baugrund oberhalb von möglichen Flutwellen) und die Nachzerfallswärme muß auch über längere Zeit und in jedem Falle sicher abgeführt werden (z. B. passive Wasserkühlung aus oberen Tanks ausreichender Dimension).

Für die Reaktoren der vierten Generation sind umfangreiche Forschungsarbeiten zur Beantwortung dieser Fragen notwendig. Dies betrifft insbesondere das Verhalten der andersartigen Kühlmittel (Helium, Natrium, Blei etc.) und die teilweise wesentlich höheren Temperaturen (Werkstoffe, Temperaturschocks etc.). Hinzu kommt die höhere Energiedichte in den Kernen und etwaige Brennstoffkreisläufe in unmittelbarer Nähe.

Gasgekühlter schneller Reaktor (GFR)

Bei dem GFR (Gas-cooled Fast Reactor) handelt es sich um einen mit Helium gekühlten Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum. Durch schnelle Neutronen lassen sich alle Aktinoiden – also alle radioaktiven Elemente mit langen Halbwertszeiten – spalten. Dies ist heute der Hauptgrund, warum man diese Entwicklung verfolgt. Man könnte mit solchen Reaktoren die „Endlagerfrage“ eindeutig beantworten: Man braucht faktisch kein Endlager mehr, weil sich das Problem der potentiellen „Gefahr durch strahlenden Atommüll“ auf technische Zeiträume von weniger als 300 Jahren reduziert. Damit ist auch klar, warum sich die „Anti-Atomkraftbewegung“ mit besonderer Vehemenz – und auch Gewalttätigkeit – gegen den Bau solcher Reaktoren gewandt hat. Würden solche Reaktoren mit Wiederaufbereitung abgebrannter Brennelemente eingesetzt, wäre ihnen ihr Totschlagargument von angeblich über Millionen Jahre zu sichernden Endlagern entzogen. Die (deutsche) Scharade einer „Standortsuche“ wäre schlagartig zu Ende.

Ein mit Helium gekühlter Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum hat jedoch einen systembedingten Nachteil: Wegen des angestrebten Neutronenspektrums darf ein solcher Reaktor nur geringe Mengen an Materialien enthalten, die Neutronen abbremsen. Idealerweise würde er nur aus Brennstoff und Kühlmittel bestehen. Seine Fähigkeit „Wärme“ zu speichern, ist sehr gering. Jede Leistungsänderung führt somit zu starken und schnellen Temperaturänderungen. Ein ernster Nachteil bei einem Verlust des Kühlmittels. Allein die Nachzerfallswärme könnte zu schwersten Schäden führen. Ebenso ist eine passive Nachkühlung kaum realisierbar. Helium ändert – anders als Wasser – nur geringfügig seine Dichte bei Temperaturänderungen. Man wird daher immer auf aktive Nachkühlung angewiesen sein. Die Ereignisse von Fukushima haben die Genehmigungsfähigkeit dieses Reaktorprinzips nicht unbedingt erhöht.

In nächster Zukunft müssen Gebläse bzw. Turbinen entwickelt werden, die Helium mit hoher Temperatur (Betriebstemperatur 850 °C) und unterschiedlichen Drücken (zwischen 1 und 70 bar) zuverlässig befördern können. Für die Kreisläufe zur Abführung der Nachzerfallswärme sind sicherheitsrelevante Ventile zu entwickeln und zu testen. Es sind zuverlässige Antriebskonzepte für die Notkühl-Gebläse zu entwickeln. Nach den Erfahrungen in Fukushima keine ganz einfache Aufgabe.

Die infrage kommenden Legierungen und Keramiken für die Brennelemente sind ausgiebig zu testen. Gleiches gilt für die Hüllrohre. Es müssen im Störfall Temperaturen von etwa 2000 °C sicher beherrscht werden.

Mit der bisherigen Entwicklung sind die Probleme eher größer geworden. Es wird deshalb nicht mit einem Abschluss der Machbarkeitsstudien in den nächsten zehn Jahren gerechnet. Wegen der Langfristigkeit ist der Einsatz der Mittel eher verringert worden.

Bleigekühlter schneller Reaktor (LFR)

Bei dem Lead-cooled Fast Reactor (LFR) handelt es sich um einen Reaktor, der flüssiges Blei als Kühlmittel verwendet. Blei besitzt einen sehr hohen Siedepunkt (1743 °C), sodaß man mit diesem Reaktortyp sehr hohe Temperaturen ohne nennenswerten Druckanstieg erzeugen kann. Allerdings ist Blei bei Umgebungsbedingungen fest, weshalb man den gesamten Kreislauf stets auf über 328 °C halten muß. Es gibt also zusätzlich den neuen Störfall „Ausfall der Heizung“. Blei ist chemisch recht beständig und reagiert – wenn überhaupt – ohne große Wärmefreisetzung mit Luft oder Wasser. Es schirmt Gammastrahlung sehr gut ab und besitzt ein gutes Lösungsvermögen (bis 600 °C) für Jod und Cäsium. Ferner trägt die hohe Dichte von Blei eher zu einer Rückhaltung als einer Verteilung von radioaktiven Stoffen bei einem schweren Störfall bei. Allerdings stellt die Undurchsichtigkeit und der hohe Schmelzpunkt bei allen Wartungsarbeiten und Sicherheitsinspektionen eine echte Herausforderung dar. Die hohe Dichte von Blei erschwert den Erdbebenschutz und erfordert neue (zugelassene) Berechnungsverfahren. Nach wie vor, ist die Korrosion von Stahl in heißem Blei mit Sauerstoff ein großes Problem. Hier ist noch sehr viel Forschung und Entwicklung nötig, bis ein dem heutigen Niveau von Leichtwasserreaktoren entsprechender Zustand erreicht wird.

In sowjetischen U-Booten wurden Reaktoren mit einem Blei-Wismut-Eutektikum (niedrigerer Schmelzpunkt) verwendet. Die dort (meist schlechten) gesammelten Erfahrungen sind nicht direkt auf das LFR-Konzept übertragbar. Die Reaktoren sind wesentlich kleiner, haben eine geringere Energiedichte und Betriebstemperatur und eine geringere Verfügbarkeit. Außerdem arbeiteten sie mit einem epithermischen und nicht mit einem schnellen Neutronenspektrum. Der Vorteil des geringeren Schmelzpunktes einer Blei-Wismut-Legierung ist nicht ohne weiteres auf eine zivile Nutzung übertragbar, da durch den Neutronenbeschuß Polonium-210 gebildet wird. Es handelt sich dabei um einen starken Alphastrahler (Halbwertszeit 138 Tage), der den gesamten Kühlkreislauf kontaminiert.

Im Moment werden im Projekt drei verschiedene Konzepte verfolgt: Ein Kleinreaktor mit 10 bis 100 MWel in den USA (Small Secure Transportable Autonomous Reactor or SSTAR), ein Reaktor mit 300 MWel in Russland (BREST) und ein Reaktor mit mehr als 600 MWel in Europa (European Lead Fast Reactor or ELFR – Euratom).

Wenn man einen solchen Reaktor als Brüter betreiben will, benötigt man eine Mindestleistung. Je größer, je effektiver. Ein kleiner Reaktor, wie z. B. der SSTAR, ist nur als reiner „Aktinoidenbrenner“ geeignet. Allerdings kann er sehr lange ohne einen Brennstoffwechsel betrieben werden. Will man Spaltmaterial erbrüten, ist ein häufiger Brennstoffwechsel unvermeidlich. Es empfiehlt sich deshalb, einen entsprechenden Brennstoffzyklus zu entwickeln. Es wird auf den Bau mehrere Reaktoren mit einer gemeinsamen Wiederaufbereitungsanlage hinauslaufen. Das Verfahren zur Wiederaufbereitung hängt wiederum von dem Brennstoffkonzept des Reaktors ab.

