Fukushima Block IV

Die Geschichte

Das Kernkraftwerk Fukushima gehörte einst zu den größten Kernkraftwerken weltweit. Es besteht aus zehn Blöcken in zwei Gruppen (Fukushima Dai-ichi mit den Blöcken I1 bis I4 und I5 bis I6 und Fukushima Daini mit den Blöcken II1 bis II4). Beide Einheiten wurden von den selben Erdbeben und dem selben Tsunami im März 2011 getroffen. Warum aber, mit völlig unterschiedlichem Ausgang? Dai-ichi ist Totalschaden, Daini könnte man morgen wieder in Betrieb nehmen – sofern man wollte. Der Hauptgrund ist simpel: Fukushima II ist einige Meter höher gelegen, als Fukushima I. Die gleiche Flutwelle konnte damit nicht so verheerend wirken, wie auf dem Gelände I. Damit ist bereits die erste und wichtigste Erkenntnis gewonnen: Ein Standort muß gegen die – auch hier – bekannten Naturkatastrophen gesichert sein. Ein Verdrängen kann zur Katastrophe führen. Die Statistik ist gnadenlos: Ein Jahrtausendereignis kann schon morgen eintreten. Andererseits ist es wenig hilfreich, einen Tsunami auch in Bayern als potentielle Gefahr zu sehen.

Die zweite wichtige Erkenntnis ergibt sich aus der Anordnung der Blöcke im Kraftwerk Daichi. Dort sind die Blöcke 1 bis 4 praktisch „Wand an Wand“ mit vielen gemeinsamen Gängen und Leitungen gebaut. Die Blöcke 5 und 6 stehen einige hundert Meter weiter entfernt. Auch hier ist die Erkenntnis geradezu trivial: Wenn man Reaktorblöcke unmittelbar nebeneinander baut und sogar miteinander verbindet, besteht die Gefahr, daß sich Ereignisse (Feuer, explosive Gase etc.) wie bei Dominosteinen weiter ausbreiten. Ja, die Problematik geht sogar über das eigentlichen Ereignis hinaus. Die Intervention durch Menschen wird auf lange Zeit durch großräumige Kontamination verhindert. Deutlicher, als im Falle des Reaktors 4, kann man das gar nicht aufzeigen: Der Reaktor 4 war zum Zeitpunkt des Ereignisses gar nicht in Betrieb und vollständig entladen. Es wäre also gar nichts passiert, weder durch die starken Erdstöße noch durch die Flutwelle! Erst das in den anderen Reaktoren entstandene Knallgas wurde ihm zum Verhängnis. Es hat sich über das gemeinsame Lüftungssystem ausgebreitet. Die Explosion brachte das obere Geschoß des Reaktorgebäudes zum Einsturz.

Die Sonderrolle der Blöcke 5 und 6

Die Blöcke 5 und 6 befinden sich einige hundert Meter nördlich von den Blöcken 1 bis 4 auf dem gleichen Gelände. Der Block 5 entspricht den Blöcken 2 bis 4 (Siede­wasser­reaktor BWR/4 (Mark I) mit 760 MWe) und ging zwei Jahre später als Block 3 (ebenfalls von Toshiba) in Betrieb. Bei Block 6 handelt es sich um eine modernere Version (BWR/5 (Mark II) mit 1069 MWe) ebenfalls von Toshiba errichtet und 1979 in Betrieb gegangen.

Im Zusammenhang mit dem Tsunami ist festzustellen, daß diese beiden Reaktoren praktisch nicht beschädigt wurden. Sie befanden sich zum Zeitpunkt des Unglücks gar nicht in Betrieb, sondern waren planmäßig für Wartungsarbeiten abgeschaltet. Beide Reaktoren waren frisch nachgeladen und bereits wieder vollständig verschlossen und zur Wiederinbetriebnahme bereit. Im Block 5 fand während des Unglücks gerade eine Druckprobe statt. Bei Wartungsarbeiten am Aufzug des Schornsteins kam ein Arbeiter durch das Erdbeben zu Tode. Der einzige Tote infolge des schweren Erdbebens und des Tsunami im Kraftwerk; obwohl sich während des Unglücks über 500 Arbeiter auf der Schicht befanden.

Die Flutwelle richtete nicht so schweren Schaden, wie bei den benachbarten vier Reaktoren an. Hauptgrund dürfte gewesen sein, daß das Gelände rund drei Meter höher gelegen ist. Da die Reaktoren während der Naturkatastrophe abgeschaltet waren, war der Eigenstrombedarf kleiner: Es mußte nur die sehr viel geringe Nachzerfallswärme abgeführt werden. Ein Reaktor nach einem Brennelementewechsel, setzt aber nur wenig Wärme frei, da die sehr kurzlebigen (und damit sehr viel Zerfallswärme produzierenden) Elemente bereits während der Zwischenlagerung im Abklingbecken zerfallen sind. Entsprechend gering ist auch die benötigte elektrische Leistung für die Kühlmittelpumpen. Ein entscheidender Unterschied zu der Situation in den Reaktoren 1 bis 3.

Technisch gesehen, könnten die Blöcke 5 und 6 wieder den Betrieb aufnehmen. Derzeit erscheint das aber politisch nicht gewünscht. Eine endgültige Stilllegung erscheint wahrscheinlicher. Es gibt bereits den Vorschlag, diese Reaktoren als „Übungsgelände“ für den komplizierteren Abriss der Ruinen 1 bis 4 zu nutzen.

Der Wert gemeinsamer Baugruppen

Fukushima Daiichi hatte eine elektrische Nettoleistung von 4546 MW. Entsprechend stark und vielfältig waren die Verbindungen mit dem Netz. Trotzdem wurden praktisch alle Leitungen und Schaltanlagen großräumig zerstört: Das Kraftwerk war auf seine Eigenversorgung angewiesen. Da wegen der schweren Erdstöße eine vollautomatische Schnellabschaltung ausgelöst wurde, war auch keine Eigenstromerzeugung mehr möglich. Als einzige Quelle blieben die Notstromdiesel. Die Blöcke 2, 4 und 6 verfügten jeweils über luftgekühlte Notstromdiesel. Allerdings wurden durch die Flutwelle alle Schaltanlagen der Blöcke 1 bis 4 zerstört, sodaß nur noch der Diesel von Block 6 einsatzbereit war. Ihm ist es zu verdanken, daß die Blöcke 5 und 6 planmäßig in einen sicheren Zustand überführt werden konnten. Wären die Diesel und ihre Schaltanlagen gegen Hochwasser gesichert gewesen (hochgestellt oder wasserdichte Gebäude), wäre praktisch nichts passiert!

Da bei diesen älteren Reaktoren, keine passiven Notkühlsysteme vorhanden sind, führt ein (längerer) Ausfall der Stromversorgung zwangsläufig zu einer teilweisen Schmelze von Brennelementen und damit zum Totalschaden. Genau diese passiven Kühleinrichtungen, die kein Eingreifen in den ersten 72 Stunden erforderlich machen, sind der entscheidende Sicherheitsgewinn der sogenannten Generation III+. Auch bei dem Tsunami hätte diese Zeitspanne ausgereicht, um Notstromaggregate von weit entfernt „einzufliegen“. Als Konsequenz der Naturkatastrophe von Fukushima, richtet man nun überall überregionale Zentren mit zusätzlicher Sicherheitstechnik (Pumpen, Notstromaggregate, Werkzeuge etc.) ein. Sie übernehmen die (zusätzliche) Rolle von Feuerwehr-Wachen. Auch bei schweren lokalen Zerstörungen infolge Naturkatastrophen etc. kann dadurch sehr schnell eine Unterstützung mit Material und Fachpersonal erfolgen.

