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Wiederaufbereitung

2025-04-15T08:12:42Z

Superwip: /* Flouridisierung */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2024 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt, etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Fluoridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinoidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Ein weiteres Problem ist die Bildung wenig flüchtiger Komplexe zwischen Aktinoidfluoriden und Spaltprodukten, etwa Cs2(UF8). Diese werden nicht oder erst bei sehr hohen Temperaturen extrahiert und landen daher im Abfallstrom. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein, keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen, sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern, bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand, dass man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren, die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85 und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal. Im Fall von La Hague entspricht sie weniger als 1 Prozent der natürlichen Umgebungsstrahlung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall typischen Leichtwasserreaktorbrennstoffs (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref> Tritium entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits, vor allem in Druckwasserreaktoren, auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr Tritium frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, wo er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3 m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5 m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2 m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1 m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Superphénix

2024-10-15T22:14:29Z

Superwip: /* Geschichte */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
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|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen, der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix", wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grundstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt, durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer, in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem, dass es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu dass das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>

===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2024-10-15T22:11:10Z

Superwip: /* Sekundärkreis und Dampferzeuger */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen, der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt, durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer, in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem, dass es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu dass das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>

===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2024-10-15T22:05:34Z

Superwip: /* Geschichte */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen, der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt, durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer, in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu dass das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>

===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2024-10-15T21:58:51Z

Superwip: /* EFR- European Fast Reactor */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt, durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer, in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu dass das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>

===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2024-10-15T21:54:17Z

Superwip: /* Reaktorkern */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt, durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer, in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Wiederaufbereitung

2023-05-05T15:06:32Z

Superwip: /* PUREX */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2024 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt, etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

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==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein, keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen, sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern, bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand, dass man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren, die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85 und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal. Im Fall von La Hague entspricht sie weniger als 1 Prozent der natürlichen Umgebungsstrahlung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall typischen Leichtwasserreaktorbrennstoffs (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref> Tritium entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits, vor allem in Druckwasserreaktoren, auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr Tritium frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, wo er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3 m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5 m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2 m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1 m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Wiederaufbereitung

2023-05-05T15:00:21Z

Superwip: /* Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2024 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>
CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein, keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen, sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern, bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand, dass man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren, die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85 und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal. Im Fall von La Hague entspricht sie weniger als 1 Prozent der natürlichen Umgebungsstrahlung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall typischen Leichtwasserreaktorbrennstoffs (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref> Tritium entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits, vor allem in Druckwasserreaktoren, auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr Tritium frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, wo er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3 m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5 m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2 m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1 m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Nukleare Fernwärme

2022-03-16T01:50:09Z

Superwip: /* Sowjetunion, Russland und Ukraine */

Als '''Nukleare Fernwärme''' bezeichnet man Fernwärme, die aus [[Kernreaktoren]] oder gar Heizreaktoren gewonnen wird und zur Versorgung großer Fernwärmenetze dient. In wenigen Ländern, vorrangig in den ehemaligen Ostblockländern, kommen solche Anlagen bereits zum Einsatz, jedoch primär als Abfallprodukt von Reaktoren die hauptsächlich für die Elektrizitätserzeugung dienen. Unter anderem in der Sowjetunion wurde auch konkret geplant im großen Maßstab nukleare Fernwärme mit den großen Kernheizkraftwerken zu erzeugen.

== Geschichte ==
Der Beginn der Nutzung nuklearer Fernwärme geht auf Pläne in den 1950er Jahren zurück. Schweden war das weltweit erste Land, dass die Nutzung nuklearer Fernwärme anstrebte. Man nahm kurze Zeit darauf das [[Kernkraftwerk Ågesta]] in Betrieb, dass den Stadtteil Farsta in Stockholm mit Fernwärme versorgte. Es befand sich von 1963 bis 1974 in Betrieb. Später hatte die Sowjetunion mit der Entwicklung und dem Bau des Heizreaktors [[AST-Reaktor|AST-500]] erstmals begonnen, im großen Umfang die Entwicklung der nuklearen Fernwärme zum Beheizen von Städten zu nutzen. Später folgte in Zusammenarbeit mit dem Westen die Volksrepublik China mit der Entwicklung des NHR-5. Dieser wurde 1989 in Betrieb genommen. Viele andere Länder nutzen ebenfalls nukleare Fernwärme. Meistens nicht aus speziellen Heizreaktoren, sondern aus ihren Kernkraftwerken. Neben der Fernwärme zur Gebäudeheizung ist eine Nutzung der Abwärme auch in anderen Anwendungen möglich. Siehe hier zu mehr Informationen im Artikel [[Nukleare Prozesswärme]].

