Neue Atomreaktoren? Formulierte Erwartungen können „insgesamt nicht als realistisch eingeschätzt werden“ stellt neue Studie fest

Neue Atomreaktoren? Formulierte Erwartungen können „insgesamt nicht als realistisch eingeschätzt werden“ stellt neue Studie fest

Es wird viel von ihnen geredet, sie werden fast alle Probleme lösen, heißt es, und alle alle wollen sie haben – nur wir doofen Deutschen nicht: Neue Atomreaktoren. Ein unglaubliches Trommelfeuer nuklearer Zukunftsträumereien begleitet die am Wochende erfolgende Stilllegung der letzten Atomreaktoren in Deutschland. Ein wütender Aufschrei der Atomlobby gegen einen großen Erfolg: Atomenergie ist in Deutschland am Ende. Für Fakten und Argumente ist kaum Platz. Eine neue – 400 Seiten starke – Studie analysiert den Sachstand bei der weltweiten Entwicklung der dieser Reaktoren, die z.T. auf uralten Konzepten aus den 1950er Jahre stammen. Das sachlich nüchterne Fazit: „Die vielfach in der öffentlichen Diskussion und von Entwicklern selbst formulierte Erwartung, dass SNR einen signifikanten Beitrag zur Lösung der heutigen Probleme der Kerntechnik in den Bereichen Sicherheit, Ver und Entsorgung, nukleare Nichtverbreitung und Wirtschaftlichkeit betragen können, kann angesichts des gegenwärtigen Entwicklungsstandes dieser Systeme und der tatsächlich nachgewiesenen und erwartbaren Vor aber auch Nachteile der einzelnen Technologielinien damit insgesamt nicht als realistisch eingeschätzt werden.“

Für den Medienhpye und die unglaublich interessengeleitete Berichterstattung im Sinne einer liberal-konservativen Politik dürfte die Studie kaum ein Rolle spielen. Klar ist: Atomenergie löst auch in Zukunft keine Probleme, sondern ist zu teuer und zu gefährlich. Gegen Klimakatastrophe und für eine nachhaltige Entwicklung braucht es keine neuen Reaktoren, die immer auch die Risiken von Atomwaffen beinhalten. Energiewende und Zukunft ohne ökologische Großgefahren gibt es nur mit den Erneuerbaren Energie. (SNR – sogenannten neuartige Reaktoren. Eine Vielzahl neuer Konzepte wird auch als SMR, small modular Reactor bezeichnet)

  • BASE FORSCHUNGSBERICHTE ZUR SICHERHEIT DER NUKLEAREN ENTSORGUNG – Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte Zwischenbericht zu AP1 und 2 – Vorhaben 4721F50501; AUFTRAGNEHMER: Öko-Institut e.V., Darmstadt, TU-Berlin, Fachgebiet Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik (WIP), Prof. Dr. Christian von Hirschhausen, Fanny Böse, Björn Steigerwald, Lukas Gast. -Hier beim Bundesamt und hier direkt, jeweils als PDF. Siehe außerdem hier zu SMR beim Bundesamt.

Das Bundesamt zur Sicherheit der nuklearen Entsorgung setzt im Rahmen seines Forschungsprogramms die Arbeiten zur Analyse neuer Reaktorkonzepte fort und hat inzwischen umfangreiche Informationen zusammengetragen und bewerten lassen. Eine übersicht über die wesentlichen Ergebnisse der neuen Studie, inklusive einer Länderübersicht, ist hier auf den Seiten des Bundesamts zu finden und wir weiter unten dokumentiert.

Eine Auswahl von Texten auf umweltFAIRaendern zu Thema neue Reaktorkonzepte:

Dokumentation von der Seites des Bundesamt zur Sicherheit der nuklearen Entsorung:

Gutachten zu sogenannten neuartigen Reaktorkonzepten

Seit der Mitte des 20. Jahrhunderts werden Reaktorkonzepte erforscht, die sich von Leichtwasserreaktoren teils signifikant unterscheiden. Diese sollen laut den Entwickler:innen Vorteile gegenüber heute weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren aufweisen. Aufgrund offener technischer und ökonomischer Fragen konnten sich diese bisher nicht gegenüber Leichtwasserreaktoren durchsetzen. Das wissenschaftliche Gutachten kommt zum Schluss, dass bei diesen Konzepten weiterhin zahlreiche sicherheitstechnische Fragestellungen offen sind und bis zur Mitte dieses Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden.

