Generation IV

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Entwicklungsschema der Kernenergienutzung

Die Kernkraftwerke der Generation IV befinden sich momentan in Entwicklung. Um diese Systeme zur Serienreife zu entwickeln, wurde im Jahr 2000 das Generation IV International Forum (GIF) gegründet, welchem inzwischen 13 Nationen angehören. Diese Kraftwerke sollen ab dem Jahr 2030 einsatzfähig sein, und werden revolutionäre Technologien verwenden.[1]

Entwicklungsgeschichte

Ausgangslage

Nachdem die alten Industrienationen in Europa und Nordamerika Ende der 90er Jahre mit Kraftwerken ausreichend versorgt waren, lief der Bau neuer Kernkraftwerke in diesen Ländern aus. Das Unternehmen Westinghouse Nuclear wurden vom Konkurrenten Toshiba geschluckt, General Electric legte seine Nuklearsparte mit Hitachi zu GE-Hitachi zusammen, und Framatome und Siemens KWU schlossen sich zum Nuklearkonzern Areva zusammen.

Heute sind die meisten Kernkraftwerke Druck- oder Siedewasserreaktoren. Diese sind seit Jahrzehnten bewährt und zuverlässig, auch die Infrastruktur für Wartung und Betrieb ist gut ausgebaut. Aufgrund des negativen Dampfblasenkoeffizienten reguliert sich der Reaktor selbst. Wenn der Reaktor platzen oder undicht würde, oder das Wasser aus einem anderen Grund verloren ginge, hört die Kernspaltung unverzüglich auf. Der grösste physikalisch mögliche Unfall ist ein Zusammenschmelzen des Reaktorkerns aufgrund der Nachzerfallswärme. Die realen Folgen und Strahlenrisiken eines derartigen Unfalls sind wie man seit Three Mile Island und Fukushima weiß sehr gering, viel geringer als bei anderen technischen Anlagen und Chemiefabriken.[2]

Andererseits haben Leichtwasserreaktoren einige schwerwiegende Nachteile: Zum Wechseln des Brennstoffs müssen diese Reaktoren jährlich für mehrere Wochen stillgelegt werden, der Reaktor geöffnet und die Brennelemente gewechselt werden. Auch nutzt ein Druck- oder Siedewasserreaktor die Energie des Urans durch geringe Brutraten und Abbrände, sowie die erforderliche Anreicherung nur zu einem kleinen Teil aus. Das bei der Anreicherung anfallende abgereicherte Uran (engl. Tails) wird deshalb zwischengelagert, um später durch Brutreaktoren zu Kernbrennstoff verwertet zu werden.

Areva und Urenco verkaufen zum Beispiel ihre Bestände an russische Firmen, welche eine Wiederanreicherung vornehmen, um fast reines U-238 zu erzeugen. Das Produkt wird dann zu Uranoxid dekonvertiert.[3] Russland ist auf dem Gebiet der natriumgekühlten Brüter technisch führend. So soll die 800 MWe starke BN-800-Serie von OKBM Afrikantov auch im chinesischen KKW Sanming zum Einsatz kommen. Das leistungsfähigere Nachfolgemodell BN-1200 soll Strom für RUB 0,65/kWh (USD 2,18 ct/kWh) produzieren, und würde damit gegenüber einem Leichtwasserreaktor wettbewerbsfähig sein.[4]

Stromgestehungskosten in den USA im Jahr 2010[5]
in ct/kWh Kernkraft Kohlekraft Wasserkraft Gaskraft
Betriebskosten in US-Dollar 1,05 0,404 0,533 0,279
Wartungskosten in US-Dollar 0,68 0,399 0,381 0,273
Brennstoffkosten in US-Dollar 0,668 2,773 0 4,321
Gesamtkosten in US-Dollar 2,398 3,576 0,915 4,874

Wirtschaftlich ist die Position der Kernenergie seit dem Anstieg der Kohlepreise zu Beginn der Globalisierung sehr komfortabel. Als Konsequenz lässt sich Strom seit vielen Jahren am günstigsten mittels Kernkraft herstellen, siehe die Tabelle rechts. Die Daten der Energy Information Administration (EIA) beziehen sich dabei auf abgeschriebene Anlagen. Lediglich die Wasserkraft besitzt geringere Stromgestehungskosten, ist aber durch geeignete Standorte begrenzt. Die installierte Leistung der US-Wasserkraftwerke ist seit 1975 praktisch konstant, durch den steigenden Energiebedarf sank der Anteil am Strommix von 15% im Jahre 1975 auf 6% im Jahr 2009.

Durch die geringen Erzeugungskosten, sowie den steigenden Strombedarf in den aufstrebenden Staaten Asiens kam es zu einer Renaissance der Kernenergienutzung: So soll das Unternehmen Westinghouse Nuclear allein in China 30 Kernkraftwerke vom Typ AP1000 errichten.[6] In Indien und Südkorea wird der Ausbau der Atomverstromung von staatlicher Seite vorangetrieben. Indien ist besonders an der Brütertechnik interessiert, um seine Thoriumressourcen zu erschließen.[7] In Russland wird die Modernisierung des Kraftwerksparks vorangetrieben, Anfang 2012 waren hier 10 KKW im Bau und weitere 17 in Planung. Vietnam, die Vereinigten Arabischen Emirate und weitere Schwellenländer planen den Einstieg in die Kernenergienutzung.