=== Deutsche Demokratische Republik ===
In der DDR wurde diskutiert auf lange Sicht die Braunkohlekraftwerke im Ballungsraum Halle/Leipzig durch Kernheizwerke vom Typ AST-500 zu ersetzen. Unter anderem durch die Kernheizwerke [[Kernheizwerk Buna|Buna]], [[Kernheizwerk Leuna|Leuna]] und [[Kerheizwerk Lippendorf|Lippendorf]].{{Ref|2}}

{{Hauptartikel|Kernenergie in der Deutschen Demokratischen Republik}}

=== Polen ===
In Polen war die Nutzung von Kernheizkraftwerken angedacht wie auch die Nutzung von Kernheizwerken. Allerdings wurden diese Pläne nie realisiert. Man dachte später noch an, für Danzig Fernwärme aus dem [[Kernkraftwerk Zarnowiec]] zu beziehen. Nachdem der Bau für das Kernkraftwerk storniert wurde, hat man das Projekt auch aufgegeben.{{Ref|2}} Auch das zweite Kernkraftwerk nahe Klempicz sollte Fernwärme für die Stadt Posen zur Verfügung stellen, die 50 Kilometer vom [[Kernkraftwerk Warta]] entfernt liegt.

=== Slowakei & Tschechien ===
In der ehemaligen Tschechoslowakei gab es ein großes Interesse an nuklearer Fernwärme. Man ging davon aus, dass man es ohne Kernenergie zur Erzeugung von Elektrizität und auch zur Wärmeversorgung auf lange Sicht nicht schaffen könnte, den Wärme- und Elektrizitätsbedarf zu decken. Daher wurde projektiert, dass die Erzeugung von 41000 Terajoule Fernwärme durch Kernenergie bis zum Jahr 2000 gewährleistet werden sollte. Im Jahr 1981 wurde im Zuge dessen beschlossen, alle Turbogeneratoren in den Tschechoslowakischen Kernkraftwerken für die Auskopplung von Fernwärme aufzurüsten. Nach dem Beschluss wurde der Bau kleinerer konventioneller Fernheizanlagen reduziert.{{Ref|2}}

Noch im Jahr 1981 wurden Vorkehrungen getroffen alle in Bau befindlichen Kernkraftwerke für die Auskopplung von Fernwärme auszurüsten, unter anderem die Kernkraftwerke [[Kernkraftwerk Bohunice|Bohunice V2]] das die anliegende Stadt Trnava mit Fernwärme Versorgen sollte, das [[Kernkraftwerk Dukovany|Dukovany]] zur Versorgung der Stadt Brünn und das [[Kernkraftwerk Mochovce|Mochovce]] zur Versorgung der der Gegend und der Stadt Levice. Die Turbogeneratoren in Bohunice V1 und V2 sind nicht ausgelegt um Fernwärme auskoppeln zu können. Dadurch ist die Kapazität auf 170 MWth für die Fernwärmenutzung beschränkt. Beim Kernkraftwerk Mochovce wurde die Konstruktion der Turbine noch einmal geändert, sodass ein Reaktor bis zu 230 MWth als Fernwärme zur Verfügung stellen kann. Im Kernkraftwerk Dukovany sollen für die Nutzung von Fernwärme 500 MWth bereitgestellt werden. Das Netz sollte sich nach zehn Jahren wirtschaftlich rentieren.{{Ref|2}}

In der Tschechoslowakei hatte man auch viel Industrie, die Prozessdampf benötigt. Deshalb plante man für das Südböhmische [[Kernkraftwerk Temelín]] die Auskopplung von Prozessdampf für die Stadt Budweis. Zudem war ein Kernheizwerk mit einem AST-300 bei Ostrava-Karvina geplant, welches Jahr 1995 fertiggestellt werden sollte und später ein weiteres für die Stadt Bratislava das im Jahr 2000 den Betrieb aufnehmen sollte. Da jedoch die Leistung dieser Reaktoren auf lange Sicht zu groß war, wurde die Entwicklung einer verkleinerten Version mit 100 bis 200 MW Heizkapazität angestrebt.{{Ref|2}} Nach dem Zerfall der Tschechoslowakei wurden nur noch die Kernkraftwerke Temelín und die Blöcke 1 und 2 (von 4, die Blöcke 3 und 4 befinden sich bis heute in Bau) im Kernkraftwerk Mochovce neben den bereits zuvor fertiggestellten Kernkraftwerken Dukovany und Bohunice realisiert. Die geplanten Fernheizwerke wurden nicht realisiert und auch die Fernwärmenetze der realisierten Kraftwerke wurden nicht ganz im geplanten Umfang umgesetzt.