Ein besonderes Konzept, im Zusammenhang mit Blei, ist die Entwicklung einer Spallationsquelle (Japan, MYRRHA in Belgien usw.). In einem Beschleuniger wird ein Strahl von Protonen auf über 1 GeV beschleunigt und auf flüssiges Blei geschossen. Beim Auftreffen auf ein Bleiatom „verdampft“ dieses seine Kernelemente. Es wird eine große Anzahl von Neutronen frei. Diese Neutronen werden von einem Mantel aus Aktinoiden absorbiert. Diese eingefangenen Neutronen führen teilweise zu einer Spaltung oder einer Umwandlung. Durch die Spaltungen wird – wie in jedem Kernreaktor – Wärme frei, die anschließend konventionell genutzt werden kann. Es entsteht aber keine selbsterhaltende Kettenreaktion. Wird der Beschleuniger abgeschaltet, brechen auch sofort die Kernreaktionen in sich zusammen. Es handelt sich hierbei also um eine Maschine, die primär der Stoffumwandlung und nicht der Energieerzeugung dient. Durch die Verwendung von Blei als „Neutronenquelle“ und Kühlmittel sind aber alle Erfahrungen und Probleme unmittelbar übertragbar.

Am weitesten scheint die Entwicklung in Russland vorangeschritten zu sein. Man entwickelt einen bleigekühlten Reaktor mit 300 MWel (BREST-300) und betreibt die Weiterentwicklung der U-Boot-Reaktoren mit Blei-Wismut-Eutektikum als Kühlmittel (SVBR-100). Beide Reaktoren sollen bis zum Ende des Jahrzehnts erstmalig kritisch werden. In Europa plant man eine Demonstrationsanlage mit 300 MWth (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator, ALFRED).

Salzbadreaktoren (MSR)

Salzbadreaktoren (Molten Salt Reaktor, MSR) werden in zwei Gruppen eingeteilt: Reaktoren, bei denen der Spaltstoff im Salz selbst gelöst ist und Reaktoren, bei denen das flüssige Salz nur als Kühlmittel dient (Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor, FHR).

Zwischen 1950 und 1976 gab es in den USA ein umfangreiches Entwicklungsprogramm, aus dem zwei Prototypen erfolgreich hervorgingen (Aircraft Reactor Experiment, ARE und Molten Salt Reactor Experiment, MSRE). Anfangs konzentrierte man sich in der Entwicklung auf Salzbadreaktoren mit thermischem Neutronenspektrum.

Ab 2005 entwickelte sich eine Linie, die von in Salz gelöstem Brennstoff und Spaltprodukten ausging. Als Kühlmittel soll ebenfalls Salz dienen. Das Neutronenspektrum soll schnell sein. Von dieser Kombination verspricht man sich einerseits das Erbrüten von Spaltstoff (z. B. Uran-233 aus Thorium-232) und andererseits das kontinuierliche „Verbrennen“ von Minoren-Aktinoiden mit dem Ziel eines relativ kurzlebigen „Atommülls“, der nur noch aus Spaltstoffen besteht. Durch das Salzbad möchte man hohe Betriebstemperaturen bei nahezu Umgebungsdruck erreichen. Bis zum Bau eines Reaktors, ist jedoch noch ein langer Weg zurück zu legen: Es müssen die chemischen (Korrosion) und thermodynamischen Zustandsdaten für solche n-Stoff-Salze bestimmt werden. Es müssen Verfahren zur kontinuierlichen Entgasung der Salzschmelze entwickelt werden, da ein großer Teil der Spaltprodukte (zumindest bei der Betriebstemperatur) gasförmig ist. Für das flüssige Salzgemisch müssen gekoppelte neutronenphysikalische und thermohydraulische Berechnungsverfahren geschaffen werden. Für die radioaktiven Salzgemische sind zahlreiche Sicherheitsversuche zur Datensammlung und Absicherung der Simulationsmodelle nötig. Die Chemie und Verfahrenstechnik der Aufbereitung während des Reaktorbetriebs muß praktisch noch vollständig getestet werden.

Natriumgekühlter schneller Reaktor (SFR)

Der Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) verwendet flüssiges Natrium als Kühlmittel. Natrium hat nahezu ideale Eigenschaften: Relativ geringer Schmelzpunkt (98 °C), aber hoher Siedepunkt (890 °C), sehr gute Wärmeleitfähigkeit (140 W/mK) bei annehmbarer Wärmekapazität (1,2 KJ/kgK). Es hat keine korrosiven Eigenschaften, reagiert aber heftig unter Wärmefreisetzung mit Luft und Wasser. Bisher wurden bereits 17 Reaktoren gebaut und drei weitere befinden sich in Russland, Indien und China im Bau.

Ursprüngliches Ziel war die Erschaffung eines „schnellen Brüters“. Mit ihm sollte mehr (thermisch) spaltbares Plutonium erzeugt werden, als dieser Reaktortyp zu seinem Betrieb benötigte. Dieses zusätzlich gewonnene Plutonium sollte dann zum Start weiterer Reaktoren verwendet werden. Inzwischen gibt es aus dem Betrieb von Leichtwasserreaktoren und der Rüstungsindustrie mehr als genug Plutonium auf der Erde. Darüber hinaus sind die Natururanvorräte nahezu unerschöpflich. Deshalb hat sich die Zielrichtung in den letzten Jahren verschoben. Die benutzten Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren werden von „Atomkraftgegnern“ abfällig als „Atommüll“ bezeichnet. In Wirklichkeit sind aber das gesamte enthaltene Uran und Plutonium (weit über 95 %) vollständig zur Energiegewinnung nutzbar. Gerade aus dem wertvollsten Material – dem Plutonium – wird wegen dessen langer Halbwertszeit der Bedarf eines Endlagers und dessen „sicherer Einschluß über Millionen von Jahre“ konstruiert. Selbst die Spaltprodukte – als tatsächlicher Abfall der Energieerzeugung durch Kernspaltung – sind (wirtschaftlich) nutzbar.

Man geht heute von einer Erstbeladung eines schnellen natriumgekühlten Reaktors mit einem Gemisch aus Uran und knapp 20% Plutonium aus. Das Plutonium gewinnt man aus den abgebrannten Brennelementen der Leichtwasserreaktoren. Die abgebrannten Brennelemente eines solchen schnellen Reaktors werden nach angemessener Zwischenlagerung in einem elektrochemischen Prozeß (wie z. B. bei der Kupfer- und Aluminiumproduktion) wieder aufbereitet. Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren liegt der Schwerpunkt in der Gewinnung möglichst reiner (kurzlebiger) Spaltprodukte. Alle langlebigen Aktinoiden werden wieder in den neuen Brennelementen weiter verwendet. Das „verbrauchte“ Uran und Plutonium wird dabei durch „Atommüll“ aus Leichtwasserreaktoren ergänzt. Ein solcher Reaktor gleicht also einer „Müllverbrennungsanlage“, in der ja auch „gefährliche Stoffe“ unter gleichzeitiger Stromerzeugung beseitigt werden.

