TRISO

Tri-Isotropic (TRISO) Brennstoff wird immer im Zusammenhang mit Hochtemperaturreaktoren (HTR) erwähnt. Oft mit schönen Bildern. Es lohnt sich, sich etwas näher damit zu beschäftigen.

Geschichte

Seit etwa 1957 wurde der Gedanke propagiert, sehr kleine Brennstoffpartikel mit geeigneten Mitteln zu ummanteln und als „Mini-Brennelemente“ einzusetzen. Im Vordergrund stand dabei der Gedanke, unterschiedlichste Brennstoffkombinationen zu verwenden: Hoch angereichertes Uran (HEU), schwach angereichertes Uran (LEU), Uran mit Thorium (U, Th), Uran mit Plutonium (U, Pu) und Plutonium (Pu). Es wurden umfangreiche Testreihen in aller Welt durchgeführt. Im Prinzip geht tatsächlich alles. Es gibt aber unterschiedlich Vor- und Nachteile.

So hat man z. B. in Deutschland auf Thorium als Brennstoff gesetzt. Man wollte damit eine zweite Schiene von Brutreaktoren schaffen, die die – wie man damals glaubte – geringen Uranvorräte strecken sollte. Diese Entwicklungsrichtung mündete in den Thorium-Hochtemperaturreaktor (THTR) in Hamm-Uentrop als Demonstrationskraftwerk. Diese Schiene kann man heute nur als Sackgasse bezeichnen. Jedenfalls so lange, wie die heutigen Regeln zur Nichtverbreitung von Kernwaffen bestehen bleiben. Man benötigte dafür nämlich auf 93% hoch angereichertes Uran. Heute lagern aus dieser Demonstration noch etwa 900 kg dieses Materials in der Form von schwach abgebrannten Brennelementen in Deutschland. Ein Thema, über das nicht gern öffentlich geredet wird: Die Grünen klammern sich an jedes Gramm, um ihren Gründungsmythos von der ungeklärten Entsorgungsfrage aufrecht erhalten zu können. Eigentlich müßte das Zeug längst in die USA verbracht sein. Es ist geradezu peinlich, wenn man vergleicht, welchen Aufwand die USA und sogar Rußland betreiben, um wenige Kilogramm aus Forschungsreaktoren weltweit wieder einzusammeln und zurück zu führen. In Deutschland steht das Zeug in mäßig bewachten Zwischenlagern rum. Eine tolle Ausgangsposition für Verhandlungen mit Iran, Nord Korea etc. Manchmal stellt man sich schon die Frage, ob das alles nur mit der Bildungsresistenz deutscher Politiker und ihrer ausgesuchten „Atomexperten“ erklärbar ist.

Aus diesen kleinsten Mini-Brennelementen kann man anschließend technische Brennelemente formen. Dafür haben sich zwei Wege heraus kristallisiert: Etwa tennisballgroße Kugeln oder sechseckige „Bausteine“ aus denen man einen Kern aufbauen kann. Die erste Variante ist besonders einfach zu produzieren und ermöglicht einen Reaktor, den man kontinuierlich beladen kann. Frische Kugeln werden oben eingebracht und gleichzeitig unten gebrauchte Kugeln ausgeschleust. Der eher konventionelle Aufbau aus Brennelementen ist dafür flexibler und auch für große Reaktoren geeignet. Letztendlich beruhen aber beide Prinzipien auf den sandartigen Mini-Brennelementen.

In Deutschland wurde zur Herstellung dieser Mini-Brennelemente das sogenannte Sol-Gel-Verfahren entwickelt. Später entwickelte die deutsche Firma NUKEM ein Verfahren für die freie Erstarrung solcher Kügelchen. Dieses Verfahren wurde von den Chinesen übernommen. Wiederum ein krasses Beispiel für den Ausverkauf deutscher Hochtechnologie. Einzig allein aus ideologischer Verblendung.

Herstellung der Kerne

Uranpulver (U3 O8) wird in Salpetersäure (HNO3) aufgelöst. Es bildet sich eine Uranylnitrat Lösung die noch mit Salmiak neutralisiert werden muß. Ihr werden diverse Alkohole zugesetzt um die Zähigkeit und Oberflächenspannung optimal einzustellen.