Die Bevölkerung dieser Länder ist an Wirtschaftswachstum und Wohlstand interessiert, die Ökoreligion hat keine Bedeutung. Eine möglichst naturnahe und teure Energieversorgung aus Wind und Sonne und mit dem, was der heimische Acker hergibt, wird deshalb nicht angestrebt. Auch sind diese Länder durch das Kyoto-Protokoll nicht zur Minderung ihrer Kohlenstoffdioxidemissionen angehalten, und blockieren ein mögliches Nachfolgeabkommen. CO2 wird von den meisten Menschen in diesen Ländern nur für das Blubbern der Cola verantwortlich gemacht, und nicht für eine katastrophale globale Erwärmung. Hier stehen Kernkraftwerke in direkter Konkurrenz zu modernen Kohlekraftwerken, und müssen ihre Wettbewerbsfähigkeit bei jedem Neubauprojekt unter Beweis stellen.

Generation IV International Forum (GIF)

Die Gründung des Generation IV International Forums (GIF) ging von den US-Amerikanern aus. Im Januar 2000 lud das Office of Nuclear Energy, Science and Technology des Department of Energy (DOE) eine Gruppe von Repräsentanten von neun Ländern ein, um eine internationale Zusammenarbeit für die Entwicklung von Kernkraftwerken der 4. Generation auszuhandeln. Diese Länder waren Argentinien, Brasilien, Kanada, Frankreich, Japan, Südafrika, Südkorea, das Vereinigte Königreich und die Vereinigten Staaten. Diese Policy Group setzte eine Gruppe von technischen Experten ein (Technical Experts Group), welche sich erstmals im April 2000 traf.[8] Anfang 2001 setzten sich über 100 Experten aus diesen Ländern und internationalen Organisationen zusammen, um die Ziele der Generation IV, die Reaktorkonzepte und den Forschungs- und Entwicklungsbedarf festzulegen.[9] Die grundsätzlichen Fragen die von der Technical Experts Group untersucht wurden waren:[10]

  • Kühlflüssigkeit: Wasser, Gas, Flüssigmetall, Organisch, Flüssigsalz, Zweiphasen-Stoff, nicht-konvektierend, keine
  • Brennstoffkreislauf: offen, geschlossen (nicht integriert), voll integriert
  • Brennstoff-Design: Feste Hüllrohre, keine Hülle, flüssig, gas- oder dampfförmig, Dünnfilm
  • Energiegewinnung: Clausius-Rankine-Prozess, Brayton-Kreisprozess, direkt, thermionisch, AMTEC, kombiniert
  • Anwendungen: Elektrizität, Medizin, Raumfahrt(antrieb), Raffinerie, Wasserstoffproduktion

Daraus wurden 32 Reaktorkonzepte entwickelt, von denen 28 das Generation-IV-Kriterium erfüllten, eine nukleare Kettenreaktion aufrecht erhalten zu können.[10] Ende 2002 wurden schließlich die sechs aussichtsreichsten Reaktorkonzepte ausgewählt, welche unten näher erläutert werden.[9] Zu den exotischsten Konzepten, welche es nicht in die Endauswahl schafften, gehörten zum Beispiel:[10]

  • LM-FR (Liquid Metal Fast Reactor): Reaktor mit flüssigem Metallkern aus einem Plutonium-Magnesium-Eutektikum. Das Konzept baut auf dem Los Alamos Molten Plutonium Reactor (LAMPRE) auf, welcher 1961 zum ersten Mal kritisch wurde und ein Plutonium-Eisen-Eutektikum als Flüssigkern verwendete.
  • GCR (Gas Core Reactor): Gaskernreaktor, in dem ein Gas aus Urantetrafluorid gespalten wird. Wahlweise als Siedereaktor mit Kaliumfluorid (Siedepunkt 1500°C) oder mit Helium-Beimischung im Brayton-Kreisprozess. Bei letzterem war angedacht erst über einen magnetohydrodynamischen Wandler (MHD) Elektrizität zu erzeugen, die Abwärme sollte dann einen Brayton-Kreisprozess zur Stromerzeugung antreiben, dessen Abwärme wiederum einen Clausius-Rankine-Prozess antreibt, der ebenfalls zu Stromerzeugung genutzt werden sollte. Der Prozesswirkungsgrad der Anlage war mit 70% veranschlagt.
  • AHTR (Advanced High Temperature Reactor): Aufbau wie Druckwasserreaktor, nur das Flüssigsalz im Primärkreislauf den festen Kern mit >1000°C durchströmt. Wird momentan als Ersatz für den Flüssigsalzreaktor untersucht.
  • FSEGT (Fast Sodium Evaporation Gas Turbine): Aufbau wie Siedewasserreaktor, nur das statt Wasser Natrium verdampft werden soll. Das Konzept wurde vom NASA Exploration Team (NEXT) im Dezember 2002 für einen nuklear-elektrischen Raumschiffantrieb vorgeschlagen: Dabei sollen 2 Reaktoren mit je 15 MWth Natrium verdampfen, und über eine Turbine Strom für Ionentriebwerke gewinnen, um einen bemannten Marsflug unter künstlicher Schwerkraft zu ermöglichen.[11]
  • QSMC (Quasi-Spherical Fission Magnetic Cell): Die Spaltprodukte sollen hier direkt zum Ladungstransport verwendet werden, so dass das Kernkraftwerk ohne bewegte Teile auskommt.