International werden seit Jahrzehnten sogenannte neuartige Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Im Zuge der internationalen Debatte um eine Dekarbonisierung der Energieversorgung werden solche Technologien immer wieder als mögliche Lösungsstrategie angeführt.

Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von solchen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. Diese beziehen sich meist auf das Kühlmittel, den Moderator, das Neutronenspektrum sowie den Brennstoff und die Form, in der der Brennstoff vorliegt.

Die untersuchten Konzepte sind:

Die ersten sechs Reaktorkonzepte werden teilweise auch als „Generation IV“-Konzepte bezeichnet, da sie von dem sogenannten „Generation IV International Forum“ (GIF) mitentwickelt werden. Bei dem GIF handelt es sich um einen 2001 gegründeten internationalen Verbund von Staaten und Industrieunternehmen, welche die Entwicklung der entsprechenden Reaktorkonzepte voranzutreiben versuchen.

Gutachten betrachtet Sicherheit der Reaktorkonzepte und Entsorgungsfrage

Die untersuchten Konzepte wurden anhand der Kriterien technologischer Entwicklungsstand, Sicherheit, Ver- und Entsorgungsfragen, Proliferationsrisiken und erwartete Kosten bewertet. Das Gutachten kommt zum Ergebnis:

  • In manchen Kategorien weisen die untersuchten Reaktorkonzepte Vorteile gegen Leichtwasserreaktoren auf. Es ist aber nicht zu erwarten, dass eines der Konzepte in allen Bereichen Vorteile aufweisen wird. In einzelnen Bereichen sind auch Nachteile gegenüber heutigen Leichtwasserreaktoren absehbar.
  • Manche der Reaktorkonzepte werfen neue sicherheitstechnische Fragestellungen auf. Beispielsweise die Möglichkeit von Kühlmittelbränden bei natriumgekühlten Reaktoren, ein verstärktes Auftreten von Korrosion bei Salzschmelzereaktoren oder eine schwierigere Regelbarkeit des Reaktors aufgrund einer anspruchsvolleren Neutronenphysik bei schnellen Reaktoren (ein geringerer Anteil verzögerter Neutronen).
  • Trotz der Tatsache, dass die Reaktorkonzepte teils seit Jahrzehnten in Entwicklung sind, existiert bis heute kein kommerziell konkurrenzfähiges Reaktorkonzept. Der weitere Zeitbedarf für die Entwicklung der untersuchten Konzepte liegt wahrscheinlich im Bereich von mehreren Jahrzehnten.
  • Teilweise könnten die untersuchten Konzepte Kostenvorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Es ist nicht davon auszugehen, dass diese Kostenvorteile die bisherigen Kostennachteile heutiger Leichtwasserreaktoren gegenüber anderen Stromerzeugungstechnologien, insbesondere erneuerbaren Energien, ausgleichen oder gar in einen Kostenvorteil umkehren könnten.

In Summe geht das Gutachten davon aus, dass die untersuchten Konzepte bis zur Mitte des Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden.

Entwicklungsstand der Reaktorkonzepte in anderen Ländern

Neben den Technologien untersuchte das Gutachten auch die Forschungs- und Entwicklungstätigkeiten zu den Reaktorkonzepten im Ausland. Die Auswertung der Länder ergab, dass neben dem (fraglichen) Ziel einer günstigen Erzeugung von Strom (und ggf. Wärme) folgende Motive vorhanden sind:

  • Geopolitischer Einfluss (beispielsweise die Möglichkeit durch Exporte Einfluss auf die Atom-Programme anderer Länder zu nehmen),
  • Nutzung von Synergien mit militärischen Atom-Programmen,
  • Aufrechterhaltung von Wissen und industriellen Kapazitäten im Bereich der Kernenergie,
  • die Dekarbonisierung des Energiesystems,
  • die Entwicklung eines sogenannten geschlossenen Brennstoffkreislaufs; also der Möglichkeit durch Wiederaufbereitung einen Teil der Abfälle aus Leichtwasserreaktoren zu nutzen oder neuen Brennstoff für Leichtwasserreaktoren zu erbrüten.