Als besonders gefährlich hat sich die Bauweise „Wand an Wand“ erwiesen. In Deutschland waren solche Entwürfe von Anfang an ausgeschlossen. In Japan – und insbesondere im Ostblock – hat man die Sache offensichtlich etwas anders gesehen. Der Gewinn durch geringere Investitionskosten wurde durch die angebliche, gegenseitige Nutzungsmöglichkeit von Sicherheitseinrichtungen meist noch verklärt. Imposant oder gruselig – je nach Standpunkt des Betrachters – sind die gigantischen Turbinenhallen sowjetischer Kraftwerke. Nach Tschernobyl und Fukushima sind solche Konstruktionen international Geschichte. Ganz nebenbei, ist dies ein Beispiel dafür, daß man die technische Lebensdauer von Kernkraftwerken nicht beliebig ausdehnen sollte. Es gibt durchaus Kraftwerke, die so grundsätzliche Schwachstellen haben, daß man sie besser außer Betrieb nimmt und durch neue (sicherheitstechnisch überlegene) Konstruktionen ersetzt.

Besonders fatal ist es, wenn gemeinsame Lüftungssysteme und Kanäle vorhanden sind. Der Block 4 war zum Zeitpunkt des Unglücks abgeschaltet und vollständig entladen. Ein Unglück wäre praktisch ausgeschlossen gewesen, wenn nicht Wasserstoffgas von außen über das Lüftungssystem in das Gebäude hätte eindringen können. Ein eher klassisches Unglücks-Szenario einer Raffinerie oder einer chemischen Anlage. Block 4 würde heute noch genauso unversehrt dastehen, wie die Blöcke 5 und 6, wenn er nicht über das Lüftungssystem mit seinem „verunglückten Nachbarn“ verbunden gewesen wäre!

Damit wären wir beim zweiten grundsätzlichen Konstruktionsfehler dieses Reaktors. Das Gebäude war vertikal zweigeteilt. Im unteren Teil befand sich der Reaktor mit seinem Sicherheitsbehälter. Dieser Teil war durch dicke Betonwände geschützt. Diese Betonwände dienten primär der Abschirmung von Strahlung. Der obere Teil hingegen, war eine einfache Stahlträger-Konstruktion, die gegen Wind und Wetter mit Blech verkleidet war. Diese „Stahlbau-Halle“ ist durch die (chemische) Wasserstoffexplosion eingestürzt und hat auch alle Krananlagen mit sich gerissen. Ein solches Unglück ist bei Kraftwerken, die gegen Flugzeugabstürze gesichert sind (also bei allen deutschen Reaktoren!) ausgeschlossen, da der erforderliche „Betonpanzer“ natürlich auch gegen inneren Explosionen wirkt. Um es noch mal deutlich zu sagen: Alle modernen Reaktoren (auch heutige russische Anlagen) befinden sich in einem Betonbunker mit meterdicken Stahlbetonwänden, um sie gegen Einwirkungen von Außen („EVA“, Flugzeugabsturz, Terrorismus etc.) zu schützen. Eine solche Konstruktion kann (praktisch) nicht zum Einsturz gebracht werden.

Abbruch von Block 4

Die Beseitigung von Block 4 ist die einfachste Aufgabe der Aufräumarbeiten. Alle Brennelemente haben sich zum Zeitpunkt des Unglücks außerhalb des Reaktors im Brennelementebecken befunden. Räumt man das Brennelementebecken aus, befindet man sich kurz vor dem sog. „gesicherten Einschluß“. Darunter versteht man die Entfernung aller Flüssigkeiten und möglichst aller brennbaren Materialien. Anschließend „mauert“ man die restlichen (strahlenden) Teile ein und läßt die Strahlung erst einmal abklingen. Ein in den USA und Großbritannien vielfach erprobtes und in großem Maßstab angewendetes Verfahren. Das schöne am radioaktiven Zerfall ist ja, daß er immer nur abnimmt. Ganz im Gegenteil z. B. zu Quecksilber oder Asbest, die nie von allein weniger werden. Man muß nur lange genug warten (einige Jahrzehnte), bis die Radioaktivität so weit abgeklungen ist, daß man den restlichen Abriss ohne große Schutzmaßnahmen vornehmen kann. Allerdings wäre es bei der derzeitigen „Gemütslage“ in Japan auch nicht überraschend, wenn man den Abriss unter großem Kostenaufwand „in einem Rutsch“ durchführen würde.

Ein Lagerbecken für Brennelemente ist nichts weiter, als ein großes Schwimmbecken. In Großbritannien gibt es immer noch solche Becken – seit den frühen fünfziger Jahren – als „Freibäder“. Bisher ist nichts passiert. Allerdings ist das starke Algenwachstum und der Staubeintrag ein ständiges Problem: Die Becken verschlammen mit der Zeit immer mehr und die Wartung wird immer aufwendiger. Man ist deshalb von dieser Methode abgekommen. Insofern ist die „Leichtbauhalle“ oberhalb der Reaktoren von Fukushima eher dem damaligen Zeitgeist entsprechend gewesen.

Das Geheimnis solcher Lagerbecken ist ihre Tiefe. Das Wasser dient weniger der Kühlung, als der Abschirmung gegen Strahlung. Man braucht oberhalb der abgestellten Brennelemente noch einen Arbeitsraum und darüber muß noch so viel Wasser vorhanden sein, daß die erforderliche Abschirmung gewährleistet ist. Andererseits ist diese Wassertiefe die ideale „Schutzschicht“ für die am Boden stehenden Brennelemente. Sie hat den Schwung der rein gekrachten Teile (komplette Kranbahn mit Stahlträgern) so weit abgebremst, daß sie letztendlich „sanft“ auf die Brennelemente herabgesunken sind. Die Brennelemente eines Siedewasserreaktors sind auch nicht gerade zerbrechlich, sodaß es wenig Schäden gegeben hat. Diese sind seit Monaten durch Unterwasserkameras genau dokumentiert.

Das Lagerbecken ist eine sehr stabile Konstruktion. Es besteht aus 140 bis 185 cm dicken massiven (ohne Durchbrüche für Rohrleitungen etc.) Stahlbetonwänden und ist komplett mit 6 cm Edelstahl ausgekleidet. Trotzdem hat man es nach der Explosion unterhalb durch eine zusätzliche Stahlkonstruktion verstärkt. Man wollte sicher sein, daß die Statik auch nach dem zusätzlichen Gewicht der Trümmer ausreichend ist. Inzwischen haben Neuberechnungen und umfangreiche Simulationen ergeben, daß es auch ohne Verstärkung schwersten Erdbeben standgehalten hätte. Eine ständige Vermessung zeigt, daß es sich auch durch alle Nachbeben und Taifune nicht bewegt hat.

