APR1400 aus Korea

Der APR1400 (Advanced Power Reactor mit 1400 MWel) besitzt sogar die Zulassung der US-Genehmigungsbehörde. Es ist allerdings unwahrscheinlich, daß er je auf dem Gebiet der Vereinigten Staaten errichtet wird. Trotzdem hat die Korea Hydro & Nuclear Power Company Ltd. (KHNP) zig Millionen in diesen umfangreichen Genehmigungsprozess investiert. Diese Zulassung gilt international als der „Goldstandard“. Nahezu ein muß, wenn man ein Kernkraftwerk auf dem Weltmarkt an Länder mit ausreichend harten Devisen verkaufen will – und nur das verspricht langfristig Gewinn. China versucht über eine Kooperation mit EDF ihren HUALONG-Reaktor wenigstens in GB zugelassen zu bekommen. Rußland lernt gerade in Finnland und der Türkei, wie umfangreich und inhaltsschwer ein Genehmigungsverfahren in „westlichen Kulturen“ ist. Die sprichwörtliche Geheimniskrämerei und Arroganz gegenüber „kleinen Nationen“ ist dabei wenig hilfreich, eher hinderlich. So ist das mit viel Selbstbewußtsein gestartete Projekt Hanhikivi 1 in Finnland seit Jahren im Genehmigungsverfahren stecken geblieben. Man wollte schon 2018 mit dem Bau begonnen haben und hofft nun wenigstens auf eine Genehmigung bis 2021. Die resultierenden Kosten (Festspreisangebot) bei jetzt schon absehbarer Verzögerung um mindestens 10 Jahre könnten noch eine harte Nuss für Putin werden, stammen die Mittel doch aus dem russischen Pensionsfond. So viel vorweg, um die Leistung der koreanischen Industrie und den Startvorteil auf dem Weltmarkt richtig einzuordnen.

Ein weiterer Vorteil ist, daß mit Shin Kori 3 (seit 2016) und Shin Kori 4 (seit 2019) bereits zwei Reaktoren erfolgreich am Netz sind. Shin Kori 5 ist seit 2017 und Shin Kori 6 seit 2018 in Bau, ebenso Shin Hanul 1 und Shin Hanul 2. Vier weitere Reaktoren stehen vor der Fertigstellung in Barakah in den vereinigten Emiraten. Was aber fast noch wichtiger in der heutigen Zeit ist, der Bau von Barakah 1 begann 2012 und die fristgerechte Fertigstellung erfolgte 2018 – in einem entfernten Land, mitten in der Wüste, fast ohne vorhandene kerntechnische Infrastruktur. Parallel mußte die gesamte zugehörige Betriebsmannschaft erst ausgebildet werden, was zu einiger Verzögerung bei der Inbetriebnahme führt. Besonders attraktiv ist jedoch der Preis mit rund 3600 US$ pro Kilowatt. Wohlgemerkt für eine Energiequelle mit 90 %iger Verfügbarkeit gemäß Bedarf. Damit kann keine Sonnenenergie – auch nicht am Golf – konkurrieren, denn auch dort ist es des Nachts dunkel und oft genug ist der Himmel am Tage bedeckt (jährliche Arbeitsausnutzung). Wie konnte Süd-Korea dies Gelingen?

Die koreanische Geschichte der Kernkraftwerke

Korea unterteilt seine kerntechnische Geschichte selbst in vier Phasen. In der ersten Phase (70er Jahre) wurden Kernkraftwerke vollständig importiert. In der zweiten Phase (80er Jahre) wurden immer mehr nukleare Komponenten im eigenen Land hergestellt. Hierfür wurden enge Kooperationen – einschließlich Wissenstransfer – mit den einschlägigen Zulieferern im Ausland abgeschlossen. Hierdurch gelang es sehr schnell, eine eigene kerntechnische Industrie aufzubauen. Das Ziel der dritten Phase (90er Jahre) war die Entwicklung eines möglichst unabhängigen (im Sinne von Lizenzbedingungen) eigenen Reaktors. Ausländische Zulieferer konnten nur noch als Subunternehmer einheimischer Zulieferer tätig werden. Es entstand der Reaktor OPR1000. Von ihm wurden im Zeitraum von 1989 bis 2015 zehn Reaktoren in Korea gebaut und in Betrieb genommen. Parallel wurde die komplette kerntechnische Infrastruktur von Forschung, Entwicklung, Schulung, Genehmigungsverfahren usw. installiert. Aus Korea wurde eine international respektierte Kernenergienation. Ausdrücklich ohne jedes militärische Interesse. Ganz im Gegensatz zum Glaubensbekenntnis tumber „Atomkraftgegner“, daß Kernenergie immer einen militärischen Hintergrund hat. Im rohstoffarmen Südkorea ging es vielmehr um eine gesicherte Eigenversorgung mit Energie und hochwertige Exportgüter. Bis hierher, eine Menge Parallelen zu Deutschland…