=== Sowjetunion, Russland und Ukraine===
Im weltweiten Vergleich galt die Sowjetunion als führender Staat in der Entwicklung von nuklearen Fernwärmequellen. Über 55 % der erzeugten Fernwärme in der ehemaligen Sowjetunion wird in extra dafür gebauten Anlagen erzeugt. Die restlichen 45 % in über 250000 kleinen Kesseln, die überall im ganzen Land in den Städten stehen. Diese sind sehr unwirtschaftlich im Vergleich zu großen Anlagen, zumal dadurch der Verbrauch von Brennstoff erheblich gesteigert wird, geschweige denn die Emissionen. Aufgrund dessen wollte man den Bau von Heizwerken vermehren auf fossiler Basis und auch über längere Zeiträme auf nuklearer Basis. Um vorerst den Wärmebedarf zu decken wurde begonnen, Fernwärme aus den bestehenden Kernkraftwerken abzuleiten. Die Sowjetunion war die erste Nation die im großen Umfang Fernwärme aus Kernkraftwerken über Kraft-Wärme-Kopplung gewann. unter anderem im [[Kernkraftwerk Belojarsk]], [[Kernkraftwerk Kola|Kola]], [[Kernkraftwerk Kursk|Kursk]], [[Kernkraftwerk Nowoworonesch|Nowoworonesch]], [[Kernkraftwerk Tschernobyl|Tschernobyl]] und anderen Kernkraftwerken im Land.{{Ref|2}}

Die Kapazität die diese Kernkraftwerke decken konnten lag zwischen 30 und 200 Gigakalorie (Gcal) pro Stunde. Genutzt wurde es meist zur Versorgung von ansässigen Industrien, zur Versorgung der Stadt in der das Kernkraftwerk steht, für Gebäude die zum Bau des Kernkraftwerks benötigt werden und noch für ähnliche Zwecke. Ausgespeist wird es in Form von heißen Wasser. Prozessdampf wird nur in kleinen Mengen erzeugt. Für die Auskopplung von Fernwärme müssen allerdings die Turbogeneratoren ausgetauscht werden. Für den WWER-440 wurde die Turbine vom Typ K-220-44 entwickelt, die etwa 25 Gcal pro Stunde ableiten kann und für den WWER-1000 die Turbine vom Typ K-1000-60/1500 mit einer Fernwärmeproduktion von etwa 200 Gcal pro Stunde. Die Förderkapazität kann durch das Vorwärmen des Wassers weiter gesteigert werden. Ein weiterer neuer Turbogenerator mit einer Wärmekapazität von 500 Gcal pro Stunde wurde ebenfalls entwickelt und kommt erstmals im zweiten Block des [[Kernkraftwerk Rostow|Kernkraftwerks Rostow]] zum Einsatz.{{Ref|2}}

Weil Kernkraftwerke in erster Linie dazu gebaut wurden um Elektrizität zu erzeugen, hatte man die Entwicklung eines neuen Turbogenerators begonnen, um in großen Kernheizkraftwerken Elektrizität und eine große Menge an Fernwärme zu erzeugen. Durch diesen neuen Turbogenerator können aus einem 1000 MW-Reaktor etwa 900 Gcal pro Stunde oder mehr erzeugt werden. In der Sowjetunion sollte dieses Konzept erstmals im [[Kernheizkraftwerk Odessa]] zum Einsatz kommen in zwei Reaktoren vom Typ WWER-1000. Jeder Reaktor soll zwei dieser Turbinen vom Typ TK-450-500/60 haben. Die Kapazität der Anlage wurde im Winter mit etwa 3000 Gcal pro Stunde errechnet. Nach Odessa sollten weitere Anlagen folgen in [[Kernheizkraftwerk Charkiw|Charkiw]], [[Kernheizkraftwerk Minsk|Minsk]] und [[Kernheizkraftwerk Wolgograd|Wolgograd]].{{Ref|2}}

Zusätzlich wurde in der Sowjetunion ein spezieller Heizreaktor vom Typ AST-500 entwickelt. Diese sollen zur Nutzung in kleinen [[Kernheizwerk]]en zum Einsatz kommen. 1983 wurde vom Politbüro angekündigt solche Heizreaktoren zu Bauen und bis zum Jahr 1990 zu Betreiben. Man begann mit dem Bau zweier AST-500 in [[Kernheizwerk Gorki|Gorki]] und [[Kernheizwerk Woronesch|Woronesch]].{{Ref|2}}

Heute wird in Russland und der Ukraine weiterhin die Fernwärme aus den bestehenden Kernkraftwerken bezogen. Keiner der Heizreaktoren wurde jemals in Betrieb genommen. Gleiches gilt für die Kernheizkraftwerke, die nach der [[Katastrophe von Tschernobyl]] storniert wurden.

===Schweiz===
Im Zuge der Ölkrise 1973 begann man in der Schweiz die Möglichkeit der nuklearen Fernwärmenutzung in Betracht zu ziehen.

Anfang der 1980er Jahre wurde mit der Realisierung des Färnwärmenetzes REFUNA (Regionale Fernwärme unteres Aaretal) begonnen für das Fernwärme aus dem [[Kernkraftwerk Beznau]] ausgespeist wird. Die Wärmeauskopplung erfolgt über Dampf welcher zwischen Hochdruck- und Niederdruckturbine abgezapft wird, mit diesem wird das Heißwasser im Fernwärmenetz auf 120°C erhitzt. Im Winter 1983/84 wurde das Paul Scherer Institut als erster Großverbraucher angebunden, seit dem wurden insgesamt 11 Gemeinden an das mittlerweile 145km lange Fernwärmenetz angebunden.