Der schwierigste und gefährlichste Teil der Arbeit ist bereits erledigt: Das Abräumen des Trümmerhaufens auf dem Reaktor. Um das komplette Reaktorgebäude herum, hat man – weitestgehend ferngesteuert – eine gewaltige Stahlkonstruktion aufgebaut. Diese mußte so stabil sein, daß sie gleichzeitig als Kranbahn für einen Deckenkran und eine komplette Lademaschine dient und eine Schutzhülle für die „Baustelle“ darstellt. Die gesamte Konstruktion steht auf eigenen Fundamenten neben dem ursprünglichen Reaktorgebäude und kragt freitragend über dieses hinweg, um zusätzliche Lasten für die Ruine zu vermeiden. Alles sicher, auch gegen schwerste Erdbeben und Wirbelstürme versteht sich. Eigentlich erstaunlich, daß ausgerechnet aus dem Land der Juristen, Sozialwirte und Lehrer, in dem man nicht einmal mehr einen Flughafen bauen kann, immer so getan wird, als sei Japan mit dem Ereignis von Fukushima total überfordert. Wieviel Jahre und Arbeitskreise es in Deutschland wohl gedauert hätte, bis man sich überhaupt auf eine Vorgehensweise geeinigt hätte? Wahrscheinlich würden die Arbeiten immer noch ruhen, weil wir nicht genug Bischöfe für die unzähligen Ethikkommissionen etc. bereitstellen könnten. Völlig zu recht, hat man mit gewissem Stolz bereits Journalisten an das Lagerbecken gelassen. So viel auch zum Thema Transparenz. Wer je versucht hat, an ein Brennelementebecken eines deutschen Kernkraftwerkes zu treten, weiß wovon ich rede. Strahlenphobie hat viele Ursachen, auch hausgemachte!

Parallel zu den Arbeiten, hat man bereits Transportbehälter angefertigt. Sie ähneln unseren Castoren. Diese werden mit dem Kran aufs Dach gehoben und in das Brennelementebecken zum Umpacken abgesenkt. Nach der Beladung werden sie zur genauen Untersuchung in das vorhandene Zentrallager auf dem Gelände gebracht. Alle Arbeiten finden bei Unterdruck statt, um etwaige Austritte von radioaktiven Gasen und Aerosolen zu verhindern. Dafür hat man in der Ruine eine gigantische „Lüftungs- und Filteranlage“ errichtet. Das Entladen ist nun fast schon eine Routinearbeit, wie in jedem anderen Kernkraftwerk unzählige male ausgeführt.

Sind die Brennelemente wirklich keine Gefahr?

Kurz nach dem Unglück, haben sich „Deutsche Qualitätsmedien“, angefeuert von „Atomexperten“, gegenseitig versucht zu überbieten. Es wurden die wildesten Geschichten von schmelzenden Lagerbecken und einem größeren Schaden als durch die Atombombe von Hiroshima zusammengefaselt. Angst verkauft sich halt gut und war schon immer ein probates Mittel einschlägiger politischer Kreise. Kurz vor der Räumung des Lagerbeckens 4 drehen noch einmal alle Propagandaabteilungen voll auf: Es werden gekonnt Halbwahrheiten miteinander gemischt, bis man die „gefährlichste Situation in der Geschichte der Menschheit“ konstruiert hat. Erstaunlich ist immer wieder, für wie dämlich die ihr Publikum halten.

Ein Brennelementelagerbecken enthält notgedrungen sehr viel Wasser, da die Wasserschicht über den Elementen als Abschirmung der Strahlung dient. Eine Kettenreaktion in einem solchen Becken ist schon aus geometrischen Gründen ausgeschlossen. Es muß daher nur die Nachzerfallswärme abgeführt werden. Diese nimmt aber innerhalb der ersten Stunden nach dem Abschalten sehr stark ab. Sie ist so gering, daß ein Sieden des Wassers in solch einem Becken ausgeschlossen ist. Das Wasser wird lediglich erwärmt (deutlich unter 100 °C) und kann nur verdunsten, aber nicht „leer kochen“, wie ein Kochtopf auf der Herdplatte. Der vorhandene Kühlwasserkreislauf dient nur dazu, daß im Reaktorgebäude keine unnötig hohe Luftfeuchtigkeit entsteht. Jedenfalls war das viel belächelte Besprühen aus Betonpumpen eher ein Gürtel zum Hosenträger. Es hätte auch gewirkt, wenn das Lagerbecken (Erdbeben, Explosion, reingestürzte Trümmer) undicht geworden wäre. Insofern eine richtige Maßnahme.

Es ist also keine Überraschung, daß die ersten geborgenen Brennelemente „wie neu“ aussehen. Wenn einige der 1533 (1331 benutzte, 202 neue) vorhandnen Elemente undicht oder beschädigt sind, ist auch das kein Beinbruch. Man wird sie zusätzlich in Kassetten verpacken. Auch das ist zig mal geschehen. Anschließend beginnt das große Umpacken auf dem Gelände. Jeder Reaktor hat sein eigenes Abklingbecken. Zusätzlich befindet sich auf dem Kraftwerksgelände ein zentrales Lagerbecken in einem eigenen Gebäude. Dies dient auch bisher schon zur Zwischenlagerung bis zur Wiederaufbereitung. Um dort Platz zu schaffen, baut man nun ein Trockenlager. In diesem werden die „abgekühltesten“ Brennelemente zukünftig gelagert. Wir kennen das in Deutschland aus dem Zwischenlager Gorleben.

Irgendwelche schwerwiegenden Unfälle während der Räumung sind äußerst unwahrscheinlich. Es handelt sich nicht um einen Haufen Mikado-Stäbchen, wie immer wieder von „Atomexperten“ behauptet. Ein Brennelement besteht zwar aus vielen, fingerdicken Stäben, die aber durch Abstandshalter miteinander verbunden sind. Bei einem Siedewasserreaktor ist das Element auch noch von einem stabilen „Blechkasten“ umgeben, um unerwünschte Querströmungen im Reaktor zu verhindern. Da die Fragestellung neuartig war, hat man in Japan inzwischen mit „unbenutzten“ Brennelementen Versuche durchgeführt: Man hat aus einer Höhe von 5 m (!) 100 kg (!) schwere Stahlgewichte auf die Brennelemente fallen lassen. Dies hat zwar zu schweren Verformungen geführt, aber die Brennstäbe haben sich trotzdem nicht einmal geöffnet. Außerdem liegen die Brennelemente nicht einfach im Becken herum. Es gilt die „Bierkastenmethode“: Die Brennelemente werden vorsichtig von oben in stabile Lagergestelle (jeweils 10 Elemente in 3 Reihen) gestellt. Oben guckt nur noch der Henkel des Brennelementes heraus. Der Spalt zwischen Brennelement und Kasten beträgt weniger als 15 mm. Umfallen kann da gar nichts. Ferner sind die Brennelemente durch die Gestelle vor herabfallenden Dingen geschützt. Es gibt nur zwei potentielle Gefahren: Die „Henkel“ sind zu stark beschädigt oder kleinste Trümmerstücke sind in die Spalte zwischen Brennelement und Lagergestell gefallen. Vor jedem Zug werden deshalb die „Henkel“ mit einer extra entwickelten Meßtechnik vermessen. Erscheinen sie nicht mehr sicher genug, müssen andere „Greiftechniken“ angewendet werden. Das Rausziehen geschieht nur sehr langsam (etwa 10 Minuten pro Element) um ein Klemmen oder Verkanten zu verhindern. Werden die Zugkräfte zu groß, wird sofort angehalten.