Nach dem Reaktorunfall in Harrisburg USA und Tschernobyl in der Sowjetunion setzte weltweit ein Run auf die Entwicklung noch sicherer Reaktoren der sog. „III. Generation“ ein. Eine (teilweise) Kernschmelze wie in Harrisburg sollte noch unwahrscheinlicher werden und selbst über die bisherigen Auslegungskriterien hinausgehende Unfälle sollten in ihre Wirkung auf das Betriebsgelände beschränkt werden. Aus diesen Überlegungen entstand in Südkorea seit Anfang des Jahrhunderts der Typ APR1400. Man orientierte sich wieder an den USA (Modell 80+ von Combustion Engineering), achtete aber auf eine Unabhängigkeit über Lizenzerwerb und konsequente Entwicklung eigener Berechnungs- und Konstruktionsverfahren. Heute kann man ein komplettes Kernkraftwerk der Generation III, einschließlich (digitaler) Steuerung und Regelung und aller nuklearen Komponenten bauen. Ein Zustand, den China gerade erst erreicht und Russland immer noch nicht erreicht hat (Regelung, Turbine etc.).

Wie sich durch Projekte in Flamanville (EPR in Frankreich) oder Vogtle (AP1000 in USA) zeigt, ist aber die nahezu wichtigste Voraussetzung für die Einhaltung geplanter Bauzeiten eine geübte Mannschaft an qualifizierten Fachleuten. Südkorea hat dies durch den kontinuierlichen Ausbau erreicht. Eine jahrzehntelange Unterbrechung hingegen, bedeutet faktisch einen Neuanfang in der Kerntechnik. Wissen und Übung geht schlichtweg verloren. Ferner ist für die Kosten auch eine möglichst einfache Konstruktion erforderlich. Jeder Kubikmeter umbauter Raum treibt die Kosten vielfach, jede Schweißnaht auf der Baustelle ist eine potenzielle Fehlerquelle etc.

Die Konstruktion des APR1400

Der APR1400 ist eine konsequente evolutionäre Weiterentwicklung vorhandener Druckwasserreaktoren. In jedes Bauteil sind die Betriebs- und Montageerfahrungen der vorausgegangenen 10 OPR 1000 eingeflossen. Eine schrittweise Entwicklung, wie man sie z. B. auch aus der Automobilindustrie (vom Golf x, über den Golf y zum Golf z) kennt. Entwicklungssprünge und Verfahrenswechsel hingegen (z. B. vom Käfer mit luftgekühltem Benzinmotor auf den Golf Diesel), sind immer mit Risiko und Kinderkrankheiten verbunden. Mit anderen Worten, man hat gar nicht versucht den „Superreaktor“ zu bauen, sondern vielmehr eine solide Arbeitsmaschine, die dafür aber kostengünstig ist.

Bei den Sicherheitsanforderungen eines Reaktors der sogenannten „dritten Generation“ hat man sich konsequent an den Forschungs- und Entwicklungsarbeiten in den USA (CE80+ von Combustion Engineering/Westinghouse) orientiert. Die dort entwickelten Rechenprogramme und Versuche an Modellen und in Kraftwerken haben die Zulassung enorm beschleunigt. Dies betrifft ganz besonders auch die Werkstoffe, denn anders als z. B. in der „Klimafolgenforschung“ muß jedes Rechenprogramm seine Aussagefähigkeit durch Nachrechnung von Versuchen unter Beweis stellen. Eine höchst kosten- und zeitintensive Angelegenheit.

Bei der Konstruktion und Zulassung hat man gleich ein „Plant Life“ von 60 Jahren angesetzt. Es scheint leider immer wieder notwendig, darauf hinzuweisen, daß es bei einem Kernkraftwerk keine technische Lebensdauer gibt, sondern lediglich eine wirtschaftliche. So ist z. B. die Betriebserlaubnis für vier Kraftwerke in USA (Peach Bottom 2,3 und Turkey Point 3,4) bereits auf 80 Jahre verdoppelt worden. Alles hängt nur von den Wartungs- und Modernisierungskosten ab. So gibt es andererseits z. B. in Japan Kraftwerke jüngeren Datums, die wegen erforderlicher Anpassung an heutige Sicherheitsanforderungen (Tsunami) nicht mehr zu vertretbaren Kosten nachrüstbar sind. Von ideologischem Aktionismus wie in Deutschland, gar nicht zu reden. Eine Orientierung bietet immer der Verschleiß (Neutronenbeschuß) des Reaktordruckgefäßes. Heute besitzt man spezielle Werkstoffe und ein besseres Verständnis der Zusammenhänge als noch vor 50 Jahren. So kann man einen rechnerischen Nachweis für mindestens 60 Jahre erbringen. Entsprechend der später tatsächlich aufgezeichneten Belastungen kann die „Lebensdauer“ weiter angepaßt werden.