Die Schweiz unterzeichnete die GIF-Charta im Februar 2002, Euratom im Juli 2003. Die Russische Föderation und die Volksrepublik China unterzeichneten im November 2006, so dass heute 13 Länder im Generation IV Forum vertreten sind.[1] Australien ist ebenfalls an einem Beitritt interessiert.[12] Für den schnellen gasgekühlten Reaktor (GFR), den überkritischen Leichtwasserreaktor (SCWR), den schnellen natriumgekühlten Reaktor (SFR) und den Höchsttemperaturreaktor (VHTR) wurden bereits Lenkungsausschüsse (Steering Committees) eingerichtet, um den Forschungs- und Entwicklungsbedarf zu koordinieren.[13] Parallel dazu wurden und werden noch Projektabsprachen (Project Arrangements) zwischen den Nationen getroffen, die einzelne Aspekte genauer untersuchen sollen.[14]

Entwicklungsziele

Wirtschaftlichkeit

Die GIF Economics Modeling Working Group (EMWG) ist für die Wirtschaftlichkeitsberechnungen zuständig. Dafür wurde die Software G4Econs programmiert, um die Wirtschaftlichkeit der Entwürfe überprüfen zu können. Das Tool berücksichtigt Kapital- und Produktionskosten, den Brennstoffzyklus (oder Art des Brennstoffes), die optimale Skalierung, und den Verkauf von Energieprodukten (Strom & Wärme).[15] Die Ziele der Generation IV sind:[1]

  • Bau des Kraftwerks in weniger als 48 Monaten
  • Modulare Bauweise, weitere Module können später hinzugefügt werden
  • Projektierte Betriebsdauer von mindestens 60 Jahren
  • Jährliche Auslastung mindestens 92%, Lastfolgefähigkeit
  • Vereinfachte Infrastruktur und Brennstofffertigung
  • Hohe Prozesswirkungsgrade und Abbrände
  • Wirtschaftliche Bereitstellung von Prozesswärme

Gerade der letzte Punkt genießt eine große Aufmerksamkeit, da durch modulare, kleine Reaktoren eine dezentrale Bereitstellung von Kraft-Wärme-Kopplung für Industrieanlagen möglich ist. Da nur etwa 18 % des weltweiten Primärenergiebedarfs zur Stromerzeugung verwendet werden, und der Rest direkt als Brennstoff für Heizprozesse (55%) und Transport (27%) verwendet wird, ergibt sich hier ein großes Marktpotential. Zu den untersuchten Optionen zählen:[1]

  • 800–1200 °C: Eisenschwamm- und Zementherstellung
  • 550–800 °C: Dampfreformierung und Wasserstoffherstellung nach dem Schwefelsäure-Iod-Verfahren
  • 250–500 °C: Kohleverflüssigung und -vergasung, Ölraffination, Biomassevergasung, Gewinnung von Öl aus Ölsand
  • 30-250 °C: Meerwasserentsalzung und nukleare Fernwärme

Sicherheit

Für die Anlagensicherheit sind die Proliferation Resistance & Physical Protection Working Group (PRPPWG) und die Risk & Safety Working Group (RSWG) zuständig. Die PRPPWG hat ihren Focus auf dem Schutz vor Terroranschlägen und dem Diebstahl waffentauglichen Materials. Die RSWG ist für die klassische Reaktorsicherheit verantwortlich und liefert Vorgaben, wie die probabilistische und deterministische Sicherheitsanalyse (PSA/DSA), die Vielschichtigkeit der Barrieren (engl. defence-in-depth) und das neue Hilfsmittel der Objective Provision Trees (OPT) angewendet werden sollten.[16]

Die Reaktoren der Generation IV sollen mindestens so sicher und zuverlässig wie die aktuellen Reaktormodelle sein. Bei einem Unfall in der Anlage soll die Notwendigkeit, die Bevölkerung im Umkreis des Kraftwerks zu evakuieren, praktisch ausgeschlossen werden.[17] Auch soll die Karenzzeit (engl. grace period) bei Stromausfällen und einem Ausfall der Kernkühlsysteme groß genug sein, um eine Reparatur und Wiederherstellung des Systems zu ermöglichen.[18] Der größte Unterschied zur Generation II wird der Einbau von passiven Sicherheitssystemen sein, welche auf Gravitation, natürlicher Konvektion, Feder- oder Gaskraft und der Resistenz gegen hohe Temperaturen basieren. Passive Sicherheitstechnik wird aber kein Ziel an sich sein. Das Sicherheitskonzept soll effizient, zuverlässig und wirtschaftlich sein. Kernschmelzunfällen wird wie bei der Generation III+ durch die Kühlung des Reaktordruckbehälters (engl. in-vessel melt retention) oder der Ausbreitung der Schmelze in einem Kernfänger (engl. ex-vessel melt cooling) entgegengewirkt.[1]

Nachhaltigkeit

Nachhaltigkeit ist das wichtigste Entwicklungsziel der GIF: Würde mit der bisherigen Reaktortechnologie der Weltbedarf an Prozesswärme gedeckt, wären die verfügbaren Uranvorräte in wenigen Jahrzehnten verbraucht.[1] So besteht Natururan nur zu 0,7% aus dem Kernbrennstoff U-235, der Rest ist Brutstoff U-238. Thorium besteht ausschließlich aus dem Brutstoff Th-232, und kann nur durch Umwandlung zu U-233 als Kernbrennstoff verwendet werden. Bis auf den Höchsttemperaturreaktor sind deshalb alle Generation-IV-Systeme für einen geschlossen Brennstoffkreislauf mit hohen Konversionsraten (Brutverhältnisse) ausgelegt. Während ein herkömmlicher Leichtwasserreaktor pro Jahr etwa 200 Tonnen Natururan benötigt um 1 GWe zu erzeugen, kann ein Brutreaktor dieselbe Strommenge mit nur einer Tonne Natururan erzeugen.[1] Auch Leichtwasserreaktoren können als Brüter verwendet werden. So wurde im Kernkraftwerk Shippingport ab August 1977 ein wasserarmer Kern eingesetzt, welcher Uran-233 aus Spaltmaterial und Thorium-232 als Brutstoff verwendete. Nach 5 Betriebsjahren wurde der Reaktor 1982 geöffnet und inspiziert. Dabei wurde festgestellt, dass der Kern 1,39% mehr Spaltmaterial als zu Beginn des Zyklus enthielt.[19] Der überkritische Leichtwasserreaktor wird deshalb eine ähnliche Konversionsrate von ~1 erhalten.