Diese eingestellte Lösung wird nun aus Glasröhren vertropft. Um die Tröpfchenbildung zu unterstützen, werden diese Röhrchen in Schwingungen versetzt. Aus jedem Röhrchen tropfen etwa 100 Tröpfchen pro Sekunde. Im freien Fall bilden sich daraus kreisrunde Kügelchen von definiertem Durchmesser. Noch sind es unbeständige Flüssigkeitstropfen. Diese fallen deshalb anschließend durch eine Ammoniak Atmosphäre (NH3), welche mit dem Uranylnitrat chemisch reagiert. Es bildet sich um die Kügelchen eine stabile Haut, die ausreicht, damit sie in dem anschließenden Bad ihre kreisrunde Form behalten. Es haben sich – noch weiche und empfindliche – Kugeln von knapp zwei Millimetern Durchmesser gebildet.

Diese Kugeln werden mit Dampf in rotierenden Trommeln behandelt. Dadurch wachsen in dem Gel Kristalle und sie werden fest. Anschließend werden diese Kugeln in mehreren Schritten mit Wasser und verschiedenen Chemikalien gründlich gewaschen. Dies ist wichtig, damit in den weiteren Verfahrensschritten kein Uran in die Kohlenstoffschichten verschleppt wird. Unter ständiger Rotation werden die Urankügelchen im Vakuum getrocknet. Die Kugeln schrumpfen dadurch auf etwa einen Millimeter Durchmesser. Im nächsten Schritt werden die Kügelchen bei 430 °C kalziniert. Durch diese hohe Temperatur zerlegen sich die organischen Bestandteile und werden ausgetrieben. Es bleiben Kügelchen aus UO3 mit einem Durchmesser von nur noch einem Dreiviertel-Millimeter zurück. Damit sich das UO3 zu UO2reduziert, werden sie in einem weiteren Schritt in einer Wasserstoff-Atmosphäre bei rund 600 °C geröstet. Im letzten Verfahrensschritt werden diese Kügelchen bei 1600 °C gebacken, um eine optimale Dichte und Festigkeit zu erlangen. Das Endprodukt sind Kügelchen mit knapp einem Halben-Millimeter Durchmesser. Sie werden noch fein gesiebt (zu klein = zu wenig Brennstoff und zu groß = zu viel Brennstoff) und die unrunden Partikel aussortiert.

Die Ummantelung

Ganz entscheidend beim TRISO-Konzept ist die Ummantelung der Brennstoffkerne. Sie muß gleichermaßen mehrere Funktionen erfüllen:

  • Mechanischer und chemischer Schutz der Brennstoffkerne vor Einwirkungen von außen. Die Ummantelung ist so stabil, daß sie einerseits für die direkte Endlagerung geeignet ist, andererseits aber eine Wiederaufbereitung erschwert.
  • Zurückhaltung von Spaltprodukten und Brennstoff, damit das Kühlmittel Helium möglichst sauber bleibt.
  • Volumenausgleich. Bei der Kernspaltung entsteht praktisch das gesamte Periodensystem – diese Stoffe können untereinander und mit dem freigewordenen überschüssigen Sauerstoff reagieren. Es ergeben sich auf jeden Fall neue chemische Verbindungen mit unterschiedlichen Dichten. Etwaige Ausdehnungen müssen durch die Ummantelung abgepuffert werden, um ein Aufsprengen der Brennelementen zu vermeiden.

Es werden insgesamt vier Schichten aufgetragen:

  1. Als innerste Schicht (≈ 95 µm), eine Schicht aus porösem Kohlenstoff. Sie soll wie ein Schwamm aus dem Kern austretende Spaltprodukte (z.B. die Edelgase) aufnehmen und auf Volumenänderungen ausgleichend wirken.
  2. Als zweite Schicht (≈ 40 µm), ebenfalls eine Kohlenstoffschicht, aber diesmal von hoher Dichte.
  3. Als dritte Schicht (≈ 35 µm), eine Schicht aus chemisch sehr widerstandsfähigem Siliciumcarbid. Sie hält fast alle Spaltprodukte auch unter extremen Bedingungen (Störfall) nahezu vollständig zurück.
  4. Als äußere Schicht (≈ 40 µm), wird noch eine weitere Schicht aus besonders dichtem Kohlenstoff aufgebracht.

Die Schichten werden aus der Gasphase abgeschieden. Für die porösen Schichten wird Azetylen (C2 H2) und für die dichten Schichten zusätzlich Propylen (C3 H6) verwendet. Zur Erzeugung der Schicht aus Siliciumcarbid wird Methylchlorsilane (CH3 SiCl5) verwendet.