Ähnlich sieht es mit den Dampferzeugern aus. Einerseits hat sich die Qualität, die Wasserchemie, die Werkstoffe (Inconel 690) usw. bedeutend verbessert, andererseits kann man schlicht durch eine Überdimensionierung eine Reserve schaffen. So besitzt jeder der zwei Dampferzeuger 13102 Rohre, von denen bis zu 10% ohne Leistungseinbuße verschlossen werden können.

Der Brennstoff ist für Wechselintervalle von mindestens 18 Monaten ausgelegt. Dies erlaubt eine Arbeitsverfügbarkeit von deutlich über 90%. Die Instrumentierung und Steuerung ist voll digital. Südkorea kann eine Eigenentwicklung anbieten. Es handelt sich um eine offene Architektur, die ebenfalls eine Nutzungsdauer von zig Jahrzehnten auch bei Hardware-Veränderungen erlaubt. Die Steuerung ist so konzipiert, daß der Reaktor voll automatisch Laständerungen folgen kann.

Sicherheitssysteme

Anders als z. B. bei dem französischen EPR wurde auf sicherheitstechnischen Schnickschnack wie eine doppelte Betonhülle (gegen fiktive Flugzeugabstürze und Terror) und einen „Core Catcher“ (gegen Hollywoods China Syndrom) verzichtet. Beides Kostentreiber. Trotzdem wurde die Wahrscheinlichkeit für eine Beschädigung des Kerns (Unfall in Harrisburg) auf unter ein Ereignis in 100 000 Reaktorbetriebsjahren und ein Containment-Versagen (Fukushima) mit Freisetzung von Radioaktivität auf weniger als einmal in 1 Million Reaktorbetriebsjahren gedrückt.

Reaktorkern

Ein Reaktorkern muß stets ausreichend gekühlt werden (Nachzerfallswärme nach Abschaltung). Wenn Kühlmittel verloren geht (z. B. Bruch einer Rohrleitung) muß dies sofort ersetzt werden. Der APR1400 besitzt hierfür einen ausreichend großen Tank innerhalb des Sicherheitsbehälters (IRWST, in-containment refueling water storage tank). Einem Wasserverlust und damit Druckverlust im Primärkreislauf wird passiv durch einen Druckspeicher entgegengewirkt. Es ist ein Druckbehälter mit Stickstoffpolster, der ab einem Systemdruck von 40 bar etwa 51 m3 nachspeisen kann. Es ist ein passives Sicherheitssystem (keine Fremdenergie nötig), das automatisch auslöst. Zusätzlich gibt es vier völlig voneinander getrennte Noteinspeisungen, die mit elektrischen Pumpen oder Dampfturbinen betrieben werden. Sie speisen direkt über eigene Anschlüsse in den Druckbehälter – oder wenn noch möglich – in die Dampferzeuger ein. Bei Störfällen, die über die Auslegung hinausgehen, wird zusätzlich die Grube, in der sich der Reaktordruckbehälters befindet mit Wasser gefüllt. So wird der Druckbehälter auch dann dauerhaft gekühlt, wenn bereits eine Kernschmelze eingetreten ist (Fukushima). In den ersten 30 Minuten laufen alle Maßnahmen ohne jeden Eingriff des Betriebspersonals ab. Man will damit Fehlbedienungen (Harrisburg) verhindern, bis das Personal sich einen detaillierten Überblick verschafft hat und wieder etwas Ruhe eingekehrt ist. Die weitere Notkühlung ist für einen automatischen Betrieb über acht Stunden ausgelegt. Genug Zeit, um auch Hilfe von außen heranführen zu können.

Sicherheitsbehälter

Das Containment besteht aus einem zylindrischen Spannbetonbehälter. Er übernimmt den Schutz gegen Einwirkungen von außen (Flugzeugabsturz, Terror etc.). Gleichzeitig verhindert er die Freisetzung von radioaktiven Stoffen auch bei schwersten Störfällen mit zerstörtem Kern. Gegen Wasserstoffexplosionen (Fukushima) gibt es 30 Katalysatoren und 10 Zündeinrichtungen, die gefährliche Konzentrationen verhindern. In dem Sicherheitsbehälter befinden sich Sprinkler, die radioaktive Stoffe (z. B. Jod) aus der Atmosphäre im Containment auswaschen können, bevor sie über die Filteranlagen und den Kamin in die Umwelt gelangen (Tschernobyl, Fukushima). Zusätzlichen Schutz gegen Einwirkungen von außen bietet die Architektur: Alle Hilfs- und Nebengebäude sind schützend um das Containment angeordnet. Dabei wird das Prinzip vierfacher Sicherheit beibehalten. Es gibt vier hermetisch von einander getrennter Gebäudeteile. Sie sind durch Brandmauern und Flutschutz (Fukushima) vollständig getrennt.