Radiotoxizität von hochradioaktivem Atommüll im Vergleich zu Uranerz

Ein weiterer wichtiger Schritt ist die Weiterentwicklung der Wiederaufarbeitungstechnik, da diese die Brennstoffausnutzung und benötigte Endlagerungszeit maßgeblich mitbestimmt. Bisher können nur Plutonium und Uran im PUREX-Prozess abgetrennt werden. In Zukunft soll dies auch mit minoren Aktiniden (MA) möglich sein.[1] Definitionsgemäß wird die benötigte Einschlusszeit im Endlager nach der Dauer bestimmt, die notwendig ist, damit der Atommüll die effektive Dosis von Natururan erreicht. Ab diesem Zeitpunkt ist es also egal, ob sich ein natürliches Uranerzvorkommen oder ein Endlager für hochradioaktive Abfälle unter der Erde befindet. Die benötigten Einschlusszeiten sind laut Forschungszentrum Dresden-Rossendorf:[20]

  • Bei der direkten Endlagerung sind etwa 200.000 Jahre nötig. Dies ist die kostengünstigste, und daher auch am weitesten verbreitete Methode der Endlagerung. Da die meisten Leistungsreaktoren der Welt in den 70er Jahren errichtet wurden und zwischen dem Einsetzen der Brennelemente in den Reaktor und ihrem endlagerungsfähigen Zustand etwa ein halbes Jahrhundert vergeht (etwa 4 Jahre im Reaktor, 5 Jahre im Abklingbecken und 40 Jahre Trockenlagerung), kann eine Endlagerung frühestens in den 2020er Jahren erfolgen. Finnland und Schweden werden hier eine Vorreiterrolle übernehmen, beide planen ihre Endlager ab 2020 in Betrieb zu nehmen. Im Diagramm rechts entspricht dies der schwarzen Kurve „Total“.[20]
  • Wenn Plutonium und Uran zu 99-99,9% abgetrennt werden (Pu + U), sind nur 6.500 bis 11.300 Jahre Einschlusszeit nötig. Die verbliebenen Spaltprodukte (engl. fission products, FP) und minoren Aktiniden (MA) werden verglast, um die Wasserlöslichkeit zu reduzieren. Das PUREX-Verfahren ist bereits etabliert, und wird in der Wiederaufarbeitungsanlage La Hague mit einem Separationsgrad von 99,88% angewendet. Im Diagramm rechts entspricht die Abtrennung von Pu + U der roten Kurve „Minor Actinides & Decay Products“, welche nach 10.000 Jahren die Radiotoxizität von natürlichem Uranerz unterschreitet.[20]
  • In Zukunft sollen auch die minoren Aktiniden abgetrennt werden (Pu + U + MA), so dass die Radiotoxizität der verbliebenen Spaltprodukte bereits nach 320 bis 1.100 Jahren das Niveau von natürlichem Uranerz erreicht. Im Diagramm rechts entspricht dies der schwarzen Kurve „Fission Products“, welche nach 500 Jahren die Erzlinie schneidet.[20] Die hierfür entwickelten Wiederaufarbeitungsverfahren wie Super-DIREX ergeben allerdings nur Sinn, wenn die abgetrennten minoren Aktiniden in Kernreaktoren oder durch ein Beschleunigersystem (ADS) gespalten oder transmutiert werden können. Die Herstellung von Kernbrennstoff mit Targets aus MA ist deshalb eine der größten Herausforderungen der Generation IV. Tests dazu fanden unter anderem im Kernkraftwerk Phénix und Monju statt.[1] Auch muss der Wirkungsquerschnitt der MA noch genauer bestimmt werden.[20]

Reaktorkonzepte

Im Dezember 2002 wurde die sogenannte Technology Roadmap veröffentlicht, die sechs Reaktortypen beschreibt, die als geeignet angesehen werden, den Entwicklungszielen zu entsprechen. Jeder Reaktortyp wird hinsichtlich seiner Eigenschaften bewertet, sowie Forschungsschwerpunkte genannt, die bewältigt werden müssen, um die Einsatzreife des jeweiligen Typs zu erreichen.

Die Wahl des thermischen Flüssigsalzreaktors (MSR) stellte sich als Fehler heraus, das Konzept erwies sich als nicht leistungsfähig genug. Seit 2008 unterliegt die Entscheidung einer Totalrevision, wobei entweder der Thorium-Flüssigsalzreaktor (TMSR) oder der fortschrittliche Hochtemperaturreaktor (AHTR) als Ersatzkonzept gewählt werden wird. Momentan (2012) ist eine Entscheidung nicht absehbar.