Die Bildung der Schichten erfolgt in einem zylindrischen Reaktor, in dem die Brennstoffkügelchen geschüttet werden und anschließend von unten die Reaktionsgase eingeblasen werden. Dabei werden die Gase in eine so hohe Strömungsgeschwindigkeit versetzt, daß die Kügelchen gerade schweben (Wirbelschicht). Über die Steuerung der Temperatur (1200 bis 1500 °C) wird die Zersetzung der Gase und die Abscheidung auf den Kügelchen gesteuert.

Die Brennelemente

Es wird ein Pulver aus 64% Naturgraphit, 16% Elektrographit und 20% Phenolharz hergestellt. Mit diesem Pulver werden die ummantelten Kerne in einer rotierenden Trommel etwa 200 µm überzogen und bei 80 °C getrocknet. Diese Grünlinge dürfen einen Durchmesser von 1,1 bis 1,5 mm haben. Sie werden bei Raumtemperatur mit einem Druck von 50 bar in Silikonformen zu den brennstoffhaltigen Kernen der Brennelemente gepreßt. Eine zweite Form wird mit Reaktorgraphit ausgekleidet, die grünen Kerne eingelegt und mit einem Druck von 3000 bar zusammengepreßt. Dies ergibt die charakteristischen Kugeln für einen Kugelhaufenreaktor.

Damit sich das Phenolharz in Graphit zersetzt, werden die Kugeln in einer Argonatmosphäre auf 800 °C erhitzt. Zur Härtung werden sie anschließend noch in einem Vakuum bei fast 2000 °C geglüht. Wenn sie alle Qualitätstest bestanden haben, sind sie nun für den Einsatz im Reaktor fertig.

Qualitätskontrolle

Die Verfahrensschritte sind nicht geheimnisvoll. Das eigentliche Wissen liegt in der erforderlichen Qualitätskontrolle. Alle Verfahren müssen bei jedem Zwischenschritt zerstörungsfrei erfolgen. Wird bei einem Fertigungsschritt ein Fehler gemacht, ist das gesamte Fertigprodukt Ausschuss. Es muß also sehr sorgfältig geprüft werden. Hinzu kommt die astronomische Anzahl von Brennstoffkernchen. Es mußten deshalb ganz neue statistische Verfahren entwickelt werden.

Mögliche Fehler im Betrieb

Die Brennelemente sollen im Idealfall alle Spaltprodukte vollständig zurückhalten. Gelangt keine Radioaktivität in das Kühlmittel Helium, kann auch keine Radioaktivität aus dem Kraftwerk austreten. Es lohnt sich also, mögliche Schäden etwas näher zu betrachten. Ganz, lassen sich Schäden in der Technik nie verhindern. Es ist vielmehr entscheidend, wieviel Radioaktivität – auch bei einem schwersten Störfall – das Kraftwerksgelände verlassen kann.

  • Überdruck in den Kernen. Es entstehen gasförmige Spaltprodukte, insbesondere Edelgase. Hinzu kommt ein Sauerstoffüberschuss durch die Kernspaltung, da nicht jedes Sauerstoffatom der chemischen Verbindung UOeinen neuen Partner findet. Es bildet sich Kohlenmonoxid aus der Ummantelung. Diese Gase sollen in der ersten, porösen Schicht zurückgehalten werden. Werden die Qualitätsrichtlinien eingehalten, ergibt sich daraus kein ernsthaftes Problem.
  • Durch die Neutronenstrahlung schrumpft und dehnt sich der Kohlenstoff der Ummantelungen aus. Durch diese Spannungen können Risse auftreten. In Deutschland konnte diese Fehlerquelle fast vollständig ausgeschaltet werden.
  • Durch die Temperaturunterschiede zwischen dem Kern und der Oberfläche können Teile des Kerns in die Umhüllung wandern. Auch dieses Problem kann durch eine konsequente Qualitätskontrolle klein gehalten werden.
  • Edelmetalle greifen die Siliciumcarbid-Schicht chemisch an. Insbesondere Silber kann diese Schichten passieren und bildet unerwünschte Ablagerungen im Reaktor. Generell gilt, daß in die Ummantelung gewanderte Spaltprodukte bei der erhöhten Temperatur eines Störfalls zu unerwarteten Freisetzungen führen können.