Natriumgekühlte Reaktoren können in beliebiger Größe gebaut werden. Lediglich wenn man Brennstoff erbrüten will (d. h. mehr Plutonium produzieren als man verbraucht) muß der Reaktor geometrisch groß sein, um Neutronenverluste zu vermeiden. Gerade „Aktinoidenbrenner“ können sehr klein und kurzfristig gebaut werden. Die Entwicklung bezieht sich auf die Kombination aus Brennstoff (oxidisch, metallisch, karbidisch und Nitride möglich) und die Wiederaufbereitung (naßchemisch, pyrotechnisch). Es gilt die optimale Kombination aus Werkstoffen und Verfahren zu finden. Ferner sind homogene Brennstoffe und spezielle heterogene Anordnungen zur Verbrennung von Minoren-Aktinoiden denkbar. Diese Anordnungen koppeln wieder auf die Neutronenphysik, die Regelung und damit letztendlich auf die Sicherheit zurück.

Reaktor mit überkritischem Wasser (SCWR)

Wird Wasser oberhalb des kritischen Punktes (374,12 °C bei 221,2 bar) verwendet, ändert es radikal seine chemischen und physikalischen Eigenschaften. Entscheidend ist die kontinuierliche Änderung der Dichte. Es gibt nicht mehr das gleichzeitige Auftreten von Dampf und Flüssigkeit (z. B. Blasen) in einem Behälter.

Ziel von „überkritischen Kesseln“ ist die Steigerung des Wirkungsgrades. So sind heute in modernen Kohlekraftwerken Wirkungsgrade von 46 % möglich. Für den Supercritical-water-cooled reactor (SCWR) ist ein Wirkungsgrad von 44 % angestrebt. Die leidvolle Entwicklungsgeschichte bei konventionellen Kraftwerken hat jedoch gezeigt, daß die Steigerung von Druck und Temperatur mit erheblichen Werkstoffproblemen und damit Kosten verbunden ist. Solange Kernbrennstoffe so billig wie heute sind, scheint dieser Weg bei Reaktoren zumindest wirtschaftlich nicht sinnvoll.

Die gesamte Sicherheitstechnik muß neu durchdacht und experimentell bestätigt werden. Es gibt keine lokale Selbstregelung durch Dampfblasenbildung mehr. Die Gefahr von überhitzten Stellen im Kern muß schon im Normalbetrieb sicher beherrscht werden. Die Notkühlsysteme müssen bei einem Druckabfall sowohl im überkritischen Zustand, als auch im Zwei-Phasenbereich voll wirksam sein. Man kann sich nicht mehr auf den Wasserstand als Stellgröße verlassen, sondern muß auf den Durchfluß übergehen, was wesentlich schwerer zu realisieren ist. Die Wasserchemie ist im überkritischen Zustand wesentlich anders und schwerer zu beherrschen.

Bisher wurden nur Tests mit Komponenten ausgeführt. Man hofft auf dieser Basis in den nächsten fünf Jahren eine Entscheidung für den Bau eines Prototyps fällen zu können. Bis zu einem kommerziell nutzbaren Reaktor dürften noch weit über 20 Jahre vergehen.

Hösttemperaturreaktor (VHTR)

Der Very-High-Temperature Reactor (VHTR) ist eine Weiterentwicklung eines mit Helium gekühlten Reaktors mit thermischem Neutronenspektrum. Es gibt die – ursprünglich in Deutschland entwickelte – Anordnung der Brennelemente als Kugelhaufen oder eine prismatischer Anordnung. Ziel war immer das Erreichen von Betriebstemperaturen von nahezu 1000 °C. Dieser Reaktortyp sollte primär als Wärmequelle in der Verfahrenstechnik (Kohleveredlung etc.) dienen. In diesem Sinne war ein Meilenstein immer das Erreichen einer Temperatur von 950 °C, bei der eine rein thermische Zerlegung von Wasser über einen Schwefel-Jod-Prozeß möglich ist. Dies war als Fundament einer „Wasserstoffwirtschaft“ gedacht. In Deutschland wurde das Konzept einer „kalten Fernwärme“ entwickelt, in dem Methan im Kreislauf läuft und beim Verbraucher lediglich chemisch zerlegt wird und die Bestandteile anschließend wieder mit der Hilfe der Wärme des Kernreaktors wieder zusammengesetzt werden. Der Charme dieses Konzepts liegt in der Fähigkeit, Energie über große Entfernungen mit geringen Verlusten (wie ein Erdgasnetz) transportieren und auch speichern zu können. Stellt man das „Erdgas“ synthetisch aus Kohle her, kann man dieses Gas in das vorhandene Erdgasnetz einspeisen. Interessanterweise wird dieser Gedanke in China aus den gleichen Gründen, wie damals in Deutschland, wieder aufgegriffen: Luftverschmutzung durch Kohle, bei (noch) geringen eigenen Erdgasvorkommen.

Die Entwicklung von Höchsttemperaturreaktoren ist im wesentlichen ein Werkstoffproblem. Wobei nicht übersehen werden darf, daß mit steigender Temperatur der Aufwand und die Kosten exponentiell ansteigen. Allerdings kann diese Entwicklung evolutionär durchgeführt werden. China scheint offensichtlich diesen Weg eingeschlagen zu haben. Ausgehend vom (Nachbau) des deutschen Kugelhaufenreaktors begibt man sich schrittweise vorwärts.

SMR Teil 3 – Innovative Reaktoren

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

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

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

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

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

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

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

NPMC-Reaktor

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

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

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

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

Energy Multiplier Module (EM2)

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

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

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

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

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

PRISM

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

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

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

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

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

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

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

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

ALFRED

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

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

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

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

Ansonsten fallen einem leider nur Nachteile ein:

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

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

Vorläufiges Ende

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

 

 

Seltene Filmschätze

Das Internet vergisst nie, sagt man. Leider gilt das für Filmschätze aus der Welt davor, nicht unbedingt. Es gibt aber eine Reihe von Leuten, die alte Photos und Schmalfilme digitalisieren und der Allgemeinheit über das Internet wieder zugänglich machen. Ein solches Beispiel ist der Mitschnitt von Vorträgen von Galen Winsor aus den 1980er Jahren. Leider sind scheinbar nur diese drei noch vorhanden:

The Nuclear Scare Scam | Galen Winsor

Wer Englisch kann, sollte sich dieses Dokument nicht entgehen lassen. Er bekommt in 90 Minuten den Einblick in eine Welt, die völlig anders ist, als die in deutschen Medien dargestellte.

Der Zeitzeuge Galen Winsor

Galen Winsor wurde 1926 geboren und verstarb 2008. Er war 32 Berufsjahre mit der Wiederaufbereitung und Gewinnung von Plutonium beschäftigt. Erst im militärischen Komplex von Hanford und später in der Entwicklung für General Electric (GE). Als Pensionär zog er durch Amerika und hielt Vorträge gegen die herrschende „Atompolitik“, die er für gänzlich falsch hielt. Er wurde zum Wanderprediger für die Nutzung abgebrannter Brennstäbe. Für alle, die erst nach der Erfindung des Internet geboren wurden oder sich nicht mehr an die Urzeit erinnern mögen: Es gab nur Zeitungen, Radio und Fernsehen als Massenmedien. Wer eine andere Meinung, als die der Verleger und Intendanten vertrat, dem blieben nur Flugblätter und Vorträge. Schon ein Buch zu drucken und zu vertreiben, war nicht ganz einfach. Vielleicht war dies ein (wesentlicher) Grund, warum es gelang, eine (damals noch relativ neue) Technologie so zu verteufeln und zu diskreditieren.

Galen Winsor ist eine gewisse Verbitterung anzumerken. Eine sarkastische Bemerkung jagt die nächste. Er kann und will nicht verstehen, warum – was er für den Fortschritt schlecht hin hält – so bekämpft und abgelehnt wird. Ein bischen Verschwörungstheorie hilft dabei den Frust erträglicher zu machen: „Big Oil“ und „Big Coal“ stecken dahinter. Sie sind die wahren Gegner der Kerntechnik, die um ihre Monopolstellung fürchten. „Atomkraftgegner“ sind nur unwissende und willfährige Hilfstruppen in diesem Milliardenspiel. Ein Standpunkt, der sich heute eher verstärkt.