Bauweise

Durch den konsequenten Einsatz von 3-D-Simulationen und Baustellenmanagement konnte die Bauzeit schon bei Shin-Kori 3&4 auf 55 Monate (vom ersten Beton der Grundplatte bis zur Übergabe) beschränkt werden. Bei einem „Bau in Serie“ geht man von 48 Monaten Bauzeit aus. Dies wird auch durch eine Sektionsbauweise mit vorgefertigten Modulen, Einsatz von Schweißrobotern, Einbringung von Dampferzeugern und Druckgefäß von oben mittels Schwerlastkran etc. erreicht. Wichtig ist die kontinuierliche Auslieferung von Kernkraftwerken im In- und Ausland. Nur so kann auf allen Teilgebieten mit geübten Fachkräften gearbeitet werden und Erfahrungen geteilt werden. Reißt die Pipeline für viele Jahre ab – wie in USA und Frankreich geschehen – fängt man quasi wieder von vorne an. Kraftwerksbau wird zum unkalkulierbaren wirtschaftlichen Risiko (gemacht).

Nachwort

Südkorea und China beweisen, daß Kernenergie immer noch die kostengünstigste und zuverlässigste (vom Wetter unabhängig) Methode ist elektrischen Strom zu erzeugen. Selbst in Ländern, in denen fossile Energieträger (USA, China, Indien, arabischer Raum) reichlich vorhanden sind. Man muß es nur richtig machen!

Druck- und Siedewasserreaktoren sind noch lange nicht an ihrem technologischen Ende angekommen. Genauso wenig, wie Heizkessel durch Wärmepumpen und „Mao-Diesel“ verdrängt worden sind, obwohl das schon vor fast 50 Jahren in den Ölkrisen 1973 und 1976 prophezeit wurde. Es gilt auch weiterhin die Kostendegression durch Anlagengröße. Reaktorgrößen zwischen 1000 und 1500 MWel werden deshalb weiterhin gebaut werden. Industriell gefertigte Kleinreaktoren (SMR) werden noch für lange Zeit ein Nischenprodukt bleiben. Betrachtet man die Gesamtkosten (Personal, Bewachung, Wiederholungsprüfungen usw.) werden sie noch unter Beweis stellen müssen, daß die Stromkosten tatsächlich geringer sind.

Vergleicht man Deutschland und Südkorea, stellt man eine Menge Parallelen fest. Nicht nur die Rohstoffarmut und das Wiedererstehen nach schrecklichen Kriegen. Wenn Deutschland nicht von Öko-Sozialistischen-Irrlehren heimgesucht worden wäre und es in der Energiewirtschaft Unternehmer (ein Unternehmer unternimmt etwas) an der Stelle von Kombinatsleitern (sich selbst als ausführender Arm der Politik verstehend, nur auf staatliche Subventionen schielend) geben würde, wäre Deutschland noch heute ein hoch geschätzter Lieferant von Kraftwerken auf dem Weltmarkt. Wohlstand durch Exporterfolge wäre garantiert und als Bonbon zusätzlich „billige Strompreise“ im Inland und nicht Zwangsabschaltungen von „Kleinverdienern und Rentnern“. Wie ging noch mal das Märchen von „Hans im Glück“?

Reaktortypen in Europa – Teil2, EPR

EPR ist eine Warenmarke des französischen Herstellers Areva für einen Druckwasserreaktor der dritten Generation. Interessant ist schon die unterschiedliche Herleitung der drei Buchstaben EPR: European oder Evolutionary Pressurized Water Reactor. Beides ist angebracht.

Die Geschichte

Inzwischen sind von diesem Typ vier Reaktoren in Bau: Olkiluoto 3 in Finnland (seit Oktober 2005), Flamanville 3 in Frankreich (seit Dezember 2007) und Taishan 1 und 2 in China (seit Oktober 2009). Wahrscheinlich wird in den nächsten Jahren mit dem Bau zweier weiterer Reaktoren in Hinkley Point in Großbritannien begonnen werden.

Auf den ersten Blick eine Erfolgsbilanz. Wie kam es dazu? Ende der 1990er Jahre kam in Deutschland die Rot/Grüne-Koalition an die Macht. Die Kombinatsleitung von Siemens läutete in gewohnter Staatstreue den sofortigen und umfassenden Ausstieg aus der Kernenergie ein. Eine unternehmerische Fehlentscheidung. Heute sind die ganzen Staatsaufträge an Telefonen, Eisenbahnzügen etc. zu „besonders auskömmlichen Preisen“ längst Geschichte. Noch kann man ein paar Windmühlen nach altem Muster „an den Mann bringen“. Aber die einzige Zukunftstechnologie, in der Siemens wirklich einmal zur Weltspitze gehörte, ist unwiederbringlich und ohne Not „abgewickelt“ worden. Siemens fand in Framatome (Vorläufer von Areva) einen dankbaren Abnehmer. Die Franzosen konnten nach ihrem beispielhaften Ausbauprogramm von 57 Reaktoren ihre Kapazitäten nur durch den Ausbau des Auslandsgeschäftes aufrecht erhalten. Ein „Made in Germany“ kam ihnen dabei sicherlich nicht ungelegen. Siemens reichte der Einfuß von 34% der Aktien an dem neuen Gemeinschaftsunternehmen. Kernenergie war ja nicht mehr politisch korrekt und man wollte seinen (damals) lukrativen Kunden – die Öffentliche Hand – nicht verärgern. Man glaubte damals wohl auch noch, seinen überlegenen Turbinenbau allein weiter führen zu können. So als ob Daimler sein Autogeschäft verkaufen würde um zukünftig nur noch mit dem Reifengeschäft zu überleben. Jedenfalls ist Olkiluoto wohl das letzte Kernkraftwerk mit einer deutschen Turbine. Alle weiteren EPR haben natürlich französische Turbosätze der Marke Arabella. Dies gilt selbstverständlich auch für alle weiteren Geschäfte mit China. Ob die Kombinatsleitung den Chinesen ersatzweise politisch korrekte Windmühlen angeboten hat, weiß man nicht. Es gab ja mal eine Zeit lang in bildungsfernen Kreisen den festen Glauben, Deutschland würde „vorweg gehen“ mit seiner Energiepolitik.