Zusammenfasend kann man feststellen, daß hochwertig produzierte Brennelemente der beste Schutz gegen Freisetzungen bei einem Störfall sind. Hinzu kommt eine (aufwendige) Überprüfung jeder ausgeschleusten Kugel auf Schäden und den erfolgten Abbrand. Je weniger Kugeln „am Limit“ sich im Reaktor befinden, je größer sind die Sicherheitsreserven für einen Störfall. Dies war eine Erkenntnis des Versuchsreaktors AVR in Jülich, der als Forschungsreaktor natürlich seine Grenzen erkunden mußte.

Brennstoffkreisläufe

Durch die sehr guten neutronenphysikalischen Eigenschaften und die extreme Temperaturbeständigkeit von Kohlenstoff ist das TRISO-Konzept sehr flexibel. Es ist gering angereichertes Uran verwendbar, aber auch Mischoxide oder sogar reines Plutonium, sowie Kreisläufe auf der Basis von Thorium.

Favorit ist derzeit die Verwendung von leicht angereichertem Uran. Allerdings muß die Anreicherung deutlich höher als bei Leichtwasserreaktoren sein. Ursache ist beim TRISO-Brennstoff die räumliche Verteilung, durch die eine Selbstabschirmung eintritt.

Gemische aus Plutonium und Uran können auch verwendet werden. Diese können als Karbide oder Nitrite eingesetzt werden. Favorit dürfte wegen der Erfahrungen in Leichtwasserreaktoren Mischoxide (MOX) sein.

Es wurden sogar reine Plutonium-Brennstoffe untersucht. Dies geschah aus dem Gedanken, insbesondere Plutonium aus einer Abrüstung zu verbrennen. Vielen Kritikern machen die weltweit ständig steigenden Plutoniumvorräte sorgen. Allerdings ist bis zu einem Prototyp noch sehr viel Forschung und Entwicklung nötig.

Das aus Thorium gebildete U-233 ist mit Abstand das beste Spaltmaterial für thermische Reaktoren. Aus diesem Grunde wurde in USA und Deutschland schon sehr früh das Thorium-Brutreaktor-Konzept favorisiert. Allerdings dürfte die Verwendung von hoch angereichertem Uran heute nicht mehr praktikabel sein. Für eine mittlere Anreicherung bzw. Verwendung von Plutonium als Ersatz, ist noch sehr viel Forschung nötig.

Entsorgung

Ein TRISO-Brennelement besteht aus 94% Graphit. Einerseits ist das für eine (auch sehr lange) Zwischenlagerung eine sehr gute Verpackung, andererseits muß man gewaltige Volumen lagern. Es empfiehlt sich daher eine Wiederaufbereitung um das Volumen zur Endlagerung klein zu halten. Leider gilt aber: Je (mechanisch und chemisch) stabiler ein Brennelement ist, je geringer ist (auch) im Störfall die Freisetzung von Spaltprodukten. Allerdings ist es dann auch um so aufwendiger an diese Spaltprodukte und Wertstoffe heranzukommen. Bei noch nicht bestrahlten Brennelementen ist das Stand der Technik. Der Ausschuss jeder Produktionsstufe wird wieder in die Ursprungsprodukte zerlegt und wiederverwendet.

Im Betrieb wird radioaktives C14 gebildet. Dieser Kohlenstoff bleibt in der Matrix gelöst. Insbesondere bei Feuchtigkeit kann dieses C14 in der Form von CO2 Gas austreten. Ähnliches gilt für radioaktives Tritium H3. Die auftretenden Mengen sind so gering, daß sie bei einer Wiederaufbereitung nach entsprechender Verdünnung in die Umwelt abgegeben werden könnten. Beide Stoffe kommen ohnehin in der Natur vor.

Die Mengen sind nicht sonderlich hoch. Bei einem Hochtemperaturreaktor dürften in seinem Leben von 60 Jahren rund 5000 bis 10000 to abgebrannter Brennelemente anfallen. Diese entwickeln nach etwa drei Jahren etwa 100 W Wärme pro Lagerkanne. Dieser Wert halbiert sich noch einmal nach 50 Jahren. Eine Lagerung ist also kein Problem.

Hat man erstmal die Kerne „zerstört“ – gemeint ist damit, die Kohlenstoffschichten mechanisch und/oder chemisch entfernt – ist die Wiederaufbereitung in leicht modifizierten PUREX-Anlagen möglich.

Die Kugelhaufen sind zurück

Weltweit tauchen Meldungen über Hochtemperaturreaktoren (HTR) mit Kugelhaufen als Kern auf. Es könnte eine Renaissance geben, wenn man es richtig anpackt.