Das Kapitel der Reaktoren 4, 5 und 6 wird in wenigen Jahren abgeschlossen sein. Schon jetzt geht von diesen „Atomruinen“ kaum noch eine Gefahr aus. Anders verhält es sich mit den Reaktoren 1 bis 3. Wie man aus dem Störfall in Harrisburg weiß, wird noch einige Zeit und viel Arbeit vergehen, bis auch diese drei Ruinen beseitigt sind. Es kann durchaus noch vier Jahrzehnte dauern, wenn die Japaner ihre extrem hohen Anforderungen aufrecht erhalten wollen. Dann allerdings, dürfte aus dem Kraftwerksgelände ein Erholungspark geworden sein. Sehr zum Bedauern aller „Atomkraftgegner“.

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).

ACP-1000, Chinas erster richtiger Export

Im August 2013 hat sich China zum ersten mal als Exporteur „richtiger“ Kernkraftwerke auf dem Weltmarkt gezeigt: China hat mit Pakistan einen Vertrag zur Lieferung eines Kraftwerks mit zwei ACP-1000 Reaktoren abgeschlossen. Die Angelegenheit erscheint gleich aus mehreren Gründen bemerkenswert: Es handelt sich bei den Reaktoren um eine Eigenentwicklung von Reaktoren der sog. III. Generation und den besonderen politischen Umständen. Mit Argentinien steht man angeblich vor einem weiteren Abschluss. China scheint also sehr viel schneller auf dem Weltmarkt zu erscheinen, als manch einer sich „im Westen“ hat vorstellen können. Betrachtet man den günstigen Preis von 9,6 Milliarden US-Dollar – was umgerechnet etwa 3300 €/kW entspricht – kann man erwarten, daß China den internationalen Kraftwerksmarkt ähnlich wie bei Mobiltelefonen, Kopierern und Unterhaltungselektronik aufmischen wird. Dies war zwar schon lange angekündigt, aber nicht so schnell zu erwarten gewesen. China will auf dem Kraftwerkssektor unbedingt Weltmarktführer werden. Wird ihm das gelingen, wird sich das für das alte Europa noch zu einem industriellen Albtraum entwickeln. Insofern kann man schon heute allen Politikern und sonstigen Vertretern der „Sozialindustrie und Bio-Bauern-Republik“ zu ihrem Erfolg gratulieren.

Der politische Hintergrund

China demonstriert mit seinem Export von Kernkraftwerken nach Pakistan einmal mehr Stärke und imperiales Gehabe im asiatischen Raum. Für China sind internationale Verträge nur so lange gültig, wie sie dem eigen Vorteil dienen. Sieht China auch nur eigene Interessen berührt – siehe die Haltung zum Giftgaseinsatz in Syrien – sind sie nicht das Papier wert, auf dem sie geschrieben stehen. Eine chinesische Grundeinstellung, für die sie bei allen asiatischen Nachbarn bekannt und gefürchtet sind. Eigentlich, verstößt China nicht nur gegen seine Verpflichtungen aus seiner Mitgliedschaft in der IAEA (International Atomic Energy Agency), sondern auch gegen die erst 2005 abgeschlossenen NSG (Nuclear Suppliers Group) Verträge. Dort hat sich China verpflichtet, keine weiteren Reaktoren (Chashma im Punjab mit 2 x 300 MWe) mehr an Pakistan zu liefern. Der Grund dieses Abkommens ist, daß Pakistan selbst ein Atomwaffenstaat ist und sich beharrlich weigert, den internationalen Abkommen zur Nicht-Weiterverbreitung beizutreten. Es hat durch den nachgewiesenen Handel mit „Atomwaffentechnik“ wiederholt unter Beweis gestellt, daß es eine ausgesprochene Außenseiterrolle einnimmt. Insbesondere sein Nachbar Indien fürchtet die zunehmende Islamisierung des Landes und weitere Übergriffe und Anschläge. China behauptet in seiner ihm eigen Art, daß es sich keinesfalls um den Bruch internationaler Abkommen, sondern lediglich um die Fortsetzung des Chashma-Projekts (Entfernung über 700 km) handelt. Man kann also davon ausgehen, daß China sich als der bevorzugte Lieferant für Kerntechnik für alle zweifelhaften Regime etablieren wird.

Die Energiepolitik in China

Zur Zeit hat China 15 Reaktoren in Betrieb und 30 im Bau. Weitere 51 Reaktoren befinden sich im fortgeschrittenen Planungsstadium und 120 in der Vorstudie. Die Ereignisse in Fukushima führten zu einer zwanzig Monate dauernden Bedenkzeit, in der erstmal keine weiteren Projekte in Angriff genommen wurden. Als Folge dieser Verzögerung wurde das Ausbauziel für 2020 von 80 GWe auf 58 GWe gesenkt. Gleichwohl wurde das Ausbauziel für 2030 mit 200 GWe unverändert gelassen. China hätte damit rund doppelt so viele Reaktoren wie die USA und etwa vier mal so viele, wie Frankreich. Wer solche Planzahlen vorgibt, ist dazu genötigt, eine kerntechnische Industrie von bisher nicht gekannter Größenordnung aufzubauen. Selbst wenn China gewillt und finanziell in der Lage wäre, diese Stückzahl zu importieren, wäre der Weltmarkt dazu gar nicht in der Lage – jedenfalls nicht ohne eine Preisexplosion.

Bisher erscheint das kerntechnische Programm sehr verzettelt. Man hat sich alle verfügbaren Reaktortypen am Weltmarkt zusammengekauft und entsprechende Kooperations- und Lizenzabkommen geschlossen. Andererseits war dies mit einer enormen Lernkurve verbunden. Vorbild war und ist jedoch Frankreich: Man möchte sich möglichst auf einen Reaktortyp beschränken und dadurch die vollen Skalenvorteile nutzen. Dies betrifft vor allem den Betrieb. Anders als in Deutschland, ist das oberste Staatsziel, möglichst viel elektrische Energie, zu möglichst geringen Preisen bereit zu stellen. Dies wird als notwendiges Fundament einer modernen Wohlstandsgesellschaft gesehen.

Der ursprüngliche Plan sah die konsequente Nationalisierung des ursprünglich von Frankreich importierten 910 MWe Reaktors M310+ vor. Er gipfelte in dem als CPR-1000 bezeichneten Reaktortyp, der faktisch ein Nachbau der 34 in Frankreich gebauten Reaktoren mit je 157 Brennelementen war. Von diesem Typ sollten 60 Stück in Serie gebaut werden. Doch Fukushima veränderte die Lage grundlegend. Man kam zum Schluß, in Zukunft nur noch Reaktoren der III. Generation zu bauen und die im Bau befindlichen Reaktoren der II. Generation nach Möglichkeit zu ertüchtigen. Durch diesen Beschluss wurde das Ausbauprogramm etwas durcheinander gewirbelt: Bisher sind nur zwei Typen der III. Generation (AP-1000 von Westinghouse und EPR von Areva) im Bau. Bis zur endgültigen Entscheidung, welcher Reaktor in Großserie gebaut wird, sollen noch erste Betriebsergebnisse abgewartet werden. Neben dem engen Zeitplan ergeben sich auch noch juristische Probleme in Bezug auf die Lizenzabkommen. Wahrscheinlicher Sieger dürfte der in Modulbauweise zu errichtende AP-1000 sein. Allerdings hat man mit Westinghouse erst eine gemeinsame Vergrößerung auf mindestens 1400 MWe (CAP-1400) beschlossen. Diese Neuentwicklung ist bereits vollumfänglich für den Export durch China freigegeben.