Die Mitarbeiter in Frankreich und Deutschland waren jedenfalls redlich bemüht, das beste aus beiden Welten zu erschaffen. Grundlage des EPR sind die französische Baureihe N4 (Kraftwerke Chooz 1+2, Civaux 1+2) und die deutsche Konvoi Baureihe (Neckar 2, Emsland, Isar 2). Es war von Anfang an eine evolutionäre und ausdrücklich keine revolutionäre Entwicklung geplant. Außerdem nahm man nicht nur die Genehmigungsbehörden in beiden Ländern mit ins Boot, sondern auch 12 europäische Energieversorgungsunternehmen. Es sollte ein Reaktor entstehen, der europaweit genehmigungsfähig war. Heute ist er auch in China und USA geprüft und grundsätzlich zugelassen worden.

Das Problem der Größe

Jedes elektrische Netz kann nur eine gewisse Blockgröße vertragen. Über den Daumen gilt immer noch die Regel von maximal zehn Prozent der Leistung, die im Netz anliegt. Ist der Reaktor zu groß, scheiden weltweit eine Menge Netze aus. Das ist ein Problem bei der Vermarktung des EPR. Areva hat bereits schon länger die Problematik erkannt und bietet nun in Kooperation mit Mitsubishi auch einen kleineren Druckwasserreaktor (ATMEA mit ca. 1100 MWel) an. Wahrscheinlich werden die ersten Anlagen in der Türkei errichtet. Demgegenüber sollen die vier EPR von Olkiluoto bis Taishan eine Leistung zwischen 1600 und 1660 MWel erreichen. Die Vorläufer – z. B. das größte deutsche Kernkraftwerk Isar 2 – hatten eine Leistung von etwa 1400 MWel..

Bei Kraftwerken gibt es eine bedeutende Kostendegression. Je mehr man einen gegebenen Entwurf vergrößert, um so kleiner werden die spezifischen Investitions- und Betriebskosten. Man wollte ja ausdrücklich eine evolutionäre Entwicklung. Jetzt steckt man dafür in einer Größenfalle – und was fast noch schlimmer ist – die Kosten sind trotzdem viel zu hoch. Der EPR ist in diesem Sinne kein glücklicher Entwurf.

Die grünen Phantasien

Besonders von den deutschen Genehmigungsbehörden wurden die beiden Sicherheitsanforderungen „Absturz eines Jumbo“ und das „China Syndrom“ aus Hollywood eingebracht. Man glaubte in Deutschland lange genug, man müsste nur über jedes Stöckchen springen, das einem „Atomkraftgegner“ hin halten und dann würden sie auch irgendwann Kernkraftwerke ganz toll finden. Die simple Strategie, die Kosten durch immer neue Ideen immer weiter in die Höhe zu treiben, wurde nicht erkannt. Jetzt steht man mit einer millionenteuren doppelten Sicherheitshülle aus Beton und dem Gimmick eines „core catcher“ da und die „Atomkraftgegner“ lieben den EPR immer noch nicht.

Der Flugzeugabsturz

Solange es Kernkraftwerke gibt, hat man sich über „Einwirkungen von außen (EVA)“ Gedanken gemacht. Schon immer gehörte ein Flugzeugabsturz dazu. Frühzeitig bekamen deshalb die Reaktoren eine entsprechende Betonhülle als Schutz. Die vier Unglücksreaktoren in Fukushima hatten noch keine – mit den bekannten Konsequenzen. Bei ihnen war nur der unmittelbare Bereich um das Reaktordruckgefäß durch dicke Betonabschirmungen geschützt. Von Anfang an stellte sich die Frage, wie dick eine Betonhülle als Bunker sein müßte. In Deutschland ging man vom Absturz eines Militärjets vom Typ Phantom F4 aus. Eine heute noch sinnvolle Annahme – selbst nach den Ereignissen des 11. September. Die Phantom ist bis heute das Flugzeug mit der „größten Dichte“. Ein Militärjet noch aus dem „Stahlzeitalter“. Die Triebwerke einer im Tiefflug dahin rasenden Phantom, würden wie Rammböcke auf die Schutzhülle eines Reaktors wirken. Dahingegen entspricht die Wirkung einer abstürzenden A380 oder eines Jumbojets eher einer Bierdose. Die Terrorflieger des 11. September konnten selbst ein filigranes Hochhaus bzw. das Pentagon nur zum Wackeln bringen. Etwas anderes ist die ungeheure Brandlast eines voll betankten Großraumflugzeuges, aber gegen die hilft Beton nur bedingt.