Galen Winsor verkörpert den Urtypus des freiheitlichen Amerikaners: Voller Misstrauen gegenüber Washington. Er geht voller Begeisterung nach Hanford in die Plutoniumproduktion. 1945 (mit 19!) auf einem Zerstörer im Pazifik unterwegs, bedeutet für ihn der Einsatz als Beobachter bei einem Atombombentest nichts weiter, als ein „Erst mal weg von der Front“. Überwältigt von der Explosion, erkennt er sofort, daß dies die „fehlende Rückfahrkarte“ in die Heimat bedeutet. Von nun an, will er alles wissen und verstehen über Kerntechnik. Er studiert Chemie und fängt schon in der Wiederaufbereitungsanlage in Hanford an, bevor er noch sein Studium abgeschlossen hat. Dort arbeitet er mit „blossen Händen“ mehrere Jahre mit Plutonium. Er ist noch in hohem Alter stolz darauf, daß alle genau wussten, was sie taten und deshalb kaum Unfälle zu verzeichnen waren. An dieser Stelle sei nur daran erinnert, daß der Mann 82 geworden ist und nicht etwa an Krebs gestorben. Alle, die immer noch an das Märchen von „Millionen Toten in Tschernobyl und Fukushima als Spätfolgen“ glauben, sollten nicht versäumen, sich das Video anzuschauen.

Er fängt an mit dem System zu brechen, als immer mehr Bürokraten ihm vorschreiben wollen, welche Dosis er einzuhalten habe und ihm bei Kritik unverhohlen mit Rausschmiss drohen. Irgendwann läßt er sich von GE abwerben, um eine zivile Wiederaufbereitungsanlage zu bauen. Es gelingt ihm, wesentliche Prozeßschritte zu automatisieren. Ein wesentlicher Fortschritt im Strahlenschutz gegenüber der Anlage in Hanford. Als man ihn zwingt, die Dosisleistung noch einmal um den Faktor zehn zu verringern, wird er rebellisch und schwimmt durch das Brennelementebecken.

Galen Winsor ein Irrer oder ein moderner Eulenspiegel?

Ist es nicht ein totaler Irrsinn, durch ein Brennelementebecken mit 170 to abgebrannter Brennstäbe zu schwimmen? Arbeitsrechtlich ja, physikalisch nein. Solch ein Abklingbecken gleicht in der Tat einem Schwimmbecken. Es ist nur tiefer. Das Wasser dient der Kühlung der Brennelemente und der Abschirmung der Strahlung. Die Wassertiefe ist so groß bemessen, daß die Strahlung am Beckenrand auch längere Arbeitsaufenthalte erlaubt. Ob man da nun rein steigt und los schwimmt, ist ziemlich unerheblich. Man sollte nur nicht zu den Brennelementen runter tauchen. Zu allem Überdruss hat sich Wilson auch noch zwei Liter Wasser abgefüllt und getrunken. Auch das keine Hexerei: Brennstäbe sind sicher eingeschweißt. Das Wasser im Becken wird ständig überwacht. Also weit aus weniger Risiko, als wenn jemand von der „Generation Gesamtschule“ mit Fahrradhelm auf dem Kopf, über eine rote Ampel fährt. Interessant die Reaktion seines Arbeitgebers GE: Verbot der Nutzung als (beheiztes) Schwimmbecken, da sonst die Gefahr bestünde, daß Brennelemente gestohlen werden könnten. Strahlung als eine Art Voodoo-Schutz-Zauber?

Besonders gefürchtet waren die Demonstrationen von „Radioaktivität“ in Winsor’s Vorträgen. Unvergesslich die Szene, in der er die Reste von Uranoxid von seiner Handfläche leckt. Ebenso die Nutzung eines Stücks abgereicherten Urans als „Feuerstahl“. Besser konnte er keine „Atomexperten“ vorführen. Die Staatsmacht reagierte prompt: Eine Spezialeinheit durchsuchte sein Haus und beschlagnahmte alle radioaktiven Proben um ihn angeblich vor sich selbst zu schützen. Einen Mann, der jahrzehntelang im Staatsdienst mit Plutonium umgegangen war und sich offensichtlich bester Gesundheit erfreute. Die Staatsmacht toleriert manches, aber wenn man sie der Lächerlichkeit preisgibt, hört sofort jeder Spaß auf – egal ob in Moskau oder Washington.

Reaktortypen heute und in naher Zukunft

Warum haben sich einige Reaktoren durchgesetzt und andere nicht?

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

Die Evolution

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

Die „schnellen“ Brüter

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

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

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

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

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

Die Hochtemperaturreaktoren

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

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

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

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

Kernenergie zur Stromproduktion

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

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

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

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

Kernenergie als Wärmequelle

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

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

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

Fazit

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

Die „Dual Fluid“ Erfindung

oder Verschwörungstheoretiker versus Erfindermesse

Seit ein paar Wochen tobt im Internet ein Streit zwischen den „Reaktorerfindern“ des Instituts für Festkörper-Kernphysik gGmbH (http://dual-fluid-reaktor.de) und den „Preisstiftern“ des Greentec-Awards 2013 (http://www.greentec-awards.com). Soweit ein Außenstehender nachvollziehen kann, geht es um die Bewerbung von A bei B um irgendeine Auszeichnung. Leider wurde der „Dual Fluid Reaktor“ von A nachträglich durch B disqualifiziert, weil er angeblich die Ausschreibungsbedingungen gar nicht erfüllt. Damit hätte sich das Interesse des Autors bereits vollständig erschöpft, wenn nun nicht in allen möglichen Blogs Partei für die eine oder andere Seite ergriffen würde. Inzwischen wird die Angelegenheit zum Glaubenskrieg Pro oder Kontra Kernenergie hochstilisiert. Von beiden Lagern wird soviel Blödsinn verbreitet, daß es dem Autor notwendig erscheint, ein paar erklärende Worte zu versuchen.

Grundsätzliches

Jedes Kernkraftwerk braucht einen Brennstoff und ein Arbeitsmedium. Für die (großtechnische) Stromerzeugung hat sich bis zum heutigen Tag nur der von einer Turbine angetriebene Generator durchgesetzt. Bei den Turbinen überwiegt die Dampfturbine und in wenigen Fällen die „Luftturbine mit innerer Verbrennung“, meist kurz „Gasturbine“ genannt. Für Kernkraftwerke scheidet die zweite aus. Deshalb funktionieren alle Kernkraftwerke mit Dampfturbinen. Wie bestimmend der Wasser-Dampf-Kreislauf für Kernkraftwerke ist, hat sich vor nicht all zu langer Zeit wieder an der Weiterentwicklung des mit Helium gekühlten Kugelhaufenreaktors gezeigt: China und Deutschland haben erfolgreich auf Dampfturbinen gesetzt, das Konsortium in Südafrika ist kläglich an der Entwicklung einer mit Helium betriebenen Gasturbine gescheitert.

Beim Brennstoff wird die Sache schon bedeutend vielfältiger: Man hat unterschiedliche Stoffe (z. B. Uran, Thorium, Plutonium) in unterschiedlichen chemischen Verbindungen (Uranoxid, -nitrid, -karbid, metallisch) und Aggregatzuständen (feste Tablette, wässrige Lösung, geschmolzene Salze) verwendet. Jede Brennstoffart hat ihre ganz charakteristischen Vor- und Nachteile, die in jedem konkreten Anwendungsfall abgewogen werden müssen. Den idealen Brennstoff gibt es nicht!