Geschichte

Die Verwendung eines Gases als Kühlmittel geht bis auf die Anfänge der Kerntechnik zurück: 1956 ging in Calder Hall in Großbritannien das erste Magnox-Kraftwerk mit einer elektrischen Leistung von 50 MW ans Netz. Die Bezeichnung Magnox leitete sich aus dem Material für die Brennstabhüllen Magnesium und dem Kühlmittel Kohlendioxid ab. Bei dieser Werkstoffkombination ergab sich nur ein geringer Wirkungsgrad von rund 20%. Später ging man zu Brennstabhüllen aus Stahl, angereichertem Uran, höheren Drücken beim CO2 und höheren Betriebstemperaturen über. Dieser Advanced Gas Reactor (AGR) Typ ist teilweise heute noch in Betrieb, wird aber schon lange nicht mehr neu gebaut.

Das „Helium-Zeitalter“ begann 1965 in Großbritannien mit dem Dragon-Reaktor (20 MWth) und in Deutschland 1966 mit dem AVR Kugelhaufenreaktor in Jülich – eine 21 jährige Erfolgsgeschichte. Der AVR als Versuchskraftwerk ist weltweit die Mutter aller Kugelhaufen-Reaktoren bis zum heutigen Tag geblieben. Man kann mit Fug und Recht sagen, daß in Deutschland dieser mit Helium gekühlte Hochtemperaturreaktor bis zur Anwendungsreife entwickelt worden ist. Analog zu den Leichtwasserreaktoren in den USA. Ganz besonders betrifft dies die Forschung und Entwicklung der TRISO Brennelemente. Nicht auszudenken, wo der Entwicklungsstand heute wäre, wenn nicht die Wahnvorstellungen der Ökosozialisten aus SPD und Grünen über Deutschland hereingebrochen wären. Inhärent sichere Reaktoren, hohe Temperaturen auch zur Prozeßwärme, Trockenkühlung, kalte Fernwärme, Kohleveredelung: Alles deutsche Produkte, die heute weltweit (mühselig) nachvollzogen werden.

Der Unterschied

Bei Leichtwasserreaktoren (LWR) ist das Wasser Kühlmittel, Moderator („Neutronenbremse“) und Arbeitsmedium in einem. Dadurch kann man sehr kleine Kerne – nicht unbedingt Reaktoren – mit sehr hoher Leistungsdichte bauen. Genau diese hohe Leistungsdichte ist aber sicherheitstechnisch ein Problem bzw. Nachteil.

Bei den Hochtemperaturreaktoren ist das Gas ein reines Kühlmittel. Da es keinen Phasenübergang mehr gibt (vom Wasser als Flüssigkeit zum Dampf als Gas) ist der Temperatur- und Druckanstieg kontinuierlich und gemäßigt. Physikalische Explosionen sind damit ausgeschlossen. Verwendet man ein Edelgas wie Helium, sind auch chemische Reaktionen auszuschließen. Anders als bei den Störfällen von Harrisburg und Fukushima: Durch hohe Temperaturen und Trockenfallen der Brennstäbe kam es zur Wasserstoffbildung. Wie die Explosionen in Fukushima zeigten, ein ernsthaftes Sicherheitsrisiko.

Da Helium kaum mit Neutronen reagiert, wird es auch nicht aktiviert. Anders als z. B. die Kühlmittel CO2 und Wasser. Man braucht allerdings einen zusätzlichen Moderator. In diesem Falle das Reaktorgraphit der Brennelemente. Da das Bremsvermögen kleiner ist, benötigt man entsprechend mehr Volumen. Sicherheitstechnisch ist dies wiederum ein Vorteil: Man gewinnt bei einem Störfall wegen der Speicherfähigkeit wertvolle Zeit. Reaktorgraphit verträgt sehr hohe Temperaturen, ohne sich wesentlich zu verändern. Die möglichen hohen Temperaturen sind ein weiterer Sicherheitsgewinn durch passive Kühlung. Die unmittelbar nach einer Schnellabschaltung entstehende große Wärmeleistung durch den Zerfall der kurzlebigen Spaltprodukte, kann im Graphit zwischengespeichert werden. Die hohen – ohne Festigkeitseinbußen, Druckanstiege etc. – möglichen Temperaturen ergeben zur Umwelt eine große treibende Temperaturdifferenz. Die Wärmeabgabe durch Konvektion erfolgt proportional zur Temperaturdifferenz. Die Wärmeabgabe durch Strahlung sogar mit der vierten Potenz. Bei kleinen Reaktoren (Verhältnis von Oberfläche zu Volumen) ist dies ohne zusätzliche Sicherheitseinrichtungen beherrschbar. Können Brennelemente, Einbauten und Kühlmittel eine hohe Temperatur vertragen, kommt man damit automatisch zu einer inhärenten Sicherheit auch nach der Abschaltung. Ein Störfall wie in Fukushima ist – auch ohne Nachkühlung – ausgeschlossen. Es gibt keine – nicht einmal eine theoretische – Kernschmelze.