Der ACP-1000

Hier kommt nun der ACP-1000 ins Spiel: Wie ein Kaninchen aus dem Zylinder, erscheint ein vollständig selbstständig entwickelter und vollständig durch eigene Rechte abgesicherter chinesischer Reaktor der 1000 MWe Klasse auf der (politischen) Bildfläche. Unverhohlen läßt man damit drohen, daß mindestens 60 % der ausländischen Firmen ihre chinesischen Aufträge ab 2020 verlieren könnten, wenn China den Weg dieser Eigenentwicklung beschreiten würde. Im Moment könnte man bereits 85% des Reaktors mit eigenen Produkten – ohne Lizenzgebühren – produzieren. Durch den hohen Eigenanteil, könnte man bereits heute 10 % günstiger als der Rest der Welt anbieten. Alles etwas vollmundig. Die zwei ersten Reaktoren überhaupt, sollen als Block 5 und 6 im Kernkraftwerk Fuqing in der Fujien Provinz errichtet werden. Baubeginn soll noch dieses Jahr sein. Im Zusammenhang mit einer angeblich vollständigen Eigenentwicklung ist dies etwas dubios. Bisher braucht in China, jedes als „Nuclear Grade“ deklarierte Bauteil (damit sind alle Komponenten gemeint, die für einen sicheren Betrieb ausschlaggebend sind), eine spezielle Zulassung der Genehmigungsbehörde. Um diese Zulassung zu erlangen, muß nachgewiesen werden, daß der Betrieb diese Komponente seit mindestens fünf Jahren produziert und sie in einem Kernkraftwerk erfolgreich eingesetzt wird. Letzteres muß durch den Verwender schriftlich bestätigt werden. Erstes bezieht sich sogar auf Fertigungsstätten ausländischer Firmen in China. Namhafte deutsche Hersteller sind an dieser Klausel gescheitert.

Bisher weiß man über den ACP-1000 nicht sehr viel. Es soll sich um eine Weiterentwicklung der französischen Standardbauweise mit drei Sekundärkreisläufen handeln. Seine Leistung soll 1100 MWe bei 3060 MWth betragen. Der Reaktorkern ist eine angeblich vollständige Eigenentwicklung mit 177 Brennelementen von 3,66 m Länge (Lizenzfrage?). Er ist für ein Wechselintervall von 18 Monaten bei einem Abbrand von 45000 MWd/tU ausgelegt. Ausdrücklich wird die hohe Lastfolgefähigkeit durch eine voll digitale Regelung erwähnt. Durch den Einsatz „passiver Elemente“ bei „modernster aktiver Sicherheit“ soll es sich angeblich um einen Reaktor der III+. Generation handeln. Einen vollständigen Einblick wird man erst erhalten, wenn dieser Reaktor durch eine westliche Genehmigungsbehörde zertifiziert wird. Angeblich, ist dies demnächst vorgesehen.

Konsequenzen

Die Träume vieler europäischer Konzerne, vom großartigen chinesischen Markt dürften ausgeträumt sein. Die deutsche Krabbelgruppenmentalität vom „solidarischen Umgang miteinander“ ist für chinesische Maßstäbe völlig widernatürlich. Im chinesischen Geschäftsleben gilt ausschließlich das Recht des Stärkeren. Wer nicht stets besser ist, hat nicht einmal ein Recht auf Anerkennung. China hat sich alle Reaktormodelle bauen und erklären lassen. Jetzt kommt die Phase der gnadenlosen Verwertung des erlernten. Wer jetzt noch etwas verkaufen will, müßte schon wieder besser sein. Das unendlich langsame Europa kann dieses Tempo nicht mithalten. Ein radikales Umdenken wäre erforderlich. Dafür fehlt es aber (bisher) am erforderlichen politischen Willen. Für die chinesische Führung sind Rüstungsindustrie, Nahrungsmittel- und Energieversorgung die drei zentralen Staatsbereiche. Zumindest in Deutschland, ist Energieverbrauch inzwischen etwas ganz böses und jede Energietechnik, die über den Stand des Mittelalters hinausgeht, eine beängstigende Vorstellung. Träum schön weiter, Michel!

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.

Wie man einen Reaktor kaputt repariert

Der amerikanische Energieversorger Southern California Edison’s gab am 7.6.2013 bekannt, sein Kernkraftwerk San Onofre nuclear plants (SONGS) endgültig still zu legen. Ausschlaggebend war die Feststellung der Atomaufsicht (NRC), daß sie mindestens ein Jahr für die endgültige Entscheidung benötigen würde, ob das Kraftwerk mit reduzierter Leistung wieder ans Netz gehen dürfte. Zu den technischen Details später. Wer der NRC einfach nur Unfähigkeit unterstellt, macht sich die Sache zu einfach. Es ist – das auch aus Deutschland hinlänglich bekannte – geschickte Taktieren und Ausnutzen von „Gesetzeslücken“ durch „Atomkraftgegner“. Letztendlich ging es um die juristische Spitzfindigkeit, ob für den Betrieb mit 70% Leistung gegenüber 100% Leistung eine neue Betriebsgenehmigung erforderlich ist. Wenn dies der Fall wäre, müßte ein entsprechendes öffentliches Anhörungsverfahren durchgeführt werden, welches wiederum die Einhaltung von Mindestfristen erforderlich macht. Kein Unternehmen kann eine Entscheidung über mehrere Milliarden Dollar über Jahre in der Schwebe halten. Es tritt daher die alte Kaufmannsregel in Kraft: Ein Ende mit Schrecken, ist besser als ein Schrecken ohne Ende.

Geschichte

Das Kernkraftwerk besteht aus drei Reaktoren. Block 1 hatte eine Leistung von 456 MWe und war 25 Jahre in Betrieb (1968 bis 1992). Er befindet sich im Zustand des „sicheren Einschlusses“ und dient dem restlichen Kraftwerk als atomares Zwischenlager. Die Blöcke 2 und 3 mit einer Nettoleistung von zusammen 2150 MWe gingen im August 1983 und April 1984 in Betrieb. Sie haben eine Betriebserlaubnis bis ins Jahr 2022. Ein entscheidender Punkt in diesem Drama.

SONGS liegt ziemlich genau zwischen San Diego und Los Angeles im südlichen Kalifornien. Eine immer noch wachsende Region mit latentem Mangel an elektrischer Energie und hoher Luftverschmutzung. Ein Ersatz durch ein Kohlekraftwerk scheidet aus. Selbst der Neubau von Gaskraftwerken (z. Zt. extrem billiges Erdgas in USA) wird schwierig werden. Der Bau einer neuen Starkstromleitung wird ebenfalls sehr teuer und befindet sich noch in der Prüfung. Seit der Ausserbetriebnahme der beiden Reaktoren liegt der Strompreis in Südkalifornien bereits permanent rund 5 Dollar pro MWh über dem Preis in Nordkalifornien. Das alles war lange bekannt bzw. absehbar.