Am [[Kernkraftwerk Mühleberg]] existierte bis zu dessen Stilllegung das "Fernwärmesystem Mühleberg", eine kleine Fernwärmeausspeisung zur Versorgung der nahen Wohnsiedlung Steinriesel und der Gebäude auf dem Kraftwerksgelände.

Das [[Kernkraftwerk Gösgen]] versorgt seit 1996 die Fernwärme Niederamt, ein kleines lokales Fernwärmenetz. Abgesehen davon versorgt das Kernkraftwerk seit seiner Inbetriebnahme 1979 die Papier/Karton Fabrik Aarepapier sowie seit 2009 Cartaseta mit Prozessdampf.

Das [[Kernkraftwerk Leibstadt]] versorgt seit 1987 über das THERMOCULTA System die Gewächshäuser der nahegelegenen Gärtnerei Leuenberger Leibstadt mit Warmwasser aus dem Kühlturmkreislauf. Dieses Warmwasser ist zwar mit etwa 30°C nicht so heiß wie jenes aus zu einer konventionellen Fernwärmeausspeisung allerdings hat diese Abwärmenutzung keinen Einfluss auf die elektrische Leistung des Kraftwerks und ermöglicht die ganzjährige umweltfreundliche Nutzung der Gewächshäuser.

Neben diesen realisierten Projekten waren in der Schweiz zahlreiche Projekte geplant die aber bis Heute nicht realisiert wurden. Dazu gehören die Fernwärmeausspeisung aus Mühleberg FEMBE (Fernwärme Mühleberg – Bern), ein weiteres von Beznau versorgtes Fernwärmesystem (TRANSWAAL/WAAL) im Süden des Kraftwerks, ein Fernwärmesystem zwischen Leibstadt und Basel (WARHENO) und ein großes Fernwärmenetz um Gösgen (FOLA) für Olten und Aarau. Derzeit existiert jedenfalls noch ein erhebliches Ausbaupotenzial. Schätzungen zufolge könnten bei einer Realisierung aller projektierten nuklearen Fernwärmeprojekte etwa 10% der CO2 Emissionen der Schweiz eingespart werden und die Abhängigkeit von Heizöl- und Erdgasimporten reduziert werden.

Da sich die projektierten Standorte für neue Kernkraftwerke in der Schweiz alle in der Nähe der bestehenden befinden, können diese neuen Anlagen kaum neue Fernwärmenetze erschließen, aber man könnte im Zuge ihrer Realisierung bisher nicht realisierte Fernwärmeprojekte umsetzen. Alle Kernkraftwerksneubauprojekte in der Schweiz liegen aber seit 2011 politisch bedingt auf Eis.

== Einzelnachweise ==
{{References|1|http://www.fernwaerme-schweiz.ch/fernwaerme-deutsch/Fachtagungen/Dokumente/Fachtagung-6/Referat_Foskolos_D.pdf|Fernwärme-schweiz.ch - Renaissance der nuklearen Fernwärme}}
{{References|2|http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull264/26404792228.pdf|IAEA - Advanced nuclear power systems: ''A promising area for collaboration. Nuclear heat supply systems in CMEA countries''|englisch}}
{{References|3|http://www.fernwaerme-schweiz.ch/fernwaerme-deutsch/Fernwaerme_Forum/Dokumente/Fachtagung-9/Praesentation_Roland_Schmidiger_d.pdf ''Fernwärme Die Komfort-Energie Strom und Wärme ab Kernkraftwerken- eine Standortbestimmung Axpo Kernenergie''}}

== Siehe auch ==
{{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Kernenergie in der DDR]]
* [[Kernenergie in der Sowjetunion]]

[[Kategorie:Kernkraftwerk]]

Nukleare Fernwärme

2022-03-16T01:15:30Z

Superwip: /* Schweiz */

Als '''Nukleare Fernwärme''' bezeichnet man Fernwärme, die aus [[Kernreaktoren]] oder gar Heizreaktoren gewonnen wird und zur Versorgung großer Fernwärmenetze dient. In wenigen Ländern, vorrangig in den ehemaligen Ostblockländern, kommen solche Anlagen bereits zum Einsatz, jedoch primär als Abfallprodukt von Reaktoren die hauptsächlich für die Elektrizitätserzeugung dienen. Unter anderem in der Sowjetunion wurde auch konkret geplant im großen Maßstab nukleare Fernwärme mit den großen Kernheizkraftwerken zu erzeugen.

== Geschichte ==
Der Beginn der Nutzung nuklearer Fernwärme geht auf Pläne in den 1950er Jahren zurück. Schweden war das weltweit erste Land, dass die Nutzung nuklearer Fernwärme anstrebte. Man nahm kurze Zeit darauf das [[Kernkraftwerk Ågesta]] in Betrieb, dass den Stadtteil Farsta in Stockholm mit Fernwärme versorgte. Es befand sich von 1963 bis 1974 in Betrieb. Später hatte die Sowjetunion mit der Entwicklung und dem Bau des Heizreaktors [[AST-Reaktor|AST-500]] erstmals begonnen, im großen Umfang die Entwicklung der nuklearen Fernwärme zum Beheizen von Städten zu nutzen. Später folgte in Zusammenarbeit mit dem Westen die Volksrepublik China mit der Entwicklung des NHR-5. Dieser wurde 1989 in Betrieb genommen. Viele andere Länder nutzen ebenfalls nukleare Fernwärme. Meistens nicht aus speziellen Heizreaktoren, sondern aus ihren Kernkraftwerken. Neben der Fernwärme zur Gebäudeheizung ist eine Nutzung der Abwärme auch in anderen Anwendungen möglich. Siehe hier zu mehr Informationen im Artikel [[Nukleare Prozesswärme]].