Ein wenig Neutronenphysik

Prinzipiell kann man jedes „schwere Element“ mit Neutronen spalten. Allerdings ist die Wahrscheinlichkeit für eine Spaltung nicht nur eine Stoffeigenschaft, sondern hängt auch von der Geschwindigkeit der auftreffenden Neutronen ab. Man unterscheidet deshalb in der Neutronenphysik bei jedem Isotop noch Absorptions-, Streu- und Spaltquerschnitte als Maß für die Wahrscheinlichkeit, was nach einem Zusammenstoß mit einem Atomkern passiert. Diese Querschnitte sind darüber hinaus keine einzelnen Werte, sondern Funktionen der Neutronengeschwindigkeit. Umgangssprachlich ausgedrückt: Wild gezackte Kurven.

Im Zusammenhang mit der „Atommüllproblematik“ kann also festgestellt werden, man kann alle Aktinoide – also insbesondere, die gefürchteten, weil sehr langlebigen Bestandteile der benutzten Brennelemente, wie Plutonium etc. – in (speziellen) Reaktoren spalten und damit unwiederbringlich aus der Welt schaffen. Alle Spaltprodukte wären nach rund 300 Jahren verschwunden. Es geht also nicht um ein etwas anderes Endlager, sondern um eine Beseitigung unter gleichzeitiger Energiegewinnung. Erforderlich ist bei einem solchen „Reaktor zur Beseitigung von langlebigen Aktinoiden“ ein hartes Neutronenspektrum. Die Neutronen dürfen nach ihrer Entstehung möglichst wenig abgebremst werden. Wie alle Erfahrungen international gezeigt haben, läßt sich das am wirksamsten mit einem natriumgekühlten schnellen Reaktor realisieren. Dafür ist kein „Salzbad“ zwingend notwendig.

Das einzige, in der Natur vorkommende Isotop, welches in der Lage ist eine Kettenreaktion einzuleiten, ist Uran-235. Hinzu kommen noch die beiden künstlich hergestellten Isotope Plutonium-239 (gewonnen aus Uran-238) und gegebenenfalls Uran-233 (gewonnen aus Thorium). Ohne wenigstens eines der drei, funktioniert kein Reaktor! Will man darüber hinaus einen Reaktor zur Beseitigung von (allen) Aktinoiden bauen, müssen diese Isotopen in hoher Konzentration (mindestens zweistellig) vorliegen, da ihre Einfangquerschnitte für diese Neutronengeschwindigkeiten sehr klein sind. Das andere Ende der Möglichkeiten, wie z. B. Schwerwasserreaktoren, können sogar mit Natururan (U-235 – Gehalt 0,7%) und Thoriummischungen betrieben werden. Unsere heutigen Leichtwasserreaktoren werden optimal mit einer Anreicherung von etwa 3 bis 5% betrieben.

Die Uranfrage

In der 1950er-Jahren gab es weltweit eine Uranknappheit. Man glaubte daher, ohne „Brüter“ keine friedliche Nutzung der Kernenergie schaffen zu können. Man kannte das Dilemma, daß man ausgerechnet für „Brüter“, also Reaktoren, die mehr Plutonium herstellen, als sie bei der Kernspaltung selbst verbrauchen, große Mengen Spaltmaterial benötigte. „Verdoppelungszeit“ war das Wort der Stunde. Gemeint ist damit der Zeitraum, der vergeht, bis so viel Plutonium erbrütet, wiederaufbereitet und verarbeitet ist, bis man damit einen zweiten Reaktor zusätzlich in Betrieb nehmen kann.

Eine Analyse des Problems führte zu flüssigen Brennstoffen. Bei einer Flüssigkeit kann man kontinuierlich einen Strom abzweigen und wieder aufbereiten. Wässrige Uranlösungen waren nicht zielführend, da man die unkontrollierbaren Ablagerungen im Reaktor nicht in den Griff bekam. Man ging zu geschmolzenem Salz über. In diesen Salzbädern konnte man auch Thorium – als weitere Rohstoffquelle – erschließen.

Thorium als Alternative

Um es gleich vorweg zu nehmen, um Thorium zu nutzen, braucht man keinen Salzbadreaktor. Dies hat Kanada/Indien (CANDU) und Deutschland (THTR) erfolgreich unter Beweis gestellt. Andererseits braucht man für Salzbadreaktoren nicht zwingend Thorium. Es geht auch mit Uran. Ein Mißverständnis, das oft in der Öffentlichkeit zu hören ist.

Zurück zum „Brüten“. Viele Spaltstoffe sind „parasitär“. Sie absorbieren einen Teil der bei der Spaltung frei gewordenen Neutronen. Diese sind dann sowohl für eine weitere Spaltung – um die Kettenreaktion überhaupt in Gang zu halten – oder eine Umwandlung von Uran oder Thorium unwiederbringlich verloren. Neutronen sind aber äußerst kostbar. Bei der Spaltung werden nur zwei bis drei freigesetzt. Eines braucht man für die nächste Spaltung (Kettenreaktion), die anderen könnten „brüten“. An dieser Stelle wird klar, warum es so schwer ist einen „Brüter“ zu bauen, bzw. die „Verdoppelungszeit“ grundsätzlich sehr lang ist: Zwei Neutronen sind weg (für die nächste Spaltung und um das gespaltene Atom zu ersetzen), es bleibt für einen Mehrwert nur die Stelle hinter dem Komma.

Zurück in die 1950er-Jahre: Man glaubte an eine Knappheit von Natururan, welches auch noch strategisch wichtig war (atomare Aufrüstung im kalten Krieg). Man wußte ferner, daß die „Verdoppelungszeiten“ für „schnelle Brüter“ sehr lang waren und deshalb der Ausbau der Nutzung der Kernenergie gefährdet schien. Ferner wußte man, daß die Vorräte an Thorium etwa vier mal so groß, wie die Welt-Uranvorräte sein mußten. Wenn dies auch nichts über die wirtschaftliche Gewinnung aussagt.

Bei Thorium kommt noch der Vorteil hinzu, daß die „Neutronenausbeute“ bei Spaltung durch schnelle oder langsame Neutronen nicht so verschieden ist. Hohe „Konversionsraten“ sind relativ einfach möglich. Dies war der zweite Vorteil – neben der hohen Betriebstemperatur – des deutschen THTR-Reaktor-Konzepts. Man benötigte eine relativ kleine Impfung mit hoch angereichertem Uran oder Plutonium, um den Reaktor zu starten. Der größte Teil der Energie wurde dann aus dem selbst umgewandelten Thorium erzeugt. Hoher Abbrand, bei geringem Einsatz von kostbarem Uran-235 bzw. Plutonium.

Salzbadreaktor

Wenn man einen Reaktor mit flüssigem Brennstoff bauen will, kommt man sehr schnell –und immer wieder – auf die sogenannten FLiBe-Salze. Eine Mischung auf der Basis von Fluor, Lithium und Beryllium. Sie haben geringe Einfangquerschnitte (wirken also kaum parasitär für die Neutronen), besitzen einen geringen Schmelzpunkt (sehr wichtig bei jeder Inbetriebsetzung) und sind (einigermaßen) nicht korrosiv.

Allerdings ist es zumindest diskussionswürdig, ob die in der Öffentlichkeit angeführten Vorteile überhaupt solche sind. Die Herstellung des „Betriebsmediums“ innerhalb eines Kraftwerks ist nicht unproblematisch. Ein Kraftwerk ist keine Chemiefabrik. Es sei nur darauf hingewiesen, daß Beryllium und seine Verbindungen hoch giftig und krebserregend sind. Die Aufrechterhaltung eines stets homogenen Brennstoffs von gleichbleibender chemischer und neutronenphysikalischer Qualität, ist eine echte Herausforderung.