Jedenfalls steht der EPR heute mit einer doppelten Betonhülle dar. Der innere Teil – das Containment – besteht aus ca. 1,3 m dickem Spannbeton und die äußere Schutzhülle aus einer weiteren ca. 1,8 m dicken Betonhülle. Zusätzlich verschwinden alle nuklearen Komponenten (Dampferzeuger, Reaktordruckgefäß usw.) hinter weiteren Betonmauern, die als Abschirmung gegen Strahlung dienen. Dieses „Bunkersystem“ ist mit Sicherheit stark genug, um jedem Flugzeugabsturz oder einem Terroranschlag zu widerstehen. Wir erinnern uns: Tschernobyl hatte nicht einmal ein Containment und in Fukushima waren nur die Reaktoren geschützt. Das Brennelementebecken stand in einer normalen Industriehalle. Anders als beim ERP, bei dem sogar das Lagergebäude für die Brennelemente und diverse Sicherheitsanlagen mit einer Betonhülle verbunkert sind.

Beton kann nicht schaden, er ist nur sehr teuer. Erschwerend kommt beim EPR die lohnintensive und zeitraubende Ausführung als Ortbeton hinzu. Dies wurde zumindest in Olkiluoto völlig unterschätzt.

Grundsätzlich ist die Konstruktion aus zwei Hüllen mit Zwischenraum sicherheitstechnisch zu begrüßen. Wird das Containment durch eine Explosion (Fukushima) oder was auch immer beschädigt, kann die äußere Hülle ihre Funktion wenigstens zum Teil übernehmen. Der Zwischenraum wird ständig abgesaugt und in leichtem Unterdruck gehalten. Die „radioaktiv belastete Luft“ wird vor der Abgabe über den Kamin gefiltert. Durch eine solche Maßnahme kann selbst, wenn die gasförmigen Spaltprodukte im Reaktor freigesetzt werden sollten, der größte Teil zurück gehalten bzw. auf ein erträgliches Maß verdünnt werden.

Der core catcher

Dank Hollywood ist jeder „Atomkraftgegner“ mit dem „China Syndrom“ vertraut: Eine einmal eingetretene Kernschmelze soll endlos andauern. Selbst die unfreiwilligen Großversuche von Harrisburg, Tschernobyl und Fukushima können einen rechtgläubigen „Atomkraftgegner“ nicht von diesem Irrglauben abbringen.

Fangen wir mal mit dem Schlimmsten an:

  • Der Reaktor in Tschernobyl stand in einer einfachen Industriehalle. Nachdem eine Kernschmelze stattgefunden hatte, verabschiedete sich der Reaktor durch eine physikalische Explosion. Er spie wie ein Vulkan den größten Teil seines radioaktiven Inhalts in die Umwelt aus. Dies ist der schlimmste – überhaupt vorstellbare – Unfall.
  • In Fukushima trat in mehreren Reaktoren (zumindest teilweise) eine Kernschmelze ein. Ursache war hierfür der zeitweise Ausfall der Stromversorgung und dadurch ein Mangel an Kühlwasser. Die Nachzerfallswärme konnte die Brennelemente (teilweise) schmelzen lassen. Die Nachzerfallswärme nimmt aber sehr schnell ab und die Kühlung konnte – wenn auch verspätet – wieder aufgenommen werden. Wieviel Corium sich tatsächlich durch die Reaktorgefäße gefressen hat, wird erst eine genaue Untersuchung zeigen können. Jedenfalls hat die Menge nicht einmal gereicht, um den Betonboden der Reaktorgrube zu durchschmelzen. Ursache für die Freisetzung von Radioaktivität sind schlicht weg Konstruktionsfehler: Die Wasserstoffexplosion und die „Untertunnelung“ des Kraftwerks.
  • Bei dem TMI-Reaktor in Harrisburg hatte man wenigstens alles grundsätzlich richtig konstruiert, obwohl dann später alles schief lief. Maßgeblich durch Bedienungsfehler fiel ein Teil des Kerns unbemerkt trocken. Es entstand Wasserstoff, welcher aber nicht zu einer heftigen Explosion führte. Das Reaktordruckgefäß blieb ganz und in ihm sammelten sich Bruchstücke und Schmelze. Es gelangte praktisch keine unzulässig hohe Radioaktivität in die Umwelt.