=== Deutsche Demokratische Republik ===
In der DDR wurde diskutiert auf lange Sicht die Braunkohlekraftwerke im Ballungsraum Halle/Leipzig durch Kernheizwerke vom Typ AST-500 zu ersetzen. Unter anderem durch die Kernheizwerke [[Kernheizwerk Buna|Buna]], [[Kernheizwerk Leuna|Leuna]] und [[Kerheizwerk Lippendorf|Lippendorf]].{{Ref|2}}

{{Hauptartikel|Kernenergie in der Deutschen Demokratischen Republik}}

=== Polen ===
In Polen war die Nutzung von Kernheizkraftwerken angedacht wie auch die Nutzung von Kernheizwerken. Allerdings wurden diese Pläne nie realisiert. Man dachte später noch an, für Danzig Fernwärme aus dem [[Kernkraftwerk Zarnowiec]] zu beziehen. Nachdem der Bau für das Kernkraftwerk storniert wurde, hat man das Projekt auch aufgegeben.{{Ref|2}} Auch das zweite Kernkraftwerk nahe Klempicz sollte Fernwärme für die Stadt Posen zur Verfügung stellen, die 50 Kilometer vom [[Kernkraftwerk Warta]] entfernt liegt.

=== Slowakei & Tschechien ===
In der ehemaligen Tschechoslowakei gab es ein großes Interesse an nuklearer Fernwärme. Man ging davon aus, dass man es ohne Kernenergie zur Erzeugung von Elektrizität und auch zur Wärmeversorgung auf lange Sicht nicht schaffen könnte, den Wärme- und Elektrizitätsbedarf zu decken. Daher wurde projektiert, dass die Erzeugung von 41000 Terajoule Fernwärme durch Kernenergie bis zum Jahr 2000 gewährleistet werden sollte. Im Jahr 1981 wurde im Zuge dessen beschlossen, alle Turbogeneratoren in den Tschechoslowakischen Kernkraftwerken für die Auskopplung von Fernwärme aufzurüsten. Nach dem Beschluss wurde der Bau kleinerer konventioneller Fernheizanlagen reduziert.{{Ref|2}}

Noch im Jahr 1981 wurden Vorkehrungen getroffen alle in Bau befindlichen Kernkraftwerke für die Auskopplung von Fernwärme auszurüsten, unter anderem die Kernkraftwerke [[Kernkraftwerk Bohunice|Bohunice V2]] das die anliegende Stadt Trnava mit Fernwärme Versorgen sollte, das [[Kernkraftwerk Dukovany|Dukovany]] zur Versorgung der Stadt Brünn und das [[Kernkraftwerk Mochovce|Mochovce]] zur Versorgung der der Gegend und der Stadt Levice. Die Turbogeneratoren in Bohunice V1 und V2 sind nicht ausgelegt um Fernwärme auskoppeln zu können. Dadurch ist die Kapazität auf 170 MWth für die Fernwärmenutzung beschränkt. Beim Kernkraftwerk Mochovce wurde die Konstruktion der Turbine noch einmal geändert, sodass ein Reaktor bis zu 230 MWth als Fernwärme zur Verfügung stellen kann. Im Kernkraftwerk Dukovany sollen für die Nutzung von Fernwärme 500 MWth bereitgestellt werden. Das Netz sollte sich nach zehn Jahren wirtschaftlich rentieren.{{Ref|2}}

In der Tschechoslowakei hatte man auch viel Industrie, die Prozessdampf benötigt. Deshalb plante man für das Südböhmische [[Kernkraftwerk Temelín]] die Auskopplung von Prozessdampf für die Stadt Budweis. Zudem war ein Kernheizwerk mit einem AST-300 bei Ostrava-Karvina geplant, welches Jahr 1995 fertiggestellt werden sollte und später ein weiteres für die Stadt Bratislava das im Jahr 2000 den Betrieb aufnehmen sollte. Da jedoch die Leistung dieser Reaktoren auf lange Sicht zu groß war, wurde die Entwicklung einer verkleinerten Version mit 100 bis 200 MW Heizkapazität angestrebt.{{Ref|2}} Nach dem Zerfall der Tschechoslowakei wurden nur noch die Kernkraftwerke Temelín und die Blöcke 1 und 2 (von 4, die Blöcke 3 und 4 befinden sich bis heute in Bau) im Kernkraftwerk Mochovce neben den bereits zuvor fertiggestellten Kernkraftwerken Dukovany und Bohunice realisiert. Die geplanten Fernheizwerke wurden nicht realisiert und auch die Fernwärmenetze der realisierten Kraftwerke wurden nicht ganz im geplanten Umfang umgesetzt.