Gut ein Drittel der Spaltprodukte sind Gase. Bei festen Brennelementen ist deren sicherer Einschluß im gasdicht verschweißten Rohr ein zentraler Bestandteil der Sicherheitsphilosophie. Bei einer Flüssigkeit perlen sie naturbedingt und unkontrollierbar aus. Es muß deshalb ständig ein Teilstrom ausgeschleust werden, aus dem durch Strippung mit Helium die gasförmigen (bei dieser Temperatur) Bestandteile abgeschieden werden. Diese sind hochradioaktiv und müssen sicher zurückgehalten werden. Die Abgasstrecke ist schon in einer konventionellen Wiederaufbereitungsanlage eine recht komplexe Angelegenheit. Hier kann aber nicht mit „abgelagertem“ Brennstoff, sondern muß stets mit frischem gearbeitet werden.

Die Salze sind auch nicht ganz billig. Auch hier nur ein Hinweis: Natürliches Lithium besteht aus 92,5% Lithium-7 und 7,5% Lithium-6. Lithium-6 sollte aber nicht verwendet werden, weil aus ihm durch Neutroneneinfang Tritium entsteht. Tritium ist in der Kerntechnik äußerst unbeliebt, da es mit Sauerstoff „radioaktives“ Wasser bildet, das aus dem biologischen Kreislauf praktisch nicht mehr zu entfernen ist. Deshalb muß das natürliche Lithium erst aufwendig angereichert werden. Bisher ging das großtechnisch nur unter Verwendung von Quecksilber. In Oak Ridge ist man seit Jahrzehnten damit beschäftigt, die Quecksilberverseuchung aus der Lithiumanreicherung wieder zu beseitigen.

Aufbereitung durch Pyroprocessing

In letzter Zeit findet bei der Wiederaufbereitung ein Paradigmenwechsel statt. Es steht nicht mehr die Gewinnung von möglichst reinem Uran bzw. Plutonium im Vordergrund, sondern die Gewinnung möglichst reiner Spaltprodukte. Je reiner die Spaltprodukte, je kürzer die Lebensdauer des „Atommülls“. Ein „Endlager“ wäre überflüssig. Je „schmutziger“ das Plutonium, je ungeeigneter zur Waffenproduktion.

Ein Favorit in diesem Sinne, ist das Pyroprocessing. Im Prinzip ist es das gleiche Verfahren, wie bei der Kupfergewinnung. Die Metalle (Uran, Plutonium und im Idealfall alle minoren Aktinoide) wandern von der Atommüll-Elektrode zur Rein-Metalle-Elektrode. Die Spaltprodukte bleiben im Elektrolyt zurück. Das Aktinoidengemisch wird zu neuen Brennelementen verarbeitet. Es ist für die Waffenherstellung ungeeignet.

Auch hierfür ist kein Salzbadreaktor erforderlich. Es wurde erfolgreich für den mit Natrium gekühlten IFR eingesetzt. Man könnte sogar konventionelle Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren damit aufbereiten. Es ist lediglich eine Zusatzstufe zur Reduktion der Uranoxide notwendig. Die Koreaner arbeiten mit Hochdruck an dieser Schiene. Sie benötigen dieses Aufbereitungsverfahren, wegen der besonderen politischen Situation auf der koreanischen Halbinsel.

Fazit

In der Kürze eines solchen Artikels läßt sich die Breite der Kerntechnik nur anreißen. Es gibt in der Technik kein gut, sondern lediglich ein besser oder schlechter geeignet – und das ist in jedem einzelnen Anwendungsfall neu zu beurteilen. Es nutzt überhaupt nichts, wenn irgendwelche Trolle Diskussionen führen, wer den besseren Reaktor kennt. Solche Diskussionen sind genauso kindisch, wie die üblichen Argumentationsschlachten der Sonnenmännchen für ihre „regenerativen Energien“. Was die „Erfindung des Dual Fluid Reaktors“ betrifft, handelt es sich eher um den Entwurf für ein neues Perry Rhodan Heft, als um ein Patent für einen genehmigungsfähigen Reaktor. Dies ändert aber auch nichts an der Schwachsinnigkeit der Begründung der Ablehnung. Warum sagt „GreenTec Awards“ nicht einfach: Wir mögen keine Kernenergie, basta! Dies wäre völlig legitim. Unanständig wird die Sache erst dadurch, daß man die Entscheidung krampfhaft versucht zu begründen und dabei sogar Tatsachen verdreht.

Baubeginn für zweiten Reaktor

Ende März erfolgte der offizielle Baubeginn des zweiten Reaktorblocks für das Kernkraftwerk Barakah in Abu Dhabi in der Vereinigten Arabischen Emiraten (UAE). Baubeginn für den ersten Block war im July 2012. Die Blöcke 3 und 4 sollen folgen. Alle vier Reaktoren sollen in den Jahren 2017 bis 2020 ans Netz gehen. Im Jahre 2009 wurde der Auftrag für knapp 16 Milliarden Euro an ein koreanisches Konsortium vergeben. Samsung, Hyundai und Doosan Heavy Industries werden dieses Kraftwerk mit 5600 MWe errichten. Bemerkenswert ist der spezifische Preis von deutlich unter 3000 EUR/kW. Der erwartete Strompreis wird mit rund 2 Cent/kWh angegeben. Für diesen Preis kann man heute in Deutschland nicht mal mehr Strom aus Braunkohle produzieren. So viel nur zum „energiegewendeten“ Industriestandort Deutschland im Jahre 2020.

Warum Kernenergie im Ölland?

In allen Golfstaaten hat in den letzten Jahren eine bemerkenswerte Industrialisierung statt gefunden: Riesige petrochemische Anlagen, Stahlwerke, Kupfer und Aluminiumhütten etc. Basis ist und bleibt der Reichtum an Öl und Erdgas. Man setzt allerdings konsequent auf den verstärkten Export von veredelten Produkten an der Stelle von Rohstoffen. Verknüpft ist das alles mit einer rasant wachsenden Bevölkerung und zunehmendem Wohlstand. So verdoppelt sich der Strombedarf in den Emiraten etwa alle zehn Jahre. Hinzu kommt noch ein riesiger Bedarf an Trinkwasser, der ausschließlich über energieintensive Meerwasser-Entsalzungsanlagen gewonnen werden muß.

In allen Golfstaaten begann die Elektrifizierung mit Ölkraftwerken. Schon in den 1970er Jahren ergab sich ein neuer Zielkonflikt: Das Rohöl (in Weltmartktpreisen) wurde immer teurer und gleichzeitig nahmen die Umweltprobleme durch das Abfackeln der Begleitgase immer mehr zu. Folgerichtig wurde eine Umstellung auf Gaskraftwerke betrieben. Man konnte in den Emiraten mit dieser Politik zwei Ziele erreichen: Gewinnung zusätzlicher Ölmengen für den Export und Umweltschutz. Es wurden Kombikraftwerke in Serie gebaut: Mit dem Erdgas werden Gasturbinen betrieben und deren Abgas anschließend in Dampfkesseln zur weiteren Stromerzeugung genutzt. Zusätzlich sind die Dampfturbinen mit Anzapfungen zur Auskoppelung von Niedertemperaturdampf versehen, der in Enstspannungsverdampfern Trinkwasser aus Meerwasser erzeugt. Dieser Verbund auf der Basis (einst) billig vorhandenen Brennstoffs war so günstig, daß in den Emiraten beispielsweise Aluminiumwerke betrieben werden können. Sonst eher eine Domäne billiger Wasserkraft. Inzwischen ist jedoch der Gasverbrauch so stark angestiegen, daß z. B. Erdgas aus dem benachbarten Katar importiert werden muß. Und schon drückt auch hier der Weltmarktpreis für Erdgas auf die Eigenerzeugung. Umfangreiche Studien kamen zu dem Ergebnis, daß der weiter steigende Strom- und Trinkwasserbedarf sinnvoll nur durch (importierte) Kohle oder Kernkraft gedeckt werden kann.

Man wählte als ersten Schritt den Einstieg in eine erprobte Technik: Die Kernenergie. Im zweiten Schritt ist für Dubai ein Kohlekraftwerk mit CO2-Abscheidung geplant. Auch hier wird ein mehrfacher Nutzen angestrebt: Das abgeschiedene Kohlendioxid soll in „alte“ Ölfelder zur zusätzlichen Ölgewinnung verpreßt werden. Überkritisches Kohlendioxid ist einer der besten Lösungsmittel überhaupt. In Texas wird diese Methode bereits in großem Maßstab angewendet, um vermeintlich „trockene“ Ölfelder weiter zu entölen. Dort ist diese Methode wirtschaftlich, weil man große natürliche Kohlendioxidvorkommen in unmittelbarer Nähe der Ölfelder hat. In Norwegen fördert man stark kohlendioxidhaltiges Erdgas. Das Kohlendioxid wird nach Abscheidung ebenfalls wieder in die Lagerstätte verpreßt um den Lagerstättendruck aufrecht zu erhalten. Was die „unterirdische Lagerung von CO2“ betrifft, handelt es sich also um eine seit langem erprobte Technologie. Bleibt noch die Abscheidung im Kraftwerk: Einst auch eine verfahrenstechnische Domäne Deutschlands – bis „Grüne“ meinten, daß CO2 ganz, ganz böse und gefährlich sei. Mal sehen, welches Land den Auftrag für das Kraftwerk erhält. Aber der Deutsche Michel wird sich trotzdem glücklich schätzen, wenn er für sein Erdgas und Benzin noch ein weiteres „CO2-Zertifikat“ oben drauf kaufen darf, zur Wohlstandsförderung in den Ölstaaten. Er hat es halt nicht besser verdient.

Warum nicht Sonne?

Nun, alle Golfstaaten bauen durchaus „Sonnenkraftwerke“. Nur leider scheint auch in der Wüste nachts keine Sonne. Zwar gibt es ein paar mehr Sonnenstunden dort, aber leider ist es auch bedeutend wärmer und alle Verfahren zur Stromgewinnung knicken mit steigender Temperatur ein. Man kann dort also gar nicht so viel mehr elektrische Energie mit einem Sonnenkollektor gewinnen. Um die gleiche Energie, wie ein Kernkraftwerk mit seiner Arbeitsverfügbarkeit von 90 % zu gewinnen, benötigte man gigantische Flächen, Speicher und riesige Mengen Wasser zur Kühlung und/oder Reinigung. Tatsachen, die gerne von „Sonnenmännchen“ in ihren Werbebroschüren verschwiegen werden. Insofern kann auch in der Golfregion Sonnenenergie nur ergänzend eingesetzt werden. Eine Vollversorgung ist – nicht nur aus wirtschaftlichen Gründen – illusorisch.

Es gibt auch reichlich Wind in der Golfregion. Nur bläst der Wind noch zufälliger und wenn er bläst, ähnelt er mehr einem Sandstrahlgebläse. Außerdem macht es wenig Sinn, seine Küsten zu „verspargeln“, wenn man auch den Tourismus fördern will. Alles in allem, eher schlechte Bedingungen für „Alternativtechnik“.

Die Emirate sind der Musterfall für alle wüstenähnlichen Regionen. Wer glaubte, man könne diese Regionen zur Stromversorgung von Europa nutzen, ist einem Märchen aufgesessen. Die Mittel reichen nicht einmal für eine Selbstversorgung dieser Länder. Es ist daher kein Zufall, daß gerade die aufstrebenden Nationen in Kernkraftwerken ihre einzige Möglichkeit sehen. Hinzu kommt in diesen Ländern die notorische Trinkwasserknappheit. Meerwasserentsalzung ist die einzige Alternative. Wenn all diese Länder hierfür Kohle einsetzen wollten, würde der Weltmarkt aus den Fugen geraten. Die heimischen Gas- und Ölvorkommen (so weit vorhanden) werden als Devisenbringer ohnehin dringend benötigt.

Proliferation

Die UAE sind auch in politischer Hinsicht ein Musterfall: Um gar nicht erst den Verdacht zu erwecken, nach Kernwaffen zu streben, haben sie sich verpflichtet auf Urananreicherung und Wiederaufbereitung zu verzichten. Im Gegenzug garantiert man ihnen die Versorgung mit Brennstoff. Dies ist ein Modell, auf das sich auch andere Länder einlassen können und wahrscheinlich auch müssen, wenn sie die volle Unterstützung der Weltgemeinschaft genießen wollen. Iran ist das krasse Gegenbeispiel.

Zumindest der letzte Punkt ist auch für Deutschland von Vorteil. Die Gespensterdebatte um ein „Atommüll-Endlager“ ist überflüssig geworden, da sich kurz über lang ein internationaler Markt für Wiederaufbereitung herausbilden wird. Wie schnell das geschieht, hängt allein von der Wachstumsgeschwindigkeit der Kernenergie und von den Preisen für Natururan ab. Der Tag wird nicht mehr so fern sein, wo Deutschland seine „Uran- und Plutoniumvorräte“ auf dem Weltmarkt verkaufen kann. Deshalb bauen ähnlich kleine Länder, wie Schweden und Finnland auch „rückholbare Endlager“. Man vergräbt zwar durchaus Schätze, aber stets um sie sicher zu lagern und nicht um sie zu vergessen. Abgenutzte Brennelemente sind Wertstoffe und kein Müll.

Korea und die Wiederaufbereitung

Im Fahrwasser der aktuellen Krise mit Nord-Korea, bahnt sich für die USA ein hausgemachtes Problem mit Süd-Korea an. Es ist ein schönes Beispiel dafür, wenn Regierungen meinen, sie könnten dauerhaft über andere Nationen bestimmen und ihre ideologische Sicht zur einzig selig machenden zu erklären. Im nächsten Jahr läuft das Abkommen zur Nicht-Weiterverbreitung von Kernwaffen nach 40 Jahren aus. Im Rahmen dieses Abkommens hat Süd-Korea auf Anreicherung und Wiederaufbereitung abgebrannter Brennelemente verzichtet. Es muß neu verhandelt werden.

Ironie der Geschichte ist, daß dies zu einem Zeitpunkt geschehen muß, an dem die USA offen von Nord-Korea mit einem „Atomschlag“ bedroht werden. Nord-Korea hat gezeigt, wie es in der realen Welt zu geht: Wenn ein Diktator bereit ist, sein eigenes Volk wirtschaftlich zu ruinieren, dann baut er sich ganz einfach seine eigenen Kernwaffen. Wenn er über genug Öleinnahmen verfügt – wie Iran – braucht er dafür nicht einmal sein Land an den Rand von Hungersnöten zu führen. Ist das Land vermögend – wie Saudi Arabien – kann es sogar den mühseligen Weg der Eigenentwicklung überspringen und unverhohlen damit drohen, sich gegebenenfalls fertige Kernwaffen (z. B. aus Pakistan) zu kaufen.