Anstatt durch Aufklärung entgegen zu wirken, versuchte man den Segen der „Atomkraftgegner“ durch die Erfindung des core catcher zu erlangen. Ein von Anfang an sinnloses Unterfangen. Die Strategie der „Atomkraftgegner“ ging vielmehr auf: Die Kosten wurden weiter in die Höhe getrieben um mit einer vorgeblich „unwirtschaftlichen Atomkraft“ argumentieren zu können.

Wie sieht dieses Ding nun beim EPR aus? Man pflastert den Boden unterhalb des Reaktordruckgefäßes mit Steinen aus einer feuerfesten Keramik. Gemäß den Vorstellungen aus Hollywood frisst sich das Corium als glühende Schmelze durch das Reaktordruckgefäß und sammelt sich in der feuerfesten Wanne. In der Realität nimmt die Nachzerfallswärme zwar exponentiell ab, nach Drehbuch natürlich nicht, sondern der Boden der Wanne aus einem Spezialbeton schmilzt langsam auf und die Schmelze rinnt anschließend über eine Schräge in eine großflächige Vertiefung. Diese soll dauerhaft und automatisch durch Wasser gekühlt werden. Dort soll die Schmelze dann dauerhaft erstarren. Man könnte dieses Konzept auch mit: „Richtige Antworten auf falsche Fragestellungen umschreiben.“ Jedenfalls kostet allein der umbaute Raum für diese technische Glanzleistung zig Millionen.

Die magische Zahl vier

Der EPR hat vier Primärkreise: Um das Druckgefäß im Zentrum stehen kreisförmig angeordnet vier Dampferzeuger. Zwischen ihnen stehen die vier Hauptkühlmittelpumpen für die Umwälzung des Wassers durch den Reaktorkern und die Wärmeübertrager. All diese Komponenten stehen in Betonkammern, die der Abschirmung der Strahlung dienen. Damit ist der Sicherheitsbehälter auch während des Betriebes begehbar.

Dieser Grundanordnung folgend, gibt es auch vier vollständige Sicherheitseinrichtungen, deren Komponenten in vier voneinander völlig getrennten Gebäuden um den Sicherheitsbehälter angeordnet sind. Diese vier Sicherheitsabschnitte, sowie die Bedienungszentrale und das Gebäude für die Brennelemente, sind ebenfalls (wie das zylindrische Reaktorgebäude) gegen Flugzeugabstürze verbunkert.

Etwas abseits liegen zwei Gebäude, die die Notstromversorgung enthalten. Sie befinden sich jeweils in Deckung durch den eigentlichen Reaktorbau. Da sie ebenfalls vollständig redundant sind, geht man nur von höchstens einem Schaden bei einem Flugzeugabsturz aus. Die Gebäude sind mit wasserdichten Türen verschlossen. Ein Auslöschen durch eine Flutwelle (Fukushima) wäre ausgeschlossen.

Jedes, der vier Notkühlsysteme, kann allein die gesamte Wärme abführen (4 x 100%). In erster Linie dient das zur Verbesserung der Verfügbarkeit. Da alle vier Züge völlig voneinander unabhängig sind, kann man Wartungsarbeiten im laufenden Betrieb ausführen. Wenn ein System gewartet wird, stehen immer noch drei zur Verfügung.

Die Nachzerfallswärme

Bei einem Störfall wird das Kernkraftwerk durch eine Unterbrechung der Kettenreaktion abgeschaltet. Das Einfahren der Steuerstäbe entspricht z. B. dem Ausschalten der Feuerung bei einem konventionellen Kraftwerk. Bei beiden muß nun noch die im System gespeicherte Wärme abgeführt werden. Es gibt bei einem Kernkraftwerk aber zusätzlich den physikalischen Effekt der Nachzerfallswärme: Der radioaktive Zerfall der Spaltprodukte läßt sich durch nichts aufhalten. Es wird also auch nach der Abschaltung noch Wärme produziert! Die freiwerdende Wärme hängt von verschiedenen Umständen ab. In den ersten Sekunden können es über 5% der thermischen Leistung sein. Die Nachzerfallswärme nimmt sehr schnell ab und es sind nach einer Stunde nur noch rund 1%. Gleichwohl handelt es sich um gewaltige Leistungen. Ist ein EPR längere Zeit mit Höchstlast im Netz gewesen, sind das entsprechend 225 MW bzw. noch 45 MW nach einer Stunde. Diese Wärme muß auf jeden Fall – auch bei widrigsten äußeren Umständen (Fukushima) – abgeführt werden, da sonst der Kern schmilzt.