Im Rahmen des Gutachtens wurden die Forschungsaktivitäten der USA, Chinas, Russlands (Staaten mit Atomwaffen und Atomkraftwerken), Südkoreas und Belgiens (Staaten mit Atomkraftwerken aber ohne Atomwaffen) sowie Polen (laut eigenen Plänen potentielles Einstiegsland in die Atomenergie) auf dem Gebiet von (bezogen auf Leichtwasserreaktoren) alternativen Reaktorkonzepten vertieft analysiert.

USA

Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologie. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht – wie ursprünglich erwartet – auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen (SMR-Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen.

Russland

In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente-Fabrik UranPlutonium– Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. Alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden (z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben.

China

China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei SNR Fortschritte erzielt. Alternative Reaktorkonzepte werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Grundlagenforschung bzw. von Prototypen, ein kommerzieller Roll-Out ist noch nicht abzusehen.

Südkorea

Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA, zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA. Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen SNR-Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen vorangeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar.

Belgien

Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes.

Polen

In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa).

 

Außerdem beim Bundesamt online:

Sogenannte neuartige Reaktorkonzepte

Gutachten zu sogenannten neuartigen Reaktorkonzepten

Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von sogenannten neuartigen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht.

Weltweit wird derzeit an verschiedenen Reaktorkonzepten gearbeitet, die als zukünftige Alternativen zu herkömmlichen Atomkraftwerken gesehen werden. Sie werden oft unter Sammelbegriffen wie „Reaktoren der 4. Generation“, „neuartige Reaktorkonzepte“ oder auch mit der englischen Bezeichnung „advanced reactors“ („fortgeschrittene Reaktoren“) zusammengefasst.

Diese sogenannten neuartigen Reaktoren sollen sich dadurch auszeichnen, dass sie

  • deutlich günstiger Strom bereitstellen können als herkömmliche Atomkraftwerke,
  • gegenüber herkömmlichen Atomkraftwerken sicherer sind,
  • in der Lage sein sollen, neue Kernbrennstoffe zu erbrüten,
  • in der Lage sein sollen, radioaktiven Abfall zu verwerten,
  • weniger Abfallstoffe erzeugen,
  • weniger geeignet zur Erzeugung von Spaltstoffen für Atomwaffen sind.

Doch werden diese alternativen Reaktorkonzepte den Erwartungen gerecht? Das BASE lässt derzeit ein Gutachten erstellen, das dieser Fragestellung nachgeht und den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte analysiert und bewertet. Hier können Sie den Zwischenbericht zum Gutachten einsehen.

Historische Entwicklung

Bereits seit den 1940er und 1950er Jahren wurde an einer Vielzahl verschiedener Reaktorkonzepte geforscht, die auf der Verwendung unterschiedlicher Kernbrennstoffe, Kühlmittel, Moderator-Materialien und Neutronenspektren beruhen. Industriell durchsetzen konnten sich vor allem die Leichtwasserreaktoren, zu denen auch die in Deutschland betriebenen Druck- und Siedewasserreaktoren gehören. Etwa 90% der weltweiten Leistung von Atomkraftwerken wird derzeit von Leichtwasserreaktoren erbracht.

Alternative Reaktorkonzepte

Da auch Leichtwasserreaktoren Mängel hinsichtlich ihrer Sicherheit, Brennstoffausnutzung, Wirkungsgrad und Wirtschaftlichkeit aufweisen, steigt seit einiger Zeit wieder das Interesse an alternativen Konzepten. Sie werden häufig als neuartige Reaktoren bezeichnet, beruhen zum Teil aber auf Designs, die sich bereits seit vielen Jahrzehnten in der Entwicklung befinden und bislang keine kommerziell konkurrenzfähigen Baulinien hervorbringen konnten.

Generation IV International Forum

Seit 2001 werden Bestrebungen zur Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte international im „Generation IV International Forum“ (GIF) koordiniert. Ziel ist es, zeitnah einsatzfähige Kernreaktoren alternativer Technologielinien hervorzubringen, die verbesserte Eigenschaften aufweisen.