Da man sich zu einem rechtzeitigen Neubau eines Kernkraftwerks nicht durchringen wollte, entschloss man sich – wie einst in Deutschland – zu einer „Laufzeitverlängerung“ um weitere 20 Jahre. Dabei war klar, daß für einen wirtschaftlichen Betrieb und eine Betriebsgenehmigung umfangreiche Modernisierungen nötig waren. Dickster Brocken war hierbei die Erneuerung der Dampferzeuger für über 500 Millionen Dollar. Wegen der Abmessungen grundsätzlich ein heikles Unterfangen. Auch der Crystal River Nuclear Plant ist durch einen solchen Umbau zum Totalschaden geworden. Die ursprünglich gedachte Lebensdauer von 30+ Jahren, hat genau in der Schwierigkeit des Austausches der Großkomponenten (Dampferzeuger, Druckgefäß etc.) ihre Begründung. Die „Laufzeitverlängerung“ bei Reaktoren der ersten und zweiten Generation ist wirtschaftlich immer fragwürdig gewesen und bleibt es auch heute. Irgendwann wird die ständige Modernisierung bei jedem Auto und Flugzeug zu einem „Groschengrab“. Ein „Oldtimer“ wird zwangsläufig zu einem Luxusgut. Dies gilt besonders, wenn es den ursprünglichen Hersteller (Combustion Engineering CE) gar nicht mehr gibt und die Konstruktion eher exotisch war. CE baute grundsätzlich nur zwei (sonst 2, 3 oder 4 üblich, je nach Leistung) Dampferzeuger in seine Reaktoren ein. Deshalb waren die Dampferzeuger von SONGS die voluminösesten überhaupt. Eine Tatsache, die der Anbieter Mitsubishi Heavy Industries (MHI) ganz offensichtlich unterschätzt hat.

Technik der Dampferzeuger

Die Dampferzeuger sind neben dem Reaktordruckbehälter die größten und schwergewichtigsten Komponenten eines Druckwasserreaktors. Sie liegen innerhalb des Sicherheitsbehälters, der bestimmungsgemäß möglichst dicht sein soll. Will man sie austauschen, muß eine entsprechend große Montageöffnung in den Sicherheitsbehälter und die äußere Betonhülle (danach außergewöhnliche Abplatzungen im Spannbeton bei Crystal River) gebrochen werden.

Um die Vorgänge bei SONGS zu verstehen, muß man sich den Aufbau eines solchen Dampferzeugers vor Augen führen. Er ist das Bindeglied zwischen dem Wasserkreislauf des eigentlichen Reaktors und dem Dampfkreislauf der Turbine. Das heiße Wasser aus dem Reaktor strömt innerhalb der U-förmigen Rohre und überträgt dabei seine Wärme an das äußere Wasser des Dampfkreislaufes. Innerhalb der Rohre (primärseitig) sind die Verhältnisse noch einfach zu berechnen. Außerhalb (sekundärseitig) sind die Verhältnisse wegen der Verdampfung sehr kompliziert. Wie in einem Kochtopf bilden sich unzählige Dampfblasen, die sich ausdehnen, aufsteigen und dabei noch Wasser mitreißen. Es kommt dadurch zu erheblichen mechanischen Belastungen für die Rohre und alle Einbauten. Die Rohre sind nur sehr dünn (etwa 2 cm) und mehrere Meter lang. Ohne geeignete Abstützungen würden sie wie Grashalme im Wind hin und her geschlagen und durch permanentes Zusammenschlagen beschädigt. Die Auslegung und Fertigung solcher Abstandsplatten ist recht kompliziert, denn jeder Spalt zwischen Rohr und Abstandshalter bzw. Bodenplatte ist ein Ort der Korrosion. Durch die Korrosion werden die Rohre ebenfalls geschwächt bzw. eingebeult. Man verwendet deshalb recht exotische Legierungen (früher Inconel 600, heute Inconel 690) und eine komplexe Wasserchemie. Schäden lassen sich trotzdem nicht vermeiden. Bei jeder Inspektion werden die Rohre einzeln überprüft. Wenn ihre Wandstärke um ⅓ dünner geworden ist, werden sie durch Pfropfen dauerhaft verschlossen. Damit das überhaupt geschehen kann, sind ursprünglich 10 bis 20 Prozent mehr Rohre vorhanden, als für die Auslegungsleistung benötigt werden. Während des Betriebs gibt es eine Leckageüberwachung.

Bei der Inbetriebnahme der neuen Dampferzeuger traten unerwartete Vibrationen auf. Solche Vibrationen deuten immer auf einen erhöhten Verschleiß hin. Man stellte daher die Reaktoren ab und begann eine mehrmonatige Untersuchung. Das Ergebnis war ein Verschluß bereits geschädigter Rohre und die Entdeckung eines wahrscheinlichen Fehlers in der Konstruktion von MHI (Falsche Berechnung der Strömungszustände sekundärseitig). Wichtigste Erkenntnis war aber, daß die Vibrationen erst oberhalb einer Leistung von 70% auftraten. Es wurde der NRC daher vorgeschlagen, die Reaktoren für sechs Monate mit einer maximalen Leistung von 70% wieder in Betrieb zu nehmen und dann erneut auf Verschleiß zu prüfen. Gleichzeitig wurden Entwicklungsarbeiten für eine Ertüchtigung der Wärmetauscher durch MHI eingeleitet.

Das Ende

Am 13. Mai knickte das Atomic Safety and Licensing Board (ASaLB) Panel vor Friends of the Earth (FoE) ein. Für alle, die nicht so vertraut sind mit der Materie, ein Einschub: FoE ist einer der ältesten und einflussreichsten „Kampfeinheiten der Anti-Atomkraftbewegung“ oder noch treffender formuliert: Der Solarindustrie. Ihr erster Angestellter war Amory Lovins, der Guru aller Sonnenanbeter. Sich in Kalifornien mit dem Sierra Club und FoE anzulegen, ist ungefähr so, wie gegen Putin in Moskau zu demonstrieren. Der Sierra Club kämpft neuerdings nicht nur gegen Kernenergie, sondern auch massiv gegen die Kohlenindustrie. Dafür kommen die größten Spender aus dem Gassektor. Bei dem ASaLB handelt es sich um eine rein juristische Institution. Technik spielt dort keine Rolle. Insofern dürfte der Urteilsspruch nicht überraschen:

  1. Der Antrag auf eine Begrenzung der Leistung auf 70% entspricht nicht der Genehmigung und stellt eine schwerwiegende Änderung dar,
  2. Block 2 kann nicht sicher mit der genehmigten Leistung betrieben werden, deshalb muß die Genehmigung erneuert werden,
  3. Eine Wiederinbetriebnahme dieser Dampferzeuger in ihrem aktuellen Zustand mit nur 70% Leistung ist außerhalb geschichtlicher Erfahrung und der zeitweise Betrieb mit verringerter Leistung entspricht einem Versuch oder Test, für den es einer gesonderten Genehmigung bedarf.

Moral von der Geschichte: Juristen haben sich schlau aus der Schusslinie gebracht, Problem an die NRC delegiert, Kosten zahlen die Stromkunden, Luftverschmutzung nimmt weiter zu, aber Hauptsache die Solar- und Gasindustrie ist zufrieden gestellt.

Ganz neben bei, verlieren auch noch 900 Angestellte von den bisher 1500 Angestellten des Kraftwerks über Nacht ihre Arbeit.

Konsequenzen

Irgendwann ist jedes Kernkraftwerk am Ende seiner wirtschaftlichen Lebensdauer angekommen. Wer nicht den Mut besitzt ein neues zu bauen, begibt sich unter Umständen auf dünnes Eis: Ein massiver Umbau ist mit erheblichen Risiken verbunden. Ein Abriss und Neubau ist oft günstiger. Eine an und für sich Alltagserfahrung.

Fairerweise muß man aber sagen, daß ein Neubau heutzutage ein sehr langwieriges und kostspieliges Unterfangen ist. Das hat überhaupt nichts mit Technik und Betriebswirtschaft zu tun, sondern ist ausschließlich politisch verursacht. Wer das nicht glauben mag, sollte sich einmal die unterschiedlichen Planungs- und Bauzeiten für gleiche Reaktortypen in unterschiedlichen Ländern anschauen. Die teilweise abenteuerlichen Umbauten in USA sind ein Ergebnis für „vorhandene Standort-Genehmigungen“ und die wohlwollende lokale Unterstützung bei bestehenden Reaktoren im Gegensatz zum Risiko einer von „Anti-Atomgruppen“ verängstigten Bevölkerung an neuen Standorten.