Praktisch ist die einzige Möglichkeit solche Leistungen sicher abzuführen, die Verdampfung. Ist die äußere Wärmesenke (Fluß, Meer oder Kühlturm) nicht mehr nutzbar, muß dies ausschließlich über die Notkühlung möglich sein. Zuerst baut man über Ventile am Druckhalter den Druck im Primärkreis ab. Schon durch dieses „auskochen“ tritt eine merklich Kühlung ein. Allerdings muß die abgelassene Wassermenge möglichst schnell ersetzt werden, da sonst das Reaktordruckgefäß ausdampft und der Kern (teilweise, wie in Harrisburg) trocken fällt. Ist der Druck auf ein gewisses Niveau abgefallen (ungefähr 100 bar) setzt eine Nachspeisung von Kühlwasser ein. Für den Antrieb der Pumpen ist aber elektrische Energie nötig. Würde die Notstromversorgung – wie in Fukushima – versagen, würde die Überhitzung des Kerns eher noch schneller eintreten. Das Reaktormodell aus den 1960er Jahren hatte bereits eine pfiffigere Idee: Der abgelassene Dampf wurde vor der Kondensation in der wassergefüllten Ringkammer über eine kleine Turbine geleitet. Diese Turbine treibt eine kleine Speisepumpe, die Wasser aus dem Ringraum zurück in das Druckgefäß speist. Dies funktioniert bis zu einem gewissen Temperaturausgleich recht gut. Eine Notmaßnahme, die zumindest in den ersten Minuten ohne jede Hilfsenergie sehr gut funktioniert hat.

Gegenüber seinen Vorläufern hat der EPR durch das Wasserbecken am Boden einen Sicherheitsgewinn: Das Wasser dient nicht nur zur Noteinspeisung, sondern stellt auch eine Wärmesenke innerhalb des Sicherheitsbehälters dar. Das Wasser kann durch Wärmeübertrager gepumpt werden, um es „kühl“ zu erhalten. Die Lagerung am Boden kommt der statischen Belastung bei Erdbeben entgegen, vergibt aber die Chance einer passiven Nachspeisung durch Schwerkraft.

Bei dem EPR ergibt sich kein grundsätzlicher Sicherheitsgewinn gegenüber seinen Vorgängern des Konvoi. Er arbeitet nach den gleichen Prinzipien: Lediglich die Stückzahl und Aufstellung der Sicherheitseinrichtungen wurde erhöht: Je zwei Notstromdiesel in zwei verschiedenen Gebäuden (2 x 2 x 8 MW Redundanz) und je ein Notstromaggregat zusätzlich im Gebäude (2 x 1 MW Diversität). Es bleibt aber das alte Problem aktiver Sicherheitssysteme: Strom weg, Wasser weg! Die vorgeblich um den Faktor zehn erhöhte Sicherheit, ergibt sich rechnerisch hauptsächlich aus dem Core Catcher.

Der Zugewinn an Lebensdauer

Beim EPR ist die konstruktive Nutzungsdauer von 40 auf 60 Jahre erhöht. Dies ist durch eine konsequente Überarbeitung aller Bauteile geschehen. So ist man z. B. beim Druckgefäß und den Hauptkühlmittelleitungen auf den Werkstoff Alloy 690 (59,5% Nickel, 30% Chrom, 9,2% Eisen etc.) übergegangen. Er besitzt bessere Korrosionsbeständigkeit und bildet nicht soviel „Atommüll“ durch Neutroneneinfang. Zusätzlich hat man das Druckgefäß mit einem Reflektor aus Stahl ausgestattet. Durch das Zurückstreuen von Neutronen in den Kern kann man den Brennstoff besser ausnutzen und gleichzeitig den Druckbehälter weniger belasten (Versprödung durch Neutronen).

Sicherheit und Wartung stehen in enger Beziehung. Schweißnähte weisen immer Fehler auf, die in regelmäßigen Abständen überprüft werden müssen. Solche Wiederholungsprüfungen sind zeitaufwendig (Verfügbarkeit) und kostspielig. Je weniger Schweißnähte, desto besser. Wenn schon Schweißnähte, dann an gut zugänglichen Stellen. Man hat deshalb beim EPR wesentlich komplizierter geschmiedete Formstücke (hohe Investitionskosten) für die Hauptkühlmittelleitungen verwendet bzw. durch Aushalsungen beim Druckbehälter die Anschlüsse vorverlegt.

Schlusswort

Ohne jede Frage hat man in hunderten von Betriebsjahren eine Menge Erfahrungen gesammelt. Hinzu kamen die realen „Großversuche“ aus Harrisburg und Fukushima. Insofern ist der EPR nicht mehr mit den ersten Druckwasserreaktoren vergleichbar. Als Ersatz für gasgekühlte Reaktoren (Hinkley Point) oder als Zubau (Olkiluoto, Taishan) ist er sicherlich eine gute Lösung. Aber ist der Sicherheitsgewinn beispielsweise gegenüber einer Konvoi-Anlage so viel höher, daß ein Ersatz durch einen EPR zu rechtfertigen wäre? Zumal man mit wenigen Nachrüstungen bzw. Ersatzteilen (z. B. Dampferzeuger) sehr kostengünstig eine Betriebsdauer von 80 und mehr Jahren erreichen könnte. Genug Zeit jedenfalls, um auf fortschrittlichere Konzepte umzusteigen.

Im nächsten Teil geht es um den APR-1000 von Westinghouse, der in Moore Side (und anderswo) geplant ist.