Schneller gasgekühlter Reaktor

Kreisprozess des schnellen gasgekühlten Reaktors

Der schnelle gasgekühlte Reaktor (engl. Gas-Cooled Fast Reactor, GFR) verwendet Helium als Kühlmittel im Primärkreislauf, und schnelle Neutronen zur Kernspaltung. Der Reaktorkern verwendet hexagonale Brennelemente aus faserverstärktem Siliziumcarbid, welche rautenförmig angeordnete Platten aus einer Pu-U-MA-Carbid-Mischung enthalten. Die Leistung des Referenzdesigns wird mit 2400 MWth veranschlagt, mit einer Kernaustrittstemperatur von 850°C und einer Leistungsdichte von 100 MW/m³. Der Brutfaktor soll 1 betragen, dh der Reaktor soll soviel Brennstoff erbrüten wie er verbraucht. Ziel ist ein Abbrand von 15% FIMA (etwa 150 GWd/t). An den Reaktordruckbehälter, welcher im Loop-Design gebaut werden soll, wird sich ein kombinierter Brayton- und Clausius-Rankine-Kreisprozess anschließen.[21] Die Wärme des Heliumgases des Primärkreislaufes, welches dort unter einem Druck von 7 MPa zirkuliert, wird dabei in einem Gaswärmetauscher an einen Helium-Stickstoff-Sekundärkreislauf abgegeben, welcher als Brayton-Kreisprozess mit einer Gasturbine etwa 406 MWe Strom erzeugt. Die Abwärme des Kreislaufes wird in einem Gas-Wasser-Wärmetauscher an einen Tertärkreislauf weitergereicht, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess über eine Dampfturbine etwa 731 MWe Strom erzeugt. Die Abwärme dieses Kreislaufes wird an die Hauptwärmesenke abgegeben. Der Wirkungsgrad des Gesamtprozesses liegt somit bei 45%. Durch die hohe Kernaustrittstemperatur kann der GFR auch effektiv Prozesswärme bereitstellen.[22]

Sicherheitstechnisch wird versucht, die Kernkühlung rein passiv zu realisieren. Der Primärkreislauf, bestehend aus Reaktor und Wärmetauschern, ist dazu in einem stickstoffgefülltem Kugelcontainment untergebracht.[21] Bei einem Leitungsbruch und der folgenden Reaktorschnellabschaltung (RSA) stellt sich somit innerhalb von 4-50 Sekunden ein Druckgleichgewicht zwischen Kugelcontainment und Kreislauf ein (engl. backup pressure). Würde das Kugelcontainment ausschließlich mit Helium gefüllt, wäre ein Gleichgewichtsdruck von 2-3 MPa notwendig, um einen passiven Abtransport der Nachzerfallswärme aus dem Kern zu realisieren. Da im Falle eines Leitungsbruches noch zusätzlich CO2 und N2 eingespritzt werden, sinkt der Druckbedarf auf weniger als 1,5 MPa. Aus praktischen und wirtschaftlichen Gründen wird der Gleichgewichtsdruck auf 1 MPa festgelegt, um die Kosten und den Bauaufwand des Kugelcontainments zu reduzieren. Kurz nach der RSA sind deshalb batteriebetriebene Gebläse zur Konvektion notwendig, nach 24 Stunden reicht die natürliche Konvektion zur Abfuhr der Nachzerfallswärme aus. Die 3 × 100% redundanten Kühlkreisläufe sind über die Flansche der Primärkreisläufe mit dem Reaktordruckbehälter verbunden, die Wärmetauscher zur Umgebung sind etwa 15 m höher als der Kern angebracht.[22]

Die Entwicklung des GFR schreitet zügig voran: Sah das ursprüngliche Konzept von 2002 noch einen reinen Brayton-Prozess vor, wurde aus wirtschaftlichen Gründen auf einen kombinierten Kreislauf gewechselt. Mit der Entscheidung das Kühlsystem nicht rein passiv zu gestalten, wurde eine weitere wichtige Hürde genommen. 2009 unterzeichneten die am Projekt beteiligten Organisationen Joint Research Centre (EU), Commissariat à l'énergie atomique (FR) und die Schweiz (CH) die dazugehörige Conceptual Design and Safety (CDS) Vereinbarung. Das Hauptaugenmerk der Systementwicklung liegt nun auf der Brennstoffentwicklung, da hier Neuland betreten wird. Ein Prototyp zu Forschungszwecken soll um 2020 errichtet werden.

Höchsttemperaturreaktor

Aufbau des GT-MHR, welcher mit dem ANTARES von Areva fast identisch ist

Der Höchsttemperaturreaktor (engl. Very-High-Temperature Reactor, VHTR) wird zur modularen, dezentralen Versorgung von Elektrizität und Prozesswärme entwickelt (Kraft-Wärme-Kopplung). Das Referenzdesign soll eine Leistung von etwa 250-300 MWe besitzen und die Kernaustrittstemperaturen sollen perspektivisch über denen des GFR liegen, um die höchstmögliche Temperatur für industrielle Prozesse bereitzustellen. Der Hauptunterschied zum GFR ist die Moderation der Neutronen durch Graphitblöcke im Kern, welche die TRISO-Brennstoffkügelchen mit 1 mm Durchmesser enthalten. Die mechanische, thermische und chemische Beständigkeit der Brennstoffkügelchen und die Dichtheit gegen Austritt von Spaltprodukten hat eine Kehrseite: eine Wiederaufarbeitung der gebrauchten Brennelemente ist fast unmöglich, daher wird eine direkte Endlagerung angestrebt. Der Abbrand soll 150-200 GWd/t betragen. Die Kernaustrittstemperatur wird mit 900°C angesetzt, mit dem Ziel diese langfristig auf 1000°C zu steigern.[21] Der heliumdurchströmte Reaktorbehälter ist mit einem Wärmetauscher verbunden, welcher wie beim GFR einen kombinierten Kreislauf antreiben kann, oder Prozesswärme bereitstellt.