=== Sowjetunion, Russland und Ukraine===
Im weltweiten Vergleich galt die Sowjetunion als führender Staat in der Entwicklung von nuklearen Fernwärmequellen. Über 55 % der erzeugten Fernwärme in der Sowjetunion wird in extra dafür gebauten Anlagen erzeugt. Die restlichen 45 % in über 250000 kleinen Kesseln, die überall im ganzen Land in den Städten stehen. Diese sind sehr unwirtschaftlich im Vergleich zu großen Anlagen, zumal dadurch der Verbrauch von Brennstoff erheblich gesteigert wird, geschweige denn die Emissionen. Aufgrund dessen wollte man den Bau von Heizwerken vermehren auf fossiler Basis und auch über längere Zeiträme auf nuklearer Basis. Um vorerst den Wärmebedarf zu decken wurde begonnen, Fernwärme aus den bestehenden Kernkraftwerken abzuleiten. Die Sowjetunion war die erste Nation die im großen Umfang Fernwärme aus Kernkraftwerken über Kraft-Wärme-Kopplung gewann. unter anderem im [[Kernkraftwerk Belojarsk]], [[Kernkraftwerk Kola|Kola]], [[Kernkraftwerk Kursk|Kursk]], [[Kernkraftwerk Nowoworonesch|Nowoworonesch]], [[Kernkraftwerk Tschernobyl|Tschernobyl]] und anderen Kernkraftwerken im Land.{{Ref|2}}

Die Kapazität die diese Kernkraftwerke decken konnten lag zwischen 30 und 200 Gigakalorie (Gcal) pro Stunde. Genutzt wurde es meist zur Versorgung von ansässigen Industrien, zur Versorgung der Stadt in der das Kernkraftwerk steht, für Gebäude die zum Bau des Kernkraftwerks benötigt werden und noch für ähnliche Zwecke. Ausgespeist wird es in Form von heißen Wasser. Prozessdampf wird nur in kleinen Mengen erzeugt. Für die Auskopplung von Fernwärme müssen allerdings die Turbogeneratoren ausgetauscht werden. Für den WWER-440 wurde die Turbine vom Typ K-220-44 entwickelt, die etwa 25 Gcal pro Stunde ableiten kann und für den WWER-1000 die Turbine vom Typ K-1000-60/1500 mit einer Fernwärmeproduktion von etwa 200 Gcal pro Stunde. Die Förderkapazität kann durch das Vorwärmen des Wassers weiter gesteigert werden. Ein weiterer neuer Turbogenerator mit einer Wärmekapazität von 500 Gcal pro Stunde wurde ebenfalls entwickelt und kommt erstmals im zweiten Block des [[Kernkraftwerk Rostow|Kernkraftwerks Rostow]] zum Einsatz.{{Ref|2}}

Weil Kernkraftwerke in erster Linie dazu gebaut wurden um Elektrizität zu erzeugen, hatte man die Entwicklung eines neuen Turbogenerators begonnen, um in großen Kernheizkraftwerken Elektrizität und eine große Menge an Fernwärme zu erzeugen. Durch diesen neuen Turbogenerator können aus einem 1000 MW-Reaktor etwa 900 Gcal pro Stunde oder mehr erzeugt werden. In der Sowjetunion sollte dieses Konzept erstmals im [[Kernheizkraftwerk Odessa]] zum Einsatz kommen in zwei Reaktoren vom Typ WWER-1000. Jeder Reaktor soll zwei dieser Turbinen vom Typ TK-450-500/60 haben. Die Kapazität der Anlage wurde im Winter mit etwa 3000 Gcal pro Stunde errechnet. Nach Odessa sollten weitere Anlagen folgen in [[Kernheizkraftwerk Charkiw|Charkiw]], [[Kernheizkraftwerk Minsk|Minsk]] und [[Kernheizkraftwerk Wolgograd|Wolgograd]].{{Ref|2}}

Zusätzlich wurde in der Sowjetunion ein spezieller Heizreaktor vom Typ AST-500 entwickelt. Diese sollen zur Nutzung in kleinen [[Kernheizwerk]]en zum Einsatz kommen. 1983 wurde vom Politbüro angekündigt solche Heizreaktoren zu Bauen und bis zum Jahr 1990 zu Betreiben. Man begann mit dem Bau zweier AST-500 in [[Kernheizwerk Gorki|Gorki]] und [[Kernheizwerk Woronesch|Woronesch]].{{Ref|2}}

Heute wird in Russland und der Ukraine weiterhin die Fernwärme aus den bestehenden Kernkraftwerken bezogen. Keiner der Heizreaktoren wurde jemals in Betrieb genommen. Gleiches gilt für die Kernheizkraftwerke, die nach der [[Katastrophe von Tschernobyl]] storniert wurden.

===Schweiz===
Im Zuge der Ölkrise 1973 begann man in der Schweiz die Möglichkeit der nuklearen Fernwärmenutzung in Betracht zu ziehen.

Anfang der 1980er Jahre wurde mit der Realisierung des Färnwärmenetzes REFUNA (Regionale Fernwärme unteres Aaretal) begonnen für das Fernwärme aus dem [[Kernkraftwerk Beznau]] ausgespeist wird. Die Wärmeauskopplung erfolgt über Dampf welcher zwischen Hochdruck- und Niederdruckturbine abgezapft wird, mit diesem wird das Heißwasser im Fernwärmenetz auf 120°C erhitzt. Im Winter 1983/84 wurde das Paul Scherer Institut als erster Großverbraucher angebunden, seit dem wurden insgesamt 11 Gemeinden an das mittlerweile 145km lange Fernwärmenetz angebunden.

Am [[Kernkraftwerk Mühleberg]] existierte bis zu dessen Stilllegung das "Fernwärmesystem Mühleberg", eine kleine Fernwärmeausspeisung zur Versorgung der nahen Wohnsiedlung Steinriesel und der Gebäude auf dem Kraftwerksgelände.

Das [[Kernkraftwerk Gösgen]] versorgt seit 1996 die Fernwärme Niederamt, ein kleines lokales Fernwärmenetz. Abgesehen davon versorgt das Kernkraftwerk seit seiner Inbetriebnahme 1979 die Papier/Karton Fabrik Aarepapier sowie seit 2009 Cartaseta mit Prozessdampf.

Das [[Kernkraftwerk Leibstadt]] versorgt seit 1987 über das THERMOCULTA System die Gewächshäuser der nahegelegenen Gärtnerei Leuenberger Leibstadt mit Warmwasser aus dem Kühlturmkreislauf. Dieses Warmwasser ist zwar mit etwa 30°C nicht so heiß wie jenes aus zu einer konventionellen Fernwärmeausspeisung allerdings hat diese Abwärmenutzung keinen Einfluss auf die elektrische Leistung des Kraftwerks und ermöglicht die ganzjährige umweltfreundliche Nutzung der Gewächshäuser.

Neben diesen realisierten Projekten waren in der Schweiz zahlreiche Projekte geplant die aber bis Heute nicht realisiert wurden. Dazu gehören die Fernwärmeausspeisung aus Mühleberg FEMBE (Fernwärme Mühleberg – Bern), ein weiteres von Beznau versorgtes Fernwärmesystem (TRANSWAAL/WAAL) im Süden des Kraftwerks, ein Fernwärmesystem zwischen Leibstadt und Basel (WARHENO) und ein großes Fernwärmenetz um Gösgen (FOLA) für Olten und Aarau. Derzeit existiert jedenfalls noch ein erhebliches Ausbaupotenzial. Schätzungen zufolge könnten bei einer Realisierung aller projektierten nuklearen Fernwärmeprojekte etwa 10% der CO2 Emissionen der Schweiz eingespart werden und die Abhängigkeit von Heizöl- und Erdgasimporten reduziert werden.

Da sich die projektierten Standorte für neue Kernkraftwerke in der Schweiz alle in der Nähe der bestehenden befinden, können diese neuen Anlagen kaum neue Fernwärmenetze erschließen, aber man könnte im Zuge ihrer Realisierung bisher nicht realisierte Fernwärmeprojekte umsetzen. Alle Kernkraftwerksneubauprojekte in der Schweiz liegen aber seit 2011 politisch bedingt auf Eis.

== Einzelnachweise ==
{{References|1|http://www.fernwaerme-schweiz.ch/fernwaerme-deutsch/Fachtagungen/Dokumente/Fachtagung-6/Referat_Foskolos_D.pdf|Fernwärme-schweiz.ch - Renaissance der nuklearen Fernwärme}}
{{References|2|http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull264/26404792228.pdf|IAEA - Advanced nuclear power systems: ''A promising area for collaboration. Nuclear heat supply systems in CMEA countries''|englisch}}
{{References|3|http://www.fernwaerme-schweiz.ch/fernwaerme-deutsch/Fernwaerme_Forum/Dokumente/Fachtagung-9/Praesentation_Roland_Schmidiger_d.pdf ''Fernwärme Die Komfort-Energie Strom und Wärme ab Kernkraftwerken- eine Standortbestimmung Axpo Kernenergie''}}

== Siehe auch ==
{{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Kernenergie in der DDR]]
* [[Kernenergie in der Sowjetunion]]

[[Kategorie:Kernkraftwerk]]

WWER-1200

2021-01-09T20:55:13Z

Superwip: /* Reaktorkern */

{{Vorlage:Nuklearia|http://nuklearia.de/tag/wwer-1200/ WWER-1200|http://nuklearia.de/2017/02/28/wwer-1200-erster-kernreaktor-der-generation-iii-nimmt-kommerziellen-betrieb-auf/ WWER-1200: Erster Kernreaktor der Generation III+ nimmt kommerziellen Betrieb auf|http://nuklearia.de/2016/07/11/nicht-ohne-mein-kernkraftwerk/ Nicht ohne mein Kernkraftwerk}}
{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Logo WWER-1200.JPG
|BESCHR =Seit 2017 registriertes Logo des WWER-1200
|LAND =Russland
|JAHR =2006
|ENTWICKLER =OKB Gidropress Podolsk
|HERSTELLER =Unternehmen unter Rosatom, vertragliche Subunternehmen weltweit
|R-TYP =Druckwasserreaktor
|R-BAUART =Druckbehälter
|R-MODERAT =Wasser
|R-KUELUNG =Wasser
|B-BRNSTOFF =UO2, MOX
|B-FORM =Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND =
|ERRICHTET =5(+5)
|COMMONSCAT =
}}
Der '''WWER-1200''' (russisch ВВЭР-1200) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor. Bei dem Reaktormodell handelt es sich aktuell um das Flaggschiff der russischen Atomwirtschaft auf dem Exportmarkt und den weltweit ersten Reaktor der [[Generation III+]], der in Betrieb genommen wurde. Der WWER-1200 ist eine evolutionäre Entwicklung der [[WWER]]-Baulinie und baut auf die Erfahrungen der zuvor vermarkteten Reaktoren auf. Das Modell ist insbesondere im Exportmarkt mit mehreren Projekten außerhalb der russischen Föderation platziert, während in Russland selber eher der Bau von Anlagen des Typs [[WWER-1300]] verfolgt wird. Aufgrund des Exporterfolgs der Reaktorlinie plant Rosatom den WWER-1200 in rund 30 Ländern unter den Markennamen mit der lateinischen Schreibweise VVER.1200 und der kyrillischen Schreibweise ВВЭР.1200 zu registrieren,<ref>Росатом: ''Товарные знаки российских реакторов АЭС намечено регистрировать за рубежом'', 18.05.2016. [http://rosatom.ru/journalist/smi-about-industry/tovarnye-znaki-rossiyskikh-reaktorov-aes-namecheno-registrirovat-za-rubezhom/ Abgerufen] am 12.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lCcwmIO5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> was am 18. Juli 2017 unter anderem in der Europäischen Union erfolgte.<ref name="Markify_01-05-2018">Markify: ''VVER 1200''. [http://trademark.markify.com/trademarks/ctm/vver+1200/016208712/?lang=de Abgerufen] am 01.05.2018. ([http://archive.is/gcdUL Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Die Vermarktung geschieht bereits unter den beiden Varianten VVER.1200E für den Reaktortyp mit eher aktiven Sicherheitssystemen, sowie VVER.1200M für den Reaktortyp mit eher passiven Sicherheitssystemen. Beiden Anlagen liegt jedoch das gleiche Basisreaktorsystem zugrunde.<ref name="Svetlov_10-2016"/> Im internationalen Wettbewerb steht das Reaktormodell unter großem Konkurrenzdruck.

== Geschichte ==
[[Datei:RIAN archive 679617 Russian President Dmitry Medvedev attends Leningrad Nuclear Power Plant.jpg|mini|Kirijenko auf der Baustelle des WWER-1200-Kernkraftwerks [[Leningrad II]] mit Ministerpräsident Dimitri Medwedew im Jahr 2010]]
Im Jahr 2005 ersetzte durch Erlass des russischen Ministerpräsidenten Michail Fradkow der 1998 ehemalige russische Ministerpräsident und 1997 bis 1998 Energieminister der russischen Föderation, Sergei Kirijenko, den bisherigen Chef der [[Föderale Agentur für Kernenergie Russlands|Föderalen Agentur für Kernenergie]] Russlands, Aleksandr Rumjantsew. Grund hierfür sind die Pläne des russischen Präsidenten Wladimir Putin gewesen, den Nuklearsektor in einem Staatsunternehmen zu reorganisieren, sowie die Tatsache, dass der Nuklearsektor ein sicherheitsstrategischer Bereich sei und Kirijenko ein hohes persönliches Vertrauen von Wladimir Putin habe, diese Aufgaben zu übernehmen.<ref>Nuclear Engineering International: ''Kiriyenko replaces Rumyantsev at Rosatom'', 15.11.2005. [http://www.neimagazine.com/news/newskiriyenko-replaces-rumyantsev-at-rosatom/ Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxXWUAqu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die russische Atomwirtschaft sah sich zu diesem Zeitpunkt eher in einer schlechten Zukunftslage aufgrund wenig modernisierter Technologie, alternden Kernkraftwerken und fehlender finanzieller Mittel für die Modernisierung oder den Neubau dergleichen. Im Rahmen einer Reorganisierung von Rosatom und der Atomwirtschaft sprach Kirijenko erstmals öffentlich beim World Nuclear Fuel Cycle 2006 meeting der [[World Nuclear Association]] und des [[Nuclear Energy Institute]] im April 2006 in Hongkong, dass man eine neue Strategie verfolge, die einerseits die Gründung des Staatsunternehmen [[Rosatom]] vorