Evolution der Brennstäbe

Auch die kontinuierliche Weiterentwicklung einzelner Bauteile kann die Sicherheit von Reaktoren erhöhen. Dies gilt besonders nach den Erfahrungen aus dem Unglück in Fukushima.

Brennstäbe heute

Brennstäbe für Leichtwasserreaktoren haben eine Durchmesser von nur 11 mm bei einer Länge von fast 5 m. Sie sind deshalb so instabil, daß sie zu sog. Brennelementen fest zusammengebaut werden. Dort werden sie durch Abstandshalter und Befestigungsplatten in ihrer Position gehalten. Zusätzlich enthalten die noch Einbauten für Regelstäbe, Messeinrichtungen usw. Wichtig in diesem Zusammenhang ist, daß solche Brennelemente mit sehr engen Toleranzen gefertigt werden müssen, da z. B. die sich ergebenden Abstände sehr entscheidend für die Strömungsverhältnisse (Kühlung) und die Abbremsung der Neutronen sind.

Die Brennstäbe bestehen aus Hüllrohren aus Zirkalloy mit Wandstärken von weniger als einem Millimeter und sind mit Tabletten aus Urandioxid gefüllt. Auf die Konsequenzen aus dieser Materialwahl wird später noch eingegangen werden. Die Tabletten sind gesintert („gebrannt“ wie eine Keramik) und anschließend sehr präzise im Durchmesser geschliffen; an den Stirnflächen konkav gearbeitet, um Ausdehnungen im Betrieb zu kompensieren usw. All dieser Aufwand ist nötig, um die Temperaturverteilung im Griff zu behalten.

Das Temperaturproblem

Brennstäbe dürfen nicht schmelzen, denn dann ändert sich ihre mechanische Festigkeit und ihre Abmessungen (Kühlung und Neutronenspektrum). Keramiken sind zwar chemisch sehr beständig, besitzen aber gegenüber Metallen nur eine sehr schlechte Wärmeleitung. Jeder kennt den Unterschied, der schon mal heißen Kaffee aus einem Metallbecher getrunken hat. Außerdem sind Keramiken sehr spröde.

Die gesamte Wärme kann nur über den Umfang an das Kühlwasser abgegeben werden. Sie entsteht aber ziemlich gleich verteilt innerhalb des Brennstabes, da er für Neutronen ziemlich durchsichtig ist. Dies hat zur Folge, daß es einen sehr starken Temperaturunterschied zwischen Zentrum und Oberfläche gibt. Zusätzlich verschlechtert sich auch noch die Wärmeleitfähigkeit mit zunehmender Temperatur. All das führt dazu, daß der Brennstab in seinem Innern bereits aufschmelzen kann, obwohl er an seiner Oberfläche noch relativ kalt ist. Die Temperaturdifferenz zwischen Oberfläche und Kühlwasser ist aber in dieser Phase die bestimmende Größe für die Wärmeabfuhr.

Steigt die Oberflächentemperatur über die Verdampfungstemperatur des Kühlwassers, fängt das Wasser (an der Oberfläche) an zu verdampfen. Die Dampfblasen kondensieren nach deren Ablösung im umgebenden „kalten“ Wasser. Durch dieses sogenannte „unterkühlte Blasensieden“ kann man sehr große Wärmemengen abführen. Tückisch ist nur, wenn die Wärmeproduktion durch Kernspaltung einen Grenzwert übersteigt, bildet sich eine geschlossenen Dampfschicht auf der Oberfläche die auch noch stark isolierend wirkt. Als Folge steigt die Temperatur in der dünnen Brennstabhülle explosionsartig an. Dampf in Verbindung mit hoher Temperatur führt aber zur Oxidation des Zirkalloy. Die Hülle verliert schnell ihre Festigkeit.

Harrisburg und auch Fukushima

Bricht die Kühlung zusammen, überhitzen die Brennstäbe. Wie Fukushima gezeigt hat, kann das auch noch (kurz) nach dem Abschalten des Reaktors geschehen, da dann die Nachzerfallswärme noch sehr groß ist. Durch die hohen Temperaturen in den Brennstabhüllen in Verbindung mit Wasserdampf oxidieren die Hüllen und setzen dabei große Mengen Wasserstoff frei. Dieser Wasserstoff hat zu den fürchterlichen Explosionen in den Reaktorgebäuden geführt. In Harrisburg waren die Wasserstoffmengen zwar beherrschbar, aber auch damals schon zerfielen Teile des Reaktorkerns. Die Wiederbenetzung konnte zwar schlimmeres verhindern – aber man schrecke mal eine glühende Tasse mit Wasser ab.

Für alle Leichtwasserreaktoren bedeutet das, die zulässigen Temperaturen müssen bei allen Betriebsbedingungen in allen Teilen des Reaktorkerns sicher eingehalten werden. Mit anderen Worten, die Kühlung darf nie versagen. In diesem Sinne ist der Sicherheitsgewinn einer passiven (auf die natürlichen Kräfte, wie z. B. Schwerkraft beruhende) Kühlung zu verstehen.

Oberflächenschutz der Brennstäbe

Insbesondere nach den Ereignissen in Fukushima hat man unterschiedlichste Maßnahmen ergriffen, um die Sicherheit bestehender Kraftwerke weiter zu erhöhen. Außerhalb Deutschlands nach den üblichen Vorgehensweisen wie sie bei Flugzeugabstürzen, Schiffsunglücken etc. üblich sind: Akribische Untersuchung der Schadensabläufe mit dem Zweck Schwachstellen zu ermitteln und Lösungen dafür zu finden. Ein Weg war die Verbesserung der Brennstabhüllen. Zu diesem Zweck hat man z. B. in den USA das Entwicklungsprogramm „Enhanced Accident-tolerant Fuel programme.“ gestartet.

Aus einer internationalen Zusammenarbeit haben sich zwei neue Konzepte – IronClad und ARMOR. – entwickelt, deren Prototypen im Kernkraftwerk Hatch in Georgia, USA seit März 2018 im Normalbetrieb getestet werden. Der Test unter realen Bedingungen in einem laufenden Kernkraftwerk ist ein üblicher Entwicklungsschritt. Nur so kann man Fehlentwicklungen vermeiden.

IronClad sind Hüllrohre, die aus einer Eisen-Chrom-Aluminium-Legierung bestehen. Man glaubt damit einen wesentlich robusteren Werkstoff gefunden zu haben, der nicht so temperaturempfindlich ist, nicht so leicht oxidiert und kein Wasserstoffgas produziert.

ARMOR ist ein eher evolutionärer Ansatz. Man panzert konventionelle Hüllrohre mit einer Schutzschicht auf der Basis von Chrom. Es sind Produkte dreier Hersteller in der Erprobung: Global Nuclear Fuel-Japan Co (GE-Hitachi), Framatom mit zusätzlich mit Chrom geimpften Brennstofftabletten und EnCore Fuel.(Westinghouse) mit Tabletten auf der Basis von Uran-Siliciden.

Ein ganz neues Konzept

Das Unternehmen Lightbridge hat das Bauelement Brennstab noch einmal ganz neu gedacht und bereits prototypenreif entwickelt. Inzwischen ist man eine Kooperation für die Weiterentwicklung und Serienproduktion mit Framatom eingegangen. Entscheidend war die Anforderung des Ersatzes von Brennstäben in konventionellen Leichtwasserreaktoren im Betrieb. Deshalb ist nicht nur ein Ersatz, sondern auch ein gemischter Betrieb mit konventionellen Brennelementen angestrebt worden.

Der Übergang von keramischem Uranoxid auf eine metallische Legierung aus Uran und Zirkon ist für Leichtwasserreaktoren revolutionär. Bisher wurde so etwas nur in schnellen Reaktoren mit Natrium – und nicht Wasser – als Kühlmittel gemacht. Ebenso neu ist die Form: Sie sind nicht mehr zylindrisch, sondern kreuzförmig. Diese Kreuze sind spiralförmig verdreht, sodaß sich vier gewindeähnliche Kanäle für das Kühlwasser bilden.. Außen sind sie mit einer dünnen und fest verbundenen Schicht aus Zirkon versehen um eine übliche Wasserchemie zu gewährleisten. Diese „Gewindestäbe“ liegen in dem Brennelement dicht beieinander, sodaß keine Abstandshalter mehr erforderlich sind.

Metall verfügt über eine bessere Wärmeleitung als Keramik und die Kreuzform ergibt eine größere Oberfläche und dünnere Querschnitte. Beides führt zu geringeren Betriebs- und Spitzentemperaturen (starke und schnelle Lastschwankungen). Der Strömungswiderstand solcher Brennelemente ist kleiner, wodurch sich der Durchfluß durch den Kern bei gleicher Pumpenleistung erhöht. Man geht deshalb von einer möglichen Leistungssteigerung von 10% aus. Ein nicht zu unterschätzender wirtschaftlicher Anreiz, wenn man in einer bestehenden Flotte für „kleines Geld“ ganze Kraftwerke zusätzlich erhält.

Die neuen Lightbridge-Brennelemente vertragen alle Leistungstransienten besser, sind aber vom Prinzip her gegen längerfristige Kühlmittelverluste anfälliger, da Metalle einen geringeren Schmelzpunkt als Keramiken besitzen. Dies war der Hauptgrund für die ursprüngliche Wahl von Uranoxid als Werkstoff.

Bei einer Simulation eines Abrisses einer Hauptkühlmittelleitung bei einem VVER-1000 Druckwasserreaktor ergab sich eine maximale Kerntemperatur von 500 °C. Dieser Wert liegt weit unterhalb von der Temperatur, bei der überhaupt Wasserstoff (900 °C) gebildet wird. Durch die hohe Wärmeleitung stellt sich bereits wieder nach 60 Sekunden nach erfolgter Wiederbenetzung erneut die normale Betriebstemperatur ein. Bei konventionellen Brennelementen steigt die Temperatur auf über 1000 °C und erreicht erst nach acht Minuten wieder den stabilen Zustand. Dies hat einen erheblichen Druckanstieg im Reaktor zur Folge, der ein ansprechen der Sicherheitsventile erforderlich macht. Bei diesem Abblasen gelangen auch geringe Mengen von radioaktivem Jod und Cäsium (zumindest) in das Containment. Der Abriß einer Hauptkühlmittelleitung ist der Auslegungsstörfall, der sicher beherrscht werden muß.. In diesem Sinne führen die Lightbridge-Brennelemente zu einem Sicherheitsgewinn.

Es sind aber noch etliche praktische Erfahrungen zu sammeln. Ein Reaktor ist ein komplexes physikalisches und chemisches System. Dies betrifft z. B. das Rückhaltevermögen für Spaltprodukte unter allen möglichen Betriebs- und Störfallbedingungen. In der Kerntechnik dauert wegen der besonderen Sicherheitsansprüche halt alles länger. Die Maßeinheit für die Einführung von Neuerungen ist eher Jahrzehnte als Jahre.

Ein weiterer vielversprechender Entwicklungsaspekt ist der Zusatz von Thorium als „abbrennbarer Brutstoff“ zur Ausdehnung der erforderlichen Ladezyklen auf vier Jahre. Um solch lange Ladezyklen zu erreichen, muß man den Brennstoff höher anreichern. Um diese Überschußreaktivität zu kompensieren muß man abbrennbare Neutronengifte zumischen. Würde man Thorium verwenden, kann man diese Überschußneutronen zum Erbrüten von Uran-233 verwenden.. Längere Ladezyklen würden die Wirtschaftlichkeit bestehender Reaktoren weiter erhöhen.

Durch die Verwendung von metallischem Brennstoff ergeben sich auch völlig neue Perspektiven der Wiederaufbereitung. Durch den Übergang auf elektrochemische Verfahren – wie man sie bereits beim EBRII – erfolgreich ausprobiert hat, kann man zu kleinen Wiederaufbereitungsanlagen in der Nähe der Kernkraftwerke übergehen. Ein weiterer Lösungsweg für die angebliche Atommüllproblematik. Gerade im Zusammenhang mit der Wiederaufbereitung und Proliferation ist auch der Zusatz von Thorium besonders interessant.

Schlussbemerkung

Man sieht, daß die Leichtwasserreaktoren noch lange nicht am Ende ihrer Entwicklung angekommen sind. Insbesondere der Einsatz von metallischen Brennstäben ergibt nicht nur einen evolutionären Weg für bestehende Reaktoren, sondern auch für Neukonstruktionen. Im Zusammenhang mit passiver Kühlung kann ein erheblicher Sicherheitsgewinn erzielt werden. Irgendwann wird die Frage der Anpassung der Genehmigungsbedingungen gestellt werden müssen. Dann aber, beginnt das Kernenergiezeitalter erst richtig. Billige Energie im Überfluß. Egal, was in Deutschland darüber gemeint wird.

TRANSATOMIC – schon wieder ein neuer Reaktortyp?

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

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

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

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

Abgebrannte Brennelemente als Brennstoff

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

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

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

Das Transatomic Konzept

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

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

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

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

Wieviel wird nun gespart?

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

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

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

Was ist neu bei diesem Reaktortyp?

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

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

Die integrierte Wiederaufbereitung

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

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

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

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

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

Zusammenfassung

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

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

Der LFTR – ein Reaktor mit Salzbad

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

Warum Thorium?

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

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

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

Warum Salzschmelze als Betriebsmittel?

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

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

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

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

Fluoride als Salz für Brennstoff und Brutstoff

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

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

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

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

Der Aufbau des LFTR-Kraftwerks

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

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

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

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

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

Das Arbeitsmedium

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

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

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

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

Die Chemiefabrik im Kraftwerk

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

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

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

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

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

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

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

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

Die Abgasstrecke

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

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

Schlusswort

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

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

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.

Neuer Temperaturrekord für Brennstoffe gemeldet

Forscher am Idaho National Laboratory (INL) und beim Oak Ridge National Laboratory (ORNL) meldeten einen neuen Meilenstein bei der Entwicklung von Brennstoffen für einen Reaktor der sog. vierten Generation. Sie erreichten einen neuen Rekord von 1800 °C . „Ein sicherer und effizienterer Kernbrennstoff zeichnet sich am Horizont ab“ war die Meldung betitelt. Der weiterentwickelte TRISO-Brennstoff (tristructural-isotropic, Bilderstrecke hierzu) hätte sich als noch robuster als gedacht erwiesen. Die Entwicklung dieses Brennstoffes ist Bestandteil einer Reaktorentwicklung für besonders hohe Betriebstemperaturen (Very High Temperature Reactor Technology Development Office). Es ist die Wiederaufnahme einer Entwicklungsschiene zur Nutzung von Kernenergie in der Chemie. Insbesondere zur Umwandlung von Kohle in umweltfreundlichere Produkte oder zur großtechnischen (chemischen) Wasserstoffgewinnung. Am konsequentesten und weitesten wurde diese Schiene einst in Deutschland (THTR) entwickelt. Mußte aber – wie so vieles andere – aus politischen Gründen aufgegeben werden. Inzwischen wurde auch die Entwicklung in Südafrika mangels finanzieller Möglichkeiten fast vollständig eingestellt. Nur das andere „Kohleland“ China, verfolgt noch mit merklichem Einsatz die Weiterentwicklung. Die USA – auch das Saudi Arabien der Kohle genannt – betreiben mit allen eine enge Kooperation, insbesondere auf dem Sektor der Brennstoffentwicklung.

Der heutige Stand, ist das Ergebnis von 11 Jahren Entwicklung am INL und ORNL. Wobei diese Forschung, schon auf den deutschen Ergebnissen aus den 1980er Jahren aufbauen konnte. Dies nur mal so am Rande, wie lang Entwicklungszeiträumen in der Kerntechnik dauern. Dabei handelt es sich hier nur um ein Teil – dem Brennelement – eines neuen, gasgekühlten Hochtemperaturreaktors. Alle Teile koppeln aber später im Betrieb gegenseitig aufeinander zurück. Erinnert sei nur, an das Einfahren der Steuerstäbe in den Kugelhaufenreaktor in Hamm-Üntrop, welches zu unerwartetem Verschleiß geführt hatte. Die hier beschriebenen TRISO-Elemente waren drei Jahre zur Bestrahlung in einem Testreaktor (im Advanced Test Reactor des INL). Ziel war ein Abbrand von etwa 20%. Dies entspricht etwa dem doppelten Wert, der damals in Deutschland verwendeten Brennelemente. Je höher der Abbrand ist, um so mehr Spaltprodukte sind in den Brennelementen vorhanden und um so höher war die Strahlenbelastung.

Nach der Bestrahlung wurden sie in einem Ofen auf die Testtemperatur erhitzt. Hauptzweck eines solchen Versuches ist, zu messen, wieviel Spaltprodukte, von welcher Sorte, „ausgeschwitzt“ werden und wie stark die anderen Eigenschaften (Festigkeit, Korrosion etc.) nachlassen. Aus solchen Versuchen kann man wertvolle Erkenntnisse für die Optimierung des Herstellungsprozesses ableiten. Die Meßergebnisse sind so positiv, daß man sogar Tests bei noch höheren Temperaturen erwägt. Wichtig für die Sicherheitstechnik ist, daß bereits die jetzigen Temperaturen etwa 200 Grad über den möglichen Höchsttemperaturen bei einem Störfall liegen.

Unterschiede zu konventionellen Brennelementen

Ein Brennelement enthält den Spaltstoff (Uran, Plutonium) und soll später die bei der Kernspaltung entstehenden Produkte möglichst gut festhalten. Das Brennelement muß gekühlt werden. Bei einem Leichtwasserreaktor ist das Kühlmittel auch das Arbeitsmedium (Dampfturbine). Bei einem klassischen Hochtemperaturreaktor, dient Helium als Wärmeübertrager zwischen den Brennelementen und dem eigentlichen Dampfkreislauf. Verwendet man Helium als Kühlmittel und wünscht trotzdem ein thermisches Neutronenspektrum, benötigt man noch einen zusätzlichen Moderator. Diese Funktion übernimmt der Kohlenstoff in den TRISO-Elementen.

Ein Brennelement eines Druck- oder Siedewasserreaktors besteht aus vielen einzelnen Brennstäben (üblich 14 x 14 und 17 x 17). Jeder Brennstab ist mit Tabletten (kleine Zylinder mit etwa 1 cm Durchmesser und Höhe) aus Uranoxid gefüllt. Die Hülle besteht aus einem beidseitig verschlossenen Rohr aus einer Zirkonlegierung. Uranoxid ist in Wasser praktisch unlöslich und hat einen hohen Schmelzpunkt von über 2800 °C. Dies erscheint sehr hoch, kann aber relativ schnell im Innern eines Brennstabs erreicht werden, da Uranoxid ein schlechter Wärmeleiter ist. Es kommt deshalb bei einem Verlust des Kühlwassers – wie in Harrisburg und Fukushima – partiell zur „Kernschmelze“. Infolgedessen reagiert die Brennstabhülle mit Wasserdampf bei hoher Temperatur und es bilden sich beträchtliche Mengen Wasserstoff, die in Verbindung mit Luft explodieren können. Die ursprünglich im Brennstab zurückgehaltenen Spaltprodukte können freigesetzt werden. Dabei ist zu beachten, daß viele Spaltprodukte bei den hohen Temperaturen gasförmig sind. Sie breiten sich deshalb zumindest im Reaktor aus. Dies führt zu einer erheblichen Strahlenbelastung, die menschliche Eingriffe für lange Zeit unmöglich macht. Man muß also längere Zeit warten, bis man mit den Aufräumarbeiten beginnen kann. Dies war das Problem in Harrisburg und ist heute das Problem in Fukushima.

Die Kombination Uranoxid, eingeschweißt in einer Hülle aus einer Zirkonlegierung (Zirkalloy) ist für den „normalen“ Betrieb eine sehr gute Lösung. Solche Brennelemente sind sogar für Jahrzehnte problemlos in Wasserbecken oder Spezialbehältern (trocken) lagerbar. Anders verhält es sich, wenn sie – insbesondere aus dem vollen Betrieb heraus – „trocken fallen“: Die Temperatur des Brennstabs steigt sofort über den gesamten Querschnitt an. Dies liegt an der relativ gleichmäßigen Verteilung der Spaltprodukte (Nachzerfallswärme) und der schlechten Wärmeleitung von Uranoxid. Der Brennstab fängt regelrecht an zu glühen und kann in seinem Inneren bereits aufschmelzen. Ohne den Phasenübergang von Wasser zu Dampf (Verdampfungsenthalpie) ist der gewaltige Wärmestrom (dafür reicht schon die Nachzerfallswärme kurz nach Abschaltung) nicht aus dem Brennstab zu transportieren. Mit anderen Worten: Ist der Brennstab erst einmal von Dampf umgeben, heizt er sich immer weiter auf. Nun setzen zwei fatale Prozesse ein: Infolge der steigenden Temperatur verliert das Brennelement seine mechanische Festigkeit und das Material der Brennstoffhülle „verbrennt“ im heißen Wasserdampf und produziert dadurch beträchtliche Mengen Wasserstoff. In diesem Moment wird ein Teil der vorher eingeschlossenen radioaktiven Stoffe zumindest im Reaktordruckgefäß (Unfall in Harrisburg) oder sogar im Sicherheitsbehälter (Fukushima) freigesetzt. Die produzierte Menge Wasserstoff kann so groß sein, daß sie ein ganzes Kraftwerk zerstört. Die Bilder von der Explosion in Fukushima sind hinlänglich bekannt. Ist das passiert, wird auch eine beträchtliche Menge radioaktiver Stoffe in die Umwelt freigesetzt.

Man kann also zusammenfassend sagen: Die Konstruktion der Brennelemente eines Leichtwasserreaktors funktioniert nur so lange, wie sie ständig von flüssigem Wasser umgeben sind. Sind sie nicht mehr vollständig von Wasser benetzt, nimmt die Katastrophe innerhalb von Sekunden ihren Lauf und endet – zumindest – im Totalschaden des Reaktors. Die Sicherheit steht und fällt mit der Aufrechterhaltung einer „Notkühlung“. Ein „trocken fallen“ muß sicher verhindert werden. Dabei spielt es keine Rolle, ob dies von außen ausgelöst wird (Tsunami), durch technisches Versagen im Kraftwerk (Rohrbruch) oder auch durch menschliches Versagen (Bedienungsfehler). In diesen Zusammenhängen liegt die Begründung für die passiven Sicherheitseinrichtungen bei Reaktoren der sog. Generation III+.

Das TRISO-Konzept

Beim Tristructural-isotropic (TRISO) Brennstoff geht man nicht von einer Tablette mit einem Durchmesser von etwa 1 cm als Baustein aus, sondern von winzigen Körnern, im Bereich von zehntel Millimetern. Diese Körnchen werden mit vier Schichten umhüllt und besitzen anschließend einen Durchmesser von etwa einem Millimeter. Die erste Schicht besteht aus porösem Kohlenstoff. Sie kann wie ein Schwamm die Ausdehnungen des Brennstoffkerns ausgleichen und kann aus ihm entwichene Spaltprodukte (Gase) aufnehmen. Diese Schicht ist von einer weiteren Schicht aus dichtem pyrolitischem Kohlenstoff (PyC) umgeben. Nun folgt eine Schutzschicht aus Siliziumkarbid (SiC). Dieses Material ist sehr hart und chemisch widerstandsfähig. Außen folgt eine weitere Schicht Kohlenstoff. Ein solches Korn „Verbundwerkstoff“ ist gleichzeitig nahezu unzerbrechlich und äußerst temperaturbeständig. In diesem „Tresor“ sind Spaltstoff und Spaltprodukte für Jahrzehnte fest eingeschlossen. In Deutschland plante man die „abgebrannten“ Kugeln in Edelstahlbehälter einzuschweißen und diese dann in ein Endlager zu bringen.