Das Reaktorkonzept wird von Kanada, China, Euratom, Frankreich, Japan, Südkorea, der Schweiz und den USA entwickelt, aber auch von privater Seite verfolgt.[13] In der NGNP-Allianz (Next Generation Nuclear Plant) haben sich die Nuklearkonzerne Areva und Westinghouse, sowie die Zulieferer GrafTech, SGL Carbon, Toyo Tanso und Technology Insights mit den möglichen Verbrauchern ConocoPhillips, DOW, Entergy und der Petroleum Technology Alliance Canada zusammengeschlossen.[23] Ziel ist es, einen Hochtemperaturreaktor zur Serienreife zu entwickeln. Das Idaho National Laboratory (INL) leitet das Projekt, für das sich General Atomics mit dem Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT-MHR), und Areva mit dem sehr ähnlichen ANTARES mit prismenförmigen Brennelementen bewarben, sowie Westinghouse/PBMR mit einem Kugelhaufenreaktor. Areva gewann Anfang 2012 die Ausschreibung, das System soll bis 2021 entwickelt und gebaut werden.[24] Der Aufbau eines Kraftwerk-Moduls besteht aus dem Reaktor und dem versetzt daneben befindlichen Wärmetauscher. Beide Anlagenteile werden in unterirdischen Betonsilos untergebracht, mehrere Module können nebeneinander gebaut werden.[25] Ein sehr ähnliches Projekt wird in China mit dem Kugelhaufenreaktor HTR-PM verfolgt, welcher im Kernkraftwerk Shidaowan entstehen soll.

Der Entwicklungsschwerpunkt – auch bei den Projekten anderer Länder – liegt auf der Temperaturbeständigkeit des Kerns: Bei einem Ausfall der Kühlsysteme wird die Temperatur des Kerns über die Wände des RDB an die Reaktorgrube abgeführt, welche aktiv oder durch Naturkonvektion die Nachzerfallswärme abführt. Sind auch diese beiden Systeme nicht verfügbar, soll die Nachzerfallswärme durch Wärmeleitung der Gebäudestruktur an den Boden abgegeben werden.[25] Die Herausforderung ist hier, dass die Spaltprodukte auch bei Temperaturen von 1600°C in den Brennstoffkügelchen verbleiben.[21]

Schneller natriumgekühlter Reaktor

Konventionelles Konzept mit drei Kreisläufen
Fortschrittliches Konzept mit überkritischem Kohlenstoffdioxid

Der schnelle natriumgekühlte Reaktor (engl. Sodium Fast Reactor, SFR) ist das am weitesten fortgeschrittene System, und soll Blockleistungen von bis zu 2000 MWe erreichen.[21] Der Reaktorkern befindet sich dabei mit den Wärmetauschern in einem Behältnis (Pool-Typ) oder ist von ihnen getrennt (Loop-Typ). Durch die Flüssigmetallkühlung entspricht der Druck im Reaktorkreislauf fast dem Außendruck. Die hohe Leistungsdichte des Kerns von bis zu 300 WM/m³, hohe Abbrände von >100 GWd/t und das schnelle Neutronenspektrum ermöglichen dem SFR ein sehr hohes Brutverhältnis zu erzielen.[26] So soll der BN-1200 ein Konversionsverhältnis von 1,2 mit Uranbrennstoff und 1,35 mit MOX-Brennelementen erreichen. In weiterer Zukunft soll mit verbessertem Nitridbrennstoff sogar 1,45 erreicht werden.[4] Mit einer projektierten Kernaustrittstemperatur von 550°C für den SFR stehen zwei mögliche Kreisläufe zur Verfügung, die eingehend geprüft werden.

Reaktoren im Pool-Typ besitzen einen Primärkreislauf, welcher das Natrium zu einem Wärmetauscher führt. Der daran anschließende Sekundärkreislauf wird bei existierenden Anlagen ebenfalls mit Natrium betrieben, wobei hier alternative Flüssigmetalllegierungen und Flüssigsalze untersucht werden. Ein weiterer Wärmetauscher treibt schließlich eine Dampfturbine über einen Clausius-Rankine-Kreisprozess an, so dass ein Gesamtwirkungsgrad von etwa 40% erreicht wird. Bei Reaktoren im Loop-Typ ist ein Kreislauf mit überkritischem Kohlenstoffdioxid möglich. Da ein Leck im Gas-Natrium-Wärmetauscher berücksichtigt werden muss, muss der Reaktordruckbehälter (RDB) dem einströmenden Gas standhalten. Bei Reaktoren mit großem Pool wäre ein ausreichend verstärkter RDB zu kostspielig, so dass diese Option nur mit der Loop-Variante verwirklicht werden kann. Das überkritische CO2 zirkuliert hier mit 7,3 MPa im Kreislauf, was einen Prozesswirkungsgrad von 45% ermöglicht. Wenn die Kernaustrittstemperatur auf 650°C gesteigert würde, wären sogar 50% erreichbar. Durch den Wegfall des Zwischenkreislaufes sind geringere Baukosten möglich, allerdings ist ein Kreisprozess mit überkritischem Kohlenstoffdioxid keine etablierte Technik.[26]

Die Abfuhr der Nachzerfallswärme sollte bereits beim inzwischen auf Eis gelegten European Fast Reactor (EFR), und den Vorgängerkonzepten SNR-2 und Super Phénix 2 rein passiv realisiert werden. Dazu befinden sich mehrere Kühlschleifen mit Natrium in der Anlage, welche die Nachzerfallswärme im Becken aufnehmen und über Naturkonvektion an Wärmetauscher in Abluftkaminen führen, wo diese über den Kamineffekt an die Umgebung abgegeben wird.[27] Bei Kernschmelzszenarien, für welche die Anlage mit einem Ablations-Kernfänger im Reaktorbehältnis ausgerüstet wird, muss eine Kritikalität des Coriums ausgeschlossen werden. Da die nukleare Kettenreaktion in einem schnellen Reaktor ohne Moderator auskommt, ist ein vorbeugendes Kerndesign notwendig. Dazu werden Kernschmelzunfälle simuliert, und eine möglichst breite Verteilung der Schmelze angestrebt. Gleichzeitig werden auch Neutronenabsorber im Kernfänger eingebaut.[26]