Das Arbeitsmedium

Grundsätzlich gibt es zwei Wege zur Erzeugung mechanischer Energie aus der Reaktorwärme: Über eine Heliumturbine oder eine Dampfturbine. Auch die Chinesen haben sich wie einst die Deutschen, zu einem konventionellen Dampfkreislauf entschieden. Man verfügt damit ab dem Wärmeübertrager über eine konventionelle und erprobte Kraftwerkstechnik. Wenn man unbedingt will, kann man damit einen Wirkungsgrad von nahezu 50% erzielen, wie es in modernsten Kohlekraftwerken üblich ist. Ein reines Optimierungsproblem, was bei den geringen Brennstoffpreisen eines Kernkraftwerks nicht unbedingt erforderlich ist. Wenn man bewußt auf etwas elektrischen Wirkungsgrad verzichtet, kann man Abwärme mit höherer Temperatur auskoppeln zur Verwendung in Fernwärmenetzen oder einen Trockenkühlturm verwenden. Dies wurde bereits beim THTR in Hamm-Uentrop erfolgreich vorgeführt. Die Stromerzeugung in ariden Gebieten ist ein nicht zu unterschätzender Markt. Aktuell ist z. B. Saudi Arabien und Südafrika brennend an Hochtemperaturreaktoren interessiert.

Südafrika ist bei dem Versuch einer Heliumturbine gescheitert. Zumindest die Lösung einer doppelten Aufgabe: Neuer Reaktor und neues System zur Energiewandlung, war absehbar eine Überforderung. Die unvermeidbare Verunreinigung des Heliums durch Graphitabrieb und Spaltprodukte führt zu dauerhaften Wartungsproblemen. Es sprechen aber auch grundsätzliche thermodynamische Überlegungen gegen eine Heliumturbine. Helium hat eine sehr geringe Dichte bei hoher Schallgeschwindigkeit. Bei der Entspannung in einer Düse ergeben sich sehr hohe Strömungsgeschwindigkeiten bzw. sehr hohe Schaufelgeschwindigkeiten im Verdichter. Beides führt zu notwendig hohen Drehzahlen. Ferner benötigt man bei Helium für ein vorgegebenes Druckverhältnis wesentlich mehr Stufen und Zwischenkühler als z. B. bei Luft. Zusätzlich muß man wegen der geringeren spezifischen Wärmekapazität des Heliums auch noch wesentlich größere Volumenströme umwälzen. (Hinweis für Thermodynamiker: Abschätzung über die Adiabatengleichung unter Berücksichtigung der unterschiedlichen Exponenten vornehmen.) Vermeintliche Vorteile hoher Temperaturen und Einkreissysteme werden so schnell wieder aufgefressen.

Der Brennstoff

Wie schon die Bezeichnung Kugelhaufenreaktor vermuten läßt, besteht der Kern aus Kugeln. Basis dieser Kugeln sind die TRISO (Tri-coated Isotropic) Elemente. Ein winzig kleiner Kern aus Brennstoff ist von mehreren Schichten Reaktorgraphit und einer Schutzschicht aus Siliciumcarbid ummantelt. Dies ist ein sehr flexibles Konzept. Das Brennstoffpartikel hat einen Durchmesser von weniger als einem halben Millimeter und besteht chemisch aus Oxiden oder Karbiden. Es kann aus Uran-, Plutonium- oder Thoriumisotopen im geeigneten Mischungsverhältnis bestehen. Die Kohlenstoffschichten dienen als Moderator und als Puffer für Spaltgase. Die Siliciumcarbid-Schicht dient als „Brennstoffhülle“ zur Zurückhaltung der Spaltprodukte. Das fertige TRISO-Element ist ein Kügelchen von etwa einem Millimeter Durchmesser. Aus diesen Kügelchen preßt man nun Kugeln von 50 mm Durchmesser, die noch mit einer weiteren Schutzschicht aus Graphit überzogen werden. Es ergeben sich – chemisch wie mechanisch – sehr widerstandsfähige, tennisballgroße Brennelemente.