Selbst die Supermacht USA kann das offensichtlich nicht verhindern. Mit Verträgen, UNO und leeren Drohungen ist es schon gar nicht möglich, im Internetzeitalter (!) das Wissen der 1940er Jahre geheim halten zu wollen. Der pakistanische Basar der „Atomtechnologie“ ist noch in frischer Erinnerung. Der Versuch, gegen Unterstützung bei der friedlichen Nutzung der Kernenergie – sprich dem Bau von Kernkraftwerken – einen Verzicht auf Anreicherung und Wiederaufbereitung erkaufen zu können, war und ist aberwitzig. Er hat offensichtlich nur zu einer Brüskierung eines der engsten Verbündeten der USA geführt. Was anderes sollte es heißen, als Süd-Korea, wir trauen euch nicht. Wir erinnern uns: Deutschland wurde auch der Verzicht auf Kernwaffen geglaubt, obwohl es eine Wiederaufbereitungsanlage in Karlsruhe betrieben hat und noch heute Zentrifugen zur Anreicherung betreibt. Japan baut eifrig an einer kommerziellen Wiederaufbereitung und diskutiert gleichzeitig, offen wie nie, eine atomare Bewaffnung – wegen der potentiellen Bedrohung durch Nord-Korea und China.

Wie konnte es dazu kommen, daß sich die USA in eine solche diplomatische Sackgasse manövriert haben? 1974 wurde Indien (nahezu aus eigener Kraft) zur Atommacht. Übrigens aus Reaktion auf die atomare Bewaffnung von China, mit dem man noch wenige Jahre zuvor, Krieg führen mußte. Die Welt war verblüfft über den Weg: Man hatte in aller Stille, einen von Kanada gelieferten CANDU-Reaktor zur Produktion von waffengrädigem Plutonium missbraucht. Bis heute, wirkt diese Tat in den internationalen, kerntechnischen Beziehungen nach. Es stehen sich Pragmatiker (Indien ist nun mal Atommacht, das läßt sich nicht zurückdrehen, deshalb freier Handel und Wissensaustausch) und Moralisten (Belohnung des „Fehlverhalten“, Präzedenzfall der die Proliferation zu nichte macht) teilweise unversöhnlich gegenüber. Jeder muß sich da ein eigenes Urteil bilden. Tatsache ist jedoch, daß die Zeit der „drei Welten“ mit dem Zusammenbruch des Kommunismus vorbei ist. Heute bestehen die Probleme eher in der Golfregion oder der koreanischen Halbinsel mit ihrer regionalen und globalen Gemengelage.

Es gab aber auch hausgemachte Gründe. Man muß die erste Hälfte der 1970er Jahre als unmittelbare Nachfolge der sog. „68er Bewegung“ verstehen. Greenpeace z.B. entstammt der Friedensbewegung mit dem Spezialgebiet: Kernwaffen und Umweltbelastung durch Kernwaffentests in der Atmosphäre. Besonders der zweite Punkt machte die Bewegung in kürzester Zeit weltberühmt. Durch die diversen Teststoppabkommen kam dieses Geschäftsmodell immer mehr aus der Mode. Der Übergang zur zivilen Nutzung der Kernenergie und die Konstruktion eines Zusammenhangs mit dem Bau von Atombomben schien folgerichtig. Es entwickelte sich die Gleichung: Links plus friedensbewegt gleich „Atomkraftgegner“. In Deutschland gipfelte dies sogar in der Gründung einer Partei.

In USA beschwor eine Kampagne die Gefahr von möglichen hunderten „Atomanschlägen“ auf Großstädte hervor. Alle versorgt durch Diebstähle aus Wiederaufbereitungsanlagen. Ein neues Buhwort war erschaffen: Plutonium. Künstlich hergestellt, irrsinnig giftig und ganz, ganz gefährlich. Jimmy Carter, ein Erdnussfarmer, der in seiner aktiven Zeit bei der Marine zumindest für Kurse in Kerntechnik angemeldet worden war, stoppte das Clinch River Projekt (Vorstufe eines Schnellen Brüters, der Strom aus recyceltem Brennstoff produzierte) und zwang ein privates Konsortium mehr als 250 Millionen Dollar für eine Wiederaufbereitungsanlage in Barnwell über Nacht abzuschreiben. Er wollte ein Zeichen des „guten Amerikaners“ setzen, der keine Kosten scheuend voranschreitet, um die Welt zu retten. Ähnlichkeiten mit deutschen „Energiewendern“ sind rein zufällig. Jedenfalls gelang es ihm die „Proliferation“ und das Problem, was wir heute als „ungelöste Atommüllfrage“ bezeichnen, zu erschaffen. Ironischerweise ist Jimmy Carter der gleiche Präsident, der durch sein „Geiseldrama“ im Iran nicht unwesentlich zu der heutigen Situation im und mit dem Iran beigetragen hat.

Aber wie hat sich die Welt seit dem verändert? Inzwischen baut eine französische Firma in USA eine Fabrik für MOX-Brennelemente. Solche Mischoxid-Brennelemente dienen zur Verbrennung von Plutonium in konventionellen Leichtwasserreaktoren. In diesem Fall handelt es sich sogar um waffengrädiges Plutonium aus der ehemaligen Sowjetunion. Dies war – wieder zur Verhinderung von Terrorismus – von den USA aufgekauft und ins eigene Land verbracht worden.

Wie kann sich die USA aus den eigenen Fallstricken befreien? Süd-Korea hat sich mit amerikanischer Anschubhilfe zu einer der führenden Nationen im Bau und Betrieb von Kernkraftwerken entwickelt. Spätestens seit dem Auftrag über 20 Milliarden Dollar für vier Reaktoren aus den Vereinigten Arabischen Emiraten ist dies vielen schmerzlich bewußt geworden. Würde es kein neues Abkommen geben, wäre die Versorgung mit angereichertem Uran aus den USA nicht mehr gesichert. Wäre das aber wirklich ein Problem für Süd-Korea? Auf Kanada, Australien und Kasachstan entfallen etwa ⅔ der Weltproduktion an Uran, auf die USA lediglich 4%. Anreicherungsanlagen besitzen mehr als ein Dutzend Staaten. In diesem Sinne würde ein Ausweichen auf andere Lieferanten das „Problem der Weiterverbreitung“ eher anheizen.

Bleibt die Frage der Wiederaufbereitung. Ob Süd-Korea eine Plutonium-Bombe baut oder nicht, ist eine rein politische Frage, die nicht zwingend etwas mit Wiederaufbereitung zu tun hat. Es sind andere Verfahren denkbar, die völlig ungeeignet zum Bau von Kernwaffen sind. Auch hier, hat Süd-Korea bereits viel Forschung und Entwicklung investiert. Süd-Korea hat die Chance, erstes Land auf der Welt mit einer garantiert reinen zivilen Nutzung der Kernenergie zu werden. Bisher sind alle Länder (auch Deutschland und Japan) den bequemeren Weg des bereits etablierten PUREX-Verfahrens gegangen. Nur ist dieses Verfahren genau zur Produktion von waffengrädigem Plutonium entwickelt worden. Natürlich kann man mit einem Panzer auch ein Feld pflügen, nur sollte man sich nicht wundern, wenn andere den Verdacht äußern, man wolle mit solch einem Trecker vielleicht eines Tages auch mal schießen. Ganz gewiß werden sich die Süd-Koreaner nicht der angeblich „ungelösten Atommüllfrage“ hingeben. Sie haben ganz einfach nicht die selbe Vorgeschichte und brauchen auch keine Rücksichtnahme auf die Befindlichkeiten politische Parteien mit dem Gründungsmythos der „Anti-Atombewegung“ nehmen. Übrigens, hat in ganz Asien keine Regierung dieses Problem. Es erfordert deshalb keine prophetische Gabe, wenn man die Renaissance der Kernenergie aus Asien kommen sieht. Wer sehen will, kann schon heute die Anzeichen erkennen.