Die Entwicklung des schnellen natriumgekühlten Reaktors ist durch jahrelange Betriebserfahrung bereits weit fortgeschritten. Neben grundsätzlichen Fragen wie die des Kreisprozesses werden auch neue Brennelemente aus Oxiden, Carbiden und Metall untersucht, sowie die Verteilung und Einbringung von minoren Aktiniden in diese. Ebenso wird eine Erhöhung der Kerntemperatur auf 650°C und ein besserer Waschprozess für abgebrannte Brennelemente untersucht. Die Waschung von Brennelementen nach dem Entfernen aus dem Reaktorbehälter ist wegen des Natriums notwendig, da dieses mit Wasser und Luftfeuchtigkeit reagiert. Der Waschprozess hat einen starken Einfluss auf die Verfügbarkeit des Kernkraftwerks.[26]

Schneller bleigekühlter Reaktor

Der schnelle bleigekühlte Reaktor (engl. Lead-cooled Fast Reactor, LFR) ist vom Aufbau mit dem schnellen natriumgekühlten Reaktor identisch, verwendet allerdings flüssiges Blei statt Natrium als Kühlmittel. Durch das hohe Gewicht der Bleifüllung kann das Reaktorgefäß nicht beliebig groß gefertigt werden, so dass nur eine maximale Blockleistung von 1200 MWe angestrebt wird. Die Kernaustrittstemperatur soll mit 480-800°C perspektivisch über der des SFR liegen.[21]

Momentan werden zwei Systeme näher untersucht: Ein 20 MWe Reaktor im Loop-Typ, basierend auf dem Small Secure Transportable Autonomous Reactor (SSTAR), und der 600 MWe Pool-Reaktor European Lead-cooled SYstem (ELSY). SSTAR soll mit einem überkritischen CO2-Kreislauf ausgerüstet werden, während ELSY Metall-Wasser-Wärmetauscher im Pool zum Antrieb eines Clausius-Rankine-Kreisprozesses besitzen soll.[21]

Die Entwicklung des LFR steht erst am Anfang, bis heute (2012) existiert nur ein provisorischer Lenkungsausschuss (engl. Provisional System Steering Committee, PSSC). Entwicklungsschwerpunkte sind die Auslegung des Reaktorgefäßes auf das schwere Blei, und die Stahlkorrosion bei Kontakt mit Blei. Für ELSY wird auch eine schwimmender Kern untersucht, welcher nur mit dem oberen Teil des Reaktorgefäßes in Verbindung steht.[21] Ein Einsatz des LFR wird für 2025 angesetzt, mit verbesserten Konzepten ab 2035.[28]

Überkritischer Leichtwasserreaktor

Kreisprozess des überkritischen Leichtwasserreaktors

Der überkritische Leichtwasserreaktor (engl. Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR) wird als Referenzsystem mit einer Blockleistung von 1.700 MWe entwickelt, und soll die Bau- und Betriebserfahrung der bisherigen Leichtwassereaktoren mit dem überkritischen Dampfprozess moderner Kohlekraftwerke vereinen.[29] Der Aufbau entspricht einem Siedewasserreaktor mit einem einfachen Kreislauf, das Arbeitsmedium Wasser befindet sich aber stets über dem kritischen Punkt, es finden also im Primärkreislauf keine Phasenübergänge statt. Die Kerntemperatur ist mit 510-625°C höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren. Bei den ersten Entwürfen wird mit einem thermischen Neutronenspektrum gearbeitet, später soll auf eine schnelle induzierte Kernspaltung gewechselt werden, um den Brutfaktor zu erhöhen und minore Aktiniden einzubringen. Der Kernbrennstoff liegt wie bei Leichtwasserreaktoren als Oxidkeramik vor.[21]

Das in den Kern gespeiste Wasser durchströmt diesen dreimal, bis das Wasser den RDB verläßt. In einem einfachen Kreislauf, welcher einen Druck von 22,1-25 MPa besitzt, wird das überkritische Wasser dann in die Turbine gespeist um Energie zu gewinnen. Nach dem Kondensator wird es wieder zurück in den Reaktordruckbehälter gepumpt, und der Kreislauf beginnt von vorne. Der Prozesswirkungsgrad liegt bei 44-50%. Die Herausforderung liegt hier in der Korrosionsresistenz des Kerns gegenüber dem heißen Wasser, so dass spezielle Stahlsorten notwendig sind. Problematisch ist auch das Verhalten des Reaktors bei einem Kühlmittelverluststörfall, da dieser dann kurzzeitig einen positiven Voidkoeffizienten hat.[21] Die Sicherheitssysteme orientieren sich an etablierter Technik, wie sie bereits bei Kernkraftwerken der Generation III+ eingesetzt werden. So ist die sicherheitstechnische Auslegung des Referenzsystems mit dem ABWR von GE-Hitachi und Toshiba fast identisch, mit 3 × 100% redundanten Kühlsystemen und einem Kernfänger in der Mitte der Kondensationskammer.[30] Da die Steuerstäbe von oben in den Kern gefahren werden, kann der RDB tiefer als beim ABWR gelegt werden, was das Containmentvolumen reduziert.[31] Diese Summe an Maßnahmen hat das Potential, die Kapitalkosten um bis zu 40% zu reduzieren.[21]

Die Entwicklung der SCWR wird von Japan, Euratom und Kanada vorangetrieben.[13] Der Lenkungsausschuss beschloss Mitte 2007 den Forschungsplan, die Auslegung des SCWR wurde im Jahr 2010 abgeschlossen.[29] Der erste Kreislauftest soll um 2015 erfolgen, so dass nach 2020 der erste Prototyp errichtet werden kann. Die Entwicklungsschwerpunkte liegen heute bei der Materialforschung, sowie der Simulation von Wärmeübergängen und Strömungen im Kern.[21] Russland und Kanada entwickeln neben dem Referenzsystem mit dem WWER-1700/393 und dem CANDU-SCWR eigene Leichtwasserreaktorkonzepte mit überkritischem Dampfprozess.