An dieser Stelle sei vermerkt, daß man diese TRISO-Elemente auch zu Brennstäben pressen kann. Diese werden in hexagonale „Bausteine“ aus Graphit eingesetzt, aus denen man einen Kern „aufmauern“ kann. Diese Bausteine enthalten Kanäle in denen das Gas gerichtet strömen kann und auch Kontrollstäbe etc. eingesetzt werden können. Das ist das andere derzeit verfolgte Konzept für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren. Mit ihm lassen sich auch größere Reaktoren bauen.

Ein Haufen ist ein Haufen

Die Idee, einen schlanken Silo zu bauen und den von oben kontinuierlich mit Kugeln zu befüllen, erscheint als eine verblüffend einfache Idee. Die sich ergebenden Hohlräume zwischen den Kugeln dienen dabei dem Kühlmittel Helium zur Durchströmung. Aber wo Licht ist, ist auch Schatten. Jeder Kern eines Reaktors hat unterschiedliche Zonen mit unterschiedlichem Neutronenfluß und damit unterschiedlicher Leistung. Bei ortsfesten Brennelementen kann man z. B. über eine unterschiedliche Anreicherung diese Effekte ausgleichen. Bei einem stetig rutschenden Kugelhaufen geht das nicht.

  • Die Wege und die Durchlaufzeit einer einzelnen Kugel sind nicht vorhersagbar.
  • Man kann in dieser Schüttung praktisch keine Regelstäbe oder Meßsonden einbauen.
  • Die Strömungsverhältnisse des Kühlgases sind unbestimmt.

Dies führt alles zu stark unterschiedlichen Temperaturen, der eine Kugel bei einem Durchlauf ausgesetzt war. Auch wenn die Austrittstemperatur stets im grünen Bereich war, sind einzelne Kugeln sehr stark erwärmt worden. Je höher die gewünschte Austrittstemperatur, um so höher auch die Anzahl überlasteter Kugeln und dadurch in das Kühlmittel freigesetzte Spaltprodukte.

Nur bei kleinen Kernen kann man die unterschiedliche Leistungsverteilung durch Reflektoren an den Behälterwänden ausreichend kompensieren. In diese Reflektorschicht kann man auch Regelstäbe zur sicheren Abschaltung einführen. Zwar braucht ein Kugelhaufen nicht so viele Regelstäbe, da er ja kontinuierlich mit frischen Elementen beschickt wird und nicht den gesamten Brennstoff für den Zyklus schon am Anfang in sich haben muß (Überschußreaktivität), aber ganz kann man nicht darauf verzichten. An dieser Stelle wird klar, daß Kugelhaufenreaktoren nur als Kleinreaktoren (SMR) geeignet sind. Mit zunehmender Größe, kehren sich die Vorteile schnell in Nachteile um. Deshalb auch die andere Entwicklungsschiene, aus TRISO-Kügelchen Brennelemente als Bausteine herzustellen.

Die Sicherheit

Wenn man sich auf kleine Leistungen und moderate Austrittstemperaturen beschränkt, erhält man einen nahezu „unkaputtbaren“ Kernreaktor. Der Versuchsreaktor AVR hatte eine Leistung von 46 MWth und eine elektrische Leistung von 15 MWel. Die in China in Bau befindliche Weiterentwicklung eine thermische Leistung von 250 MWth pro Modul bei noch vernünftigen Austrittstemperaturen von 750 °C. Was spricht eigentlich wirklich gegen diese Bandbreite? Es gibt zwei riesige Märkte für „kleine“ Reaktoren: Alle dünn besiedelten Gebiete von Alaska bis Afrika und den Markt der Kraft-Wärme-Kopplung (einschließlich Fernkälte) in Ballungsgebieten. Hier kommt es auf geringen Personalaufwand für den Betrieb (möglichst automatisch) und Robustheit (Sicherheit, Zuverlässigkeit und geringe Wartung) an. Wer ein Kernkraftwerk, wie einen Schiffsdiesel baut, dem stehen hier alle Türen offen. Es ist kein Zufall, daß sich gerade Saudi Arabien für den chinesischen HTR interessiert: Ein riesiges Land, was konventionelle Stromnetze sehr teuer macht. Lokaler Bedarf nicht nur an elektrischer Energie, sondern immer auch gleichzeitig an Kälte (Klimatisierung) und Trinkwasser, bei gleichzeitigem Mangel an Kühlwasser für konventionelle Kraftwerke. Ähnliches gilt für Südafrika: Es mangelt nicht an Energie (riesige Kohlevorräte), sondern an Kühlwasser für Kraftwerke.