Ein neues Phänomen – auch in Deutschland – ist die Mobilisierung von Rücklagen. Entgegen jahrzehntelanger Propaganda, sind die finanziellen Rücklagen für die Beseitigung der „Atomruinen“ so gewaltig bemessen gewesen, daß es verlockend geworden ist, sie zu heben. Im Falle SONGS betragen sie mehr als 2 Milliarden Dollar. Inzwischen steht eine auf „Abbruch“ spezialisierte Industrie weltweit zur Verfügung.

Das größte Hemmnis (nur in einigen Ländern !!) für die Investitionen in Kernkraftwerke ist die zeitliche Unkalkulierbarkeit. Sie muß über Risikozuschläge und zusätzliche Finanzierungskosten bedient werden. SONGS ist ein typisches Beispiel: Es geht beim Umbau etwas technisch schief. Die Konsequenz ist ein Stillstand der Arbeiten von mindestens einem Jahr aus rein juristischen Gründen. Es gibt aber ausdrückliche keine Garantie für diese Frist und das Ergebnis ist offen. Wahrscheinlich sind eher neue Verzögerungen, da sich die erfahrensten „Anti-Atomkraft-Kämpfer“ eingeschaltet haben. Jeder Tag Stillstand kostet aber dem Energieversorger mehr als eine Million Dollar pro Tag!

Der Restwert des Kernkraftwerks betrug rund 1,5 Milliarden Dollar. Die Umbauaktion schlägt mit weiteren 500 Millionen zu Buche. Allerdings beginnen nun juristische Auseinandersetzungen, wieviel davon MHI zu tragen hat und wieviel zusätzlich von Versicherungen übernommen wird. Man kann es aber drehen und wenden wie man will, letztendlich tragen die Stromkunden den Schaden. Das ist auch gut so. Kalifornien ist bereits einmal durch seine völlig verquaste Energiepolitik an den Rand des Staatsbankrott getrieben worden. Der folgende politische Erdrutsch führte zu einem Gouverneur Schwarzenegger.

Baubeginn für zweiten Reaktor

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

Warum Kernenergie im Ölland?

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

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

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

Warum nicht Sonne?

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

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

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

Proliferation

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

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

Dampferzeuger aus China

Anfang Mai wurde der erste in China gefertigte Dampferzeuger für einen EPR (European Pressurized Water Reactor) auf der Baustelle in Taishan (140 km westlich von Hong Kong) angeliefert. Was ist daran so bemerkenswert? Nun, der EPR ist der modernste Reaktor (sog. Generation III+) von Areva. Ursprünglich eine gemeinsame Entwicklung von Deutschland und Frankreich. Er sollte die Weiterentwicklung der bis dahin modernsten Reaktoren (Konvoi und N4) in beiden Ländern sein. Dieser Typ verkörpert über mehrere Jahrzehnte gewachsene Erfahrung in Bau und Betrieb. Außerhalb von China sind nur zwei weitere Reaktoren (Olkiluoto in Finnland und Flamanville in Frankreich) z. Zt. im Bau. Man kann mit Fug und Recht sagen, dieses Modell ist das mit Abstand anspruchsvollste Projekt, was der europäische Anlagenbau (noch) zu bieten hatte. In seiner Komplexität und seinen technischen Anforderungen höchstens noch mit dem Airbus vergleichbar. Eine Nation, die solche Kernkraftwerke bauen kann, ist auch jederzeit auf allen anderen Gebieten der Anlagentechnik (Chemieanlagen, Raffinerien, Spezialschiffbau etc.) ein ernsthafter Konkurrent. Wer andererseits freiwillig aus der „Hochtechnologie“ aussteigt, leitet unweigerlich die Deindustrialisierung ein. Der Fortschritt kennt nur eine Richtung: Wer die Entwicklung (freiwillig oder unfreiwillig) einstellt, muß gnadenlos auf dem Weltmarkt aussteigen. Der Niedergang der DDR ist ein schönes Beispiel dafür. Letztendlich führt das „Rumwursteln im Mangel“ immer auch zu einem gesellschaftlichen Zusammenbruch.

Der Dampferzeuger als technisches Objekt

Was macht den Dampferzeuger eines Kernkraftwerks so besonders, daß weniger als eine Hand voll Länder dazu in der Lage sind? Die schiere Größe und die Komplexität. Trauriges Beispiel hierfür, sind die von Mitsubishi aus Japan neu gelieferten Dampferzeuger für das Kraftwerk San Onofre in USA. Sie waren in kürzester Zeit schwer beschädigt, was zu einem mehrmonatigen Ausfall des Kraftwerks geführt hat. Wahrscheinlicher Grund: Falsche Berechnung der Strömungsverhältnisse. Wieder einmal, ist die Kerntechnik der Antrieb für die Entwicklung verbesserter Simulationsprogramme. Die heute in vielen Industriezweigen verwendeten Thermo-Hydraulischen-Simulationen (Verknüpfte Berechnung von Strömungen und Wärmeübertragung) würde es ohne die Kerntechnik schlicht nicht geben. Die hierfür nötigen „Super-Computer“ ebenfalls nicht. Wer meint, aus dieser Entwicklung aussteigen zu können, endet zwangsläufig bei den bemitleidenswerten „Klimamodellen“ aus der Berliner Vorstadt, mit denen man uns weiß machen möchte, man könne die „Welttemperatur“ auf einige zehntel Grad genau berechnen.

Viel unmittelbarer ist der Zusammenhang auf der „mechanischen“ Seite. Ein solcher Dampferzeuger hat ein Gewicht von etwa 550 to bei einer Länge von 25 Metern. Wer solche Massen wie ein rohes Ei heben, transportieren und auf den Millimeter genau absetzen kann, braucht sich auch vor anderen Baumaßnahmen nicht zu fürchten. Dies erfordert eine entsprechende Infrastruktur und vor allem „Fachkräfte“ mit jahrelanger praktischer Erfahrung. Viel entscheidender ist jedoch, die Fertigung solch großer Teile, in der erforderlichen Präzision, aus speziellen Materialien. Bisher ist der Bau von Bearbeitungszentren eine Domäne der deutschen Werkzeugmaschinenindustrie. Was geschieht aber, wenn Europa den Schwermaschinenbau immer mehr aufgibt? Die Werkzeugmaschinenhersteller werden ihren Kunden nach Asien folgen müssen.