Flüssigsalzreaktor

Verworfenes Konzept eines thermischen MSR

Der Flüssigsalzreaktor (engl. Molten Salt Reactor, MSR) ist die größte Baustelle des Generation IV International Forums. Ende 2002 war geplant, salzigen Kernbrennstoff mit Salz (zb. 2LiF–BeF2) zu vermischen, und das Gemisch durch einen „Reaktorkern“ aus Graphit zu pumpen. Da Graphit als Moderator wirkt, kommt es hier zu Kernspaltungen, das Salz erhitzt sich auf fast 800 °C. Allerdings stellte sich dieses Konzept als zu wenig leistungsfähig heraus. 2005 wurde zuerst auf den schnellen Flüssigsalzreaktor (engl. Molten Salt Fast Reactor, MSFR) gewechselt, seit 2008 findet durch den provisorischen Lenkungsausschuss (MSR PSSC) eine Totalrevision der Reaktorauswahl statt. Zwei neue Reaktorkonzepte werden als Ersatz für den MSR untersucht, welche von der Technical Experts Group zuerst verworfen wurden:[32]

  • Thorium Molten Salt Reactor (TMSR): Das Konzept wird auch als Liquid Fluoride Thorium Reactor (LFTR), ausgesprochen „Lifter“, bezeichnet. Das System ist ein Flüssigsalzreaktor mit Flouridsalzen, welcher mit schnellen Neutronen arbeitet und ohne Moderator auskommt. Er soll mit einem Thorium-Brennstoffzyklus arbeiten, wobei das Thorium in einem festen Blanket bebrütet wird. Konzeptionell wird eine Reaktorleistung von 2500 MWth und 1000 MWe angestebt, mit einem Wirkungsgrad von 40%.[21]
  • Advanced High Temperature Reactor (AHTR): Das Konzept wird auch als Fluoride-cooled High-temperature Reactor (FHR) bezeichnet. Wie bereits oben erwähnt strömt flüssiges Salz durch den festen Kern, welcher TRISO-Brennstoffkügelchen in Graphitblöcken enthält. Denkbar sind hier prismatische Brennelemente (AHTR) oder ein Kugelhaufen (PB-AHTR). Ein 1200 MWe-Konzept mit prismatischen Brennelementen und eine 410 MWe-Anlage mit Kugelhaufen werden momentan untersucht. Später sind Blockleistungen von bis zu 4000 MWth ohne Verlust der passiven Sicherheit denkbar.[21]

Momentan (2012) ist noch nicht absehbar, welches der beiden Reaktorkonzepte sich durchsetzen wird. Folglich existiert auch hier nur ein provisorischer Lenkungsausschuss. Es ist ebenfalls nicht absehbar, wann ein Prototyp errichtet wird.

Weblinks

Einzelnachweise

  1. a b c d e f g h i EUROPEAN COMMISSION: Generation IV reactor systems and fuel cycles (horizon 2030): technological breakthroughs in nuclear fission
  2. NATURE: Fukushima’s doses tallied: Studies indicate minimal health risks from radiation in the aftermath of Japan’s nuclear disaster.
  3. WNA – Russia's Nuclear Fuel Cycle
  4. a b WNA – Nuclear Power in Russia
  5. EIA: Average Power Plant Operating Expenses for Major U.S. Investor-Owned Electric Utilities
  6. WNA – Nuclear Power in China
  7. WNA – Nuclear Power in India
  8. GIF – Origins of the GIF
  9. a b GIF – A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems
  10. a b c A Summary of Generation IV Non-Classical Nuclear Systems
  11. NASA/NEXT: Artificial Gravity for Human Exploration Missions
  12. WNA – Nuclear Energy Prospects in Australia
  13. a b c GIF – System Arrangements
  14. GIF – Project Arrangements
  15. GIF – Economics
  16. GIF – RISK AND SAFETY WORKING GROUP: PERSPECTIVES, ACCOMPLISHMENTS AND ACTIVITIES
  17. EURONUCLEAR: Status of the Generation IV Initiative on Future Nuclear Energy Systems
  18. GIF – An Integrated Safety Assessment Methodology (ISAM) for Generation IV Nuclear Systems
  19. WNA – Thorium
  20. a b c d e FZD – Transmutation radioaktiven Abfalls - Grundlagen, Methoden, Perspektiven
  21. a b c d e f g h i j k l m n GIF – R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems
  22. a b CEA – Gas-cooled fast reactors
  23. NGNP Alliance: Members
  24. WNN – Areva modular reactor selected for NGNP development
  25. a b NGNP Alliance: THE HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR NEXT GENERATION NUCLEAR ENERGY
  26. a b c d CEA – Sodium-cooled fast reactors of the future
  27. KFK – The Story of the European Fast Reactor Cooperation
  28. GIF – The Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) system features a fast-spectrum lead or lead/bismuth eutectic liquid-metal-cooled reactor and a closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides
  29. a b GIF – The Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR) system is a high-temperature, high-pressure water-cooled reactor that operates above the thermodynamic critical point of water (374 degrees Celsius, 22.1 MPa, or 705 degrees Fahrenheit, 3208 psia).
  30. "wins.engr.wisc.edu/research/scw/intl/SCIEM-III/SCLWR-H-Oka.ppt": Safety analysis of supercritical-pressure light-water cooled reactor with water rods
  31. University of Tokio: Overview of Design Studies of High Temperature Reactor Cooled by Supercritical Light Water at the University of Tokyo
  32. GIF – The Molten Salt Reactor (MSR) system produces fission power from a molten salt fuel circulating in a fast or epithermal-spectrum reactor and contains an integrated fuel cycle.