Die Temperaturfrage

Wir verfügen noch mindestens für Jahrhunderte über ausreichend billige fossile Energien. Je weniger man davon für Stromerzeugung und Heizung verfeuert, je länger kann man die Preise stabil halten. Es besteht also für Jahrzehnte gar keine Notwendigkeit für nukleare Prozeßwärme mit hohen Temperaturen und damit auch kein Markt! Schon allein, wenn man das Erdgas, was man heute in Kraftwerken verfeuert, zur (billigen) Wasserstoffproduktion verwendet, kann man damit die Weltmärkte überschwemmen.

Mit der Temperatur steigt der technische Aufwand exponentiell an. Temperatur ist in der Kraftwerkstechnik der Kostentreiber Nummer eins. Die Kerntechnik leidet aber bereits unter den Investitionskosten. Es ist dringend ein umlenken in die andere Richtung notwendig. Keine exotischen Experimente (Heliumturbine), sondern Einsatz erprobter Technik. Dampfturbinen mit unter 600 °C Eintrittstemperaturen um bei handhabbaren Werkstoffen zu bleiben.

Nimmt man dies als Richtwert, kommt man beim Reaktor deutlich unter 800 °C Austrittstemperatur an. Bei TRISO-Elementen ist die im Störfall freigesetzte Menge an Spaltprodukten stark temperaturabhängig. Nicht nur die maximale Temperatur im Störfall, sondern auch durchaus der Temperaturverlauf im Betrieb sind bestimmend. Je weiter man von den Grenzwerten Abstand hält, um so geringer ist die Freisetzung ins Helium. Je sauberer das Helium ist, je kleiner die potentielle Strahlenbelastung der unmittelbaren Umgebung.

Dies muß ja niemanden von der Jagd nach Temperaturrekorden abhalten. Es wird hier nur für einen ingenieurmäßigen, evolutionären Weg plädiert. Kein Ingenieur hat bei der Entwicklung der Verkehrsflugzeuge gleich Schallgeschwindigkeit gefordert. Vielleicht von geträumt, aber realistischer Weise nicht unmittelbar angestrebt.

Zusammenfassung

Wenn man konsequent die (derzeitigen) Grenzen der Technik akzeptiert und sich auf die Vorteile der Kugelhaufenreaktoren besinnt, kann man sehr schnell einen Durchbruch erzielen. Der PC hat seinen Siegeszug nicht angetreten, weil er in Konkurrenz zu Großrechnern angetreten ist, sondern weil er das „persönliche“ in den Vordergrund gestellt hat. Rausgekommen sind heute Rechner, die mehr leisten, als Großrechner in den 1960er Jahren und das zu einem „Mitnahmepreis“.

Für die Kugelhaufenreaktoren heißt das:

  • Konsequente Betonung der Sicherheit. Es ist möglich einen Rektor zu bauen, der so sicher ist, daß man ihn in einem Wohngebiet bedenkenlos aufstellen könnte.
  • Schwerpunkt auf einen automatischen Betrieb mit Fernüberwachung und geringem Wartungsaufwand.
  • Senkung der Investitionskosten durch Besinnung auf handelsübliche Technik.

Für die öffentliche Akzeptanz sind medienwirksame Vorführungen an Demonstrationskraftwerken notwendig: Trennung bei voller Last vom Netz, völliger Verlust des Kühlgases usw. Nachweis ist dabei, daß nicht mehr an Strahlung als aus einem konventionellen Kraftwerk die Grundstücksgrenze übertritt. Nur so, kann der Angstindustrie und ihrer Propaganda wirksam entgegen getreten werden.

Für die Fachwelt der Kunden (Stadtwerke, Industrie, usw.) steht die Bedienbarkeit und die Kosten im Vordergrund. Nichts ist vertrauenserweckender, als eine vertraute Technik (z. B. konventionelle Dampfturbine), mit der man sich auskennt und Erfahrung (Werkstofftechnik, Schweißtechnik etc.) hat. In diesem Sinne, kann man den Kollegen in China nur viel Erfolg auf ihrem eingeschlagenen Weg wünschen.

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….

 

 

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).

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.