Aus diesen kleinen TRISO-Körnern kann man in einem weiteren Verfahrensschritt handhabbare Brennelemente „backen“. Bei einem Kugelhaufenreaktor sind das etwa Tennisball große Kugeln aus solchen TRISO-Körnern, die durch weiteren Kohlenstoff miteinander verbunden sind. Das erforderliche Verhältnis, ist durch die Neutronenphysik vorgegeben, da bei diesem Reaktortyp der Kohlenstoff auch die Funktion des Moderators übernehmen muß. Das durch den Kugelhaufen strömende Helium dient nur dem Wärmetransport. Da weder Zirkalloy, noch Wasser vorhanden ist, kann bei einem Störfall auch keine größere Menge Wasserstoff gebildet werden. Eine Explosion, wie im Kraftwerk Fukushima, wäre ausgeschlossen.

Wie diverse Versuche mit Kugelhaufenreaktoren eindrucksvoll gezeigt haben, sind sie „inhärent sicher“. In China hat man beispielsweise in einem öffentlichen Versuch dem Reaktor bei voller Leistung die Wärmesenke entzogen. Der Reaktor „ging von alleine aus“ und verharrte in einem stabilen Zustand. Die Kettenreaktion wurde durch den extrem negativen Temperaturkoeffizienten des Reaktorgraphit und dem Dopplereffekt des Brennstoffs augenblicklich unterbrochen. Durch die Nachzerfallswärme verharrt der Reaktor in diesem „überhitzten Zustand“ für viele Stunden, ohne jedoch eine für den Brennstoff kritische Temperatur zu überschreiten (Eine maximale Brennstofftemperatur von 1600 °C wurde nach drei Tagen erreicht). Der Reaktor blieb unbeschädigt und konnte nach dem Versuch wieder in Betrieb gesetzt werden. Diese Demonstration war wichtig, da dieser Reaktortyp unmittelbar in Raffinerien als Wärmequelle eingesetzt werden soll.

Ein Reaktor mit TRISO-Brennstoff und Helium als Kühlmittel macht hauptsächlich zur Erzeugung von Hochtemperatur-Prozeßwärme Sinn. Der gegenüber Leichtwasserreaktoren höhere Kapitalaufwand, wiegt die Brennstoffeinsparung durch höhere Wirkungsgrade bei der Stromerzeugung nicht auf. Bei kleinen Reaktoren dieses Typs, ist wegen des günstigen Verhältnisses von Volumen zu Oberfläche, eine „Notkühlung“ nicht notwendig. Die geringe Leistung (einige Hundert Megawatt) ist für die Anwendung „Prozeßwärme“ kein Nachteil, da der Bedarf von Hochtemperaturwärme an einem Standort ohnehin begrenzt ist. Wegen der relativ geringen Stückzahlen ist eine Wiederaufbereitung eher unwirtschaftlich. Die Stabilität der TRISO-Elemente kommt einer direkten „Endlagerung“ entgegen. Geschieht diese rückholbar, kann das irgendwann bei Bedarf geschehen.

Wie in Deutschland eindrucksvoll gezeigt wurde, eignet sich dieses Reaktorkonzept hervorragend, um Thorium nutzbar zu machen. Bei Kugelhaufen ist eine Anreicherung von 8 bis 10% Spaltmaterial und für das US-Konzept der Prismenanordnung von 14 bis 19% erforderlich. Es wäre sogar eine Verwendung von „teilaufgearbeitetem“ Leichtwasserbrennstoff möglich. Wegen des hohen Abbrandes wären hiermit etwa 70% des vorhandenen „Atommülls“ nutzbar. Ein Konzept, ähnlich dem koreanischen DUPIC-Verfahren (Nachnutzung in Schwerwasserreaktoren).