Die Kerntechnik war stets ein Hort für die Verarbeitung exotischer Werkstoffe. Die Dampferzeuger sind ein typisches Beispiel. Sie müssen die gesamte im Reaktor erzeugte Wärme übertragen und daraus Dampf erzeugen. Dazu ist eine entsprechende Druckdifferenz und Wärmeübertragungsfläche nötig. Ein Druckwasserreaktor muß wegen der Neutronenphysik mit flüssigem Wasser betrieben werden. Eine Turbine mit Dampf. Damit das Wasser bei einer Temperatur von rund 330 °C noch flüssig bleibt, muß es unter einem Druck von etwa 155 bar stehen. Der damit hergestellte Dampf von knapp 300 °C hat aber nur einen Druck von etwa 78 bar. Diese enorme Druckdifferenz von etwa 80 bar muß sicher beherrscht werden. Für solch hohe Drücke kommen praktisch nur dünne Rohre in Frage, denn die Wärme soll ja durch die Rohrwand hindurch übertragen werden. Solche Dampferzeugerrohre haben eine Wandstärke von lediglich einem Millimeter, bei einem Außendurchmesser von weniger als 2 Zentimetern. Wie kann man aber fast 24.000 Liter pro Sekunde durch solch enge Rohre pumpen? Nur indem man tausende Rohre parallel schaltet und genau das ist die nächste Herausforderung: Zehntausende Röhren müssen pro Reaktor hergestellt, gebogen, befestigt und abgedichtet werden. Das Material muß eine gute Wärmeleitung besitzen, bei möglichst hoher Festigkeit und Korrosionsbeständigkeit. Hinzu kommen noch jede Menge Einbauten und Instrumentierung. So etwas kann man nur in einer Fabrik bauen, die eher einem Labor oder Krankenhaus gleicht, aber nicht in einer Schlosserei. Mit hoch qualifizierten (und deshalb auch gut bezahlten) Fachkräften.

Die gesellschaftlichen Konsequenzen

Die ersten vier Dampferzeuger für den Block Taishan 1 wurden noch komplett bei bei Areva in Chalon-StMarcel gefertigt. Die weiteren vier für Taishan 2 kommen bereits aus chinesischer Fertigung. Das Lerntempo ist bemerkenswert. Entscheidend ist aber folgendes: Niemand baut eine eigene Fabrik für nur vier Dampferzeuger. Ein solcher Schritt macht nur Sinn, wenn man vor hat, noch ganz viele zu bauen. Zuerst lockt der eigene Inlandsmarkt. Für Areva dürfte sich schon dieses Geschäft mit dem Wissenstransfer erledigt haben. Der chinesische Markt für Kernkraftwerke ist gegenüber dem europäischen gigantisch. China kann also in kürzester Zeit Kostenvorteile durch Serienproduktion erzielen. Mit diesen Kostenvorteilen wird es in spätestens einem Jahrzehnt massiv auf den Weltmarkt drücken. China wird aber auch die eingekaufte Technik weiterentwickeln. Die „kleine“ Areva hat langfristig keine Chance mitzuhalten. Wenn nicht jetzt massiv umgedacht wird, hat Europa in weniger als einer Generation eine weitere Schlüsseltechnik verspielt: Nach dem Bau von Computern wird auch der Kraftwerksbau aus Europa verschwinden und mit ihm im Fahrwasser, ganze Industriezweige. Aber wahrscheinlich ist das der wahre Grund für die „Energiewende“: Es geht nicht um ein bischen „Ökologismus“ sondern schlicht weg (mal wieder) um „Gesellschaftsveränderung“.

ATMEA1 versus AP1000

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

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

Der französische Weg

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

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

Der amerikanische Weg

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

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

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

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

Fazit

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

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

 

Simulator für SVBR-100 in Betrieb gegangen

Das russische Unternehmen AKME-Engineering, eine Tochter von Rosatom, teilte vor Ostern mit, daß der von ihm entwickelte und gebaute Simulator erfolgreich in Betrieb genommen wurde. Die Inbetriebnahme eines Simulators ist ein wichtiger Meilenstein bei der Entwicklung eines neuen Reaktortyps. Ähnlich wie Flugsimulatoren dienen sie zur Ausbildung und dem laufenden Training der Bedienungsmannschaft. Darüber hinaus finden auf ihnen auch Testläufe für das Genehmigungsverfahren und eine stetige Weiterentwicklung des „System Kraftwerk“ statt. Während der Entwicklungsphase fließen Erkenntnisse in die Konstruktion ein, bzw. werden konstruktive Änderungen in den Simulator eingebaut und auf ihre Auswirkungen auf das Gesamtsystem getestet.

SVBR-100

Bei diesem Kernkraftwerk handelt es sich um eine Neuentwicklung eines mit flüssigem Metall gekühlten Reaktors. Durch die Kühlung mit flüssigem Metall an Stelle von Wasser, bleiben die bei der Kernspaltung freigesetzten Neutronen „schnell“. Schnelle Neutronen besitzen eine höhere kinetische Energie und können damit auch Aktinoide spalten. Aktinoide sind für die langen Halbwertszeiten von abgebrannten Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren verantwortlich. Stark vereinfacht gesagt, könnte man diese Brennstäbe nach erfolgter Wiederaufbereitung in einem solchen Reaktor „nach verbrennen“ und so das angeblich unlösbare und Jahrtausende andauernde Problem mit dem „Atommüll“ auf höchstens einige hundert Jahre zusammen schrumpfen. Heute mehr denn je, ein verlockendes Konzept. Ganz neben bei, gewinnt man dabei noch unvorstellbare Energiemengen. Wie hat Bill Gates so treffend auf die Frage geantwortet, ob er „Atomkraft“ zu den „Erneuerbaren Energien“ zählen würde: Kernenergie ist nicht erneuerbar, sondern unendlich.

Für eine Kühlung mit flüssigen Metallen kommt aus neutronenphysikalischer Sicht praktisch nur eine eutektische Blei/Bismut Legierung oder Natriumverbindungen in Frage. Die Russen verfolgen beide Schienen mit Nachdruck. Natrium hat den Nachteil, daß es sowohl mit Wasser als auch mit Luft sehr heftig reagiert. Blei/Wismut dagegen, muß stets auf über 124 °C gehalten werden, da es sonst einfriert. Die russischen U-Boote der Alfa-Klasse hatten hierfür extra Hilfsdampferzeuger im Hafen.

Damit sind wir beim nächsten Vorteil dieses Reaktortyps: Das Kühlmittel verdampft erst bei etwa 1680 °C. Da technische Temperaturen weit unterhalb liegen, gibt es ein weites Anwendungsspektrum z. B. in der chemischen Industrie. Bei diesem Entwicklungsschritt nutzt man die Fähigkeit erstmal dazu, überhitzten Dampf zu erzeugen. Mit diesem überhitzten Dampf lassen sich ganz konventionelle Dampfturbinen verwenden.

Der SVBR-100 soll voll integriert sein. Damit ist gemeint, daß sich alle nuklearen Komponenten, Dampferzeuger etc. in einem drucklosen, mit flüssigem Metall gefüllten Behälter befinden. Trotz einer elektrischen Leistung von 100 MW baut dieser so klein und leicht (drucklos), daß er problemlos mit der Eisenbahn transportiert werden kann. Wie schon gesagt: Dieses komplette Kraftwerk war ja bereits in U-Booten eingebaut. Dort hat man auch höher angereichertes Uran verwendet, womit es möglich war, ohne Nachladung 7–8 Jahre zu fahren. Man spricht deshalb auch von einer „nuklearen Batterie“. Es gibt durchaus Überlegungen, einen Brennstoffwechsel gar nicht mehr vor Ort auszuführen, sondern den kompletten Reaktor zurück zum Hersteller zu schaffen. So, wie auch ein Schiff zur Generalüberholung und Modernisierung alle paar Jahre eine Werft anläuft.

Ich hoffe, durch diesen Zusammenhang ist deutlich geworden, warum mir die Inbetriebnahme eines Simulators eine Meldung wert erschien. Jedenfalls will AKME-Engineering das erste Kraftwerk 2017 in Betrieb nehmen und ab 2019 kommerziell vertreiben.