Es werden sechs verschiedene Technologielinien verfolgt:

  1. Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor, VHTR)
  2. Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor, MSR)
  3. Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR)
  4. Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor, GFR)
  5. Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)
  6. Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR)

Alternative Technologielinien

1.) Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR)

Während die meisten herkömmlichen Reaktoren (so auch die in Deutschland betriebenen Leichtwasserreaktoren) das verwendete Kühlmedium Wasser auf Temperaturen von etwa 300 °C erhitzen, arbeiten einige Reaktortypen bei deutlich höheren Temperaturen. Das Konzept des Hochtemperaturreaktors sieht vor, Temperaturen von 750 °C bis über 1000 °C zu erreichen. Diese hohen Temperaturen ermöglichen zum einen deutlich höhere Wirkungsgrade als bei anderen Reaktortypen, also eine verbesserte Ausbeute bei der Umwandlung von Wärme in elektrischen Strom. Zum anderen kann die Wärme alternativ für bestimmte Industrieprozesse wie die Produktion von Wasserstoff genutzt werden.

Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR)Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor?

Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben.

Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren?

Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen.

Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden.

Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann.

Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt.

Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren

Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA, Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten.

Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb.

2.) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR)

Üblicherweise werden in Kernreaktoren Brennstoffe in fester Form als sogenannte Brennstäbe verwendet. In Salzschmelzereaktoren liegt der Brennstoff dagegen als geschmolzenes Salz vor, das durch den Reaktor gepumpt wird. Teilweise werden Salzschmelzereaktoren auch als Flüssigsalzreaktoren bezeichnet.

Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR)Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor?

Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden.

Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren?

Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist.

Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte, des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können.

Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren.

Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht.

Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierungsverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe.

Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren

Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt.

3.) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR)

Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist aufgebaut wie ein Siedewasserreaktor, allerdings sind Druck und Temperatur so hoch, dass das Wasser nicht siedet; es befindet sich im sogenannten superkritischen (oder auch überkritischen) Zustand. Das Wasser zirkuliert in einem einfachen Kühlkreislauf und wird direkt in die Turbine gespeist.

Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR)Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor?

Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr.

Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor. In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor. Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren, der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar).

Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors?

Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 %). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang.

Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr.

Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren

Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen.

Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU, Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA. Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung.

4.) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR)

In Gasgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mithilfe schneller Neutronen gespalten. Diese haben eine höhere Bewegungsenergie als thermische Neutronen, die in Leichtwasserreaktoren verwendet werden. Ähnlich wie bei Hochtemperaturreaktoren findet dabei Helium als Kühlmittel Verwendung. Dadurch werden besonders hohe Austrittstemperaturen und ein gegenüber herkömmlichen Leichtwasserreaktoren erhöhter Wirkungsgrad ermöglicht.

Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR)Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor?

Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor (Leichtwasserreaktor) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran, Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderators nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden.

Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren?

Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutationen, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv.

Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen. Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien.

Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren

Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben.

Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar.

5.) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR)

In Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mittels schneller Neutronen gespalten. Der Reaktorkern befindet sich dabei in einem Kühlbecken (sogenannte Pool-Bauweise), welches mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Ein sekundärer Natriumkreislauf nimmt die Wärme aus dem primärseitigen Natrium-Pool auf und leitet sie zur Verwendung für die Stromerzeugung aus dem Reaktorbehälter heraus.

Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR)Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor?

Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird.

Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktionen zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran-238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden.

Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen.

Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren?

Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben.

Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert.

In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können, teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation).

Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht.

Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren

Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK-II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb.

In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt.

Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM, Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen.

6.) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR)

Der Bleigekühlte Schnelle Reaktor beruht auf Kernspaltung mittels schneller Neutronen. Als Kühlmittel werden Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung verwendet. Der Primärkreislauf ist so konstruiert, dass das flüssige Metall aufgrund natürlicher Konvektion zirkuliert. Auf primärseitige Umwälzpumpen kann somit verzichtet werden. Die Stromerzeugung erfolgt über eine im Sekundärkreislauf angetriebene Turbine.

Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR)Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE

Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor?

Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird.

Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten (Brutreaktion) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken.

Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren?

Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung.

Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer.

Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren

Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA, das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung.

Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA, China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte.

Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar.

 

Grafische Darstellung der Landkarte Deutschlands mit Symbolen für Atomkraftwerke und einem Informationsblatt mit der Aufschrift "Gutachten im Auftrag des BASE" Quelle: BASE

Forschung Gutachten zu sogenannten neuartigen Reaktorkonzepten

Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von sogenannten neuartigen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht.

Dirk Seifert

Schreibe einen Kommentar

Deine E-Mail-Adresse wird nicht veröffentlicht. Erforderliche Felder sind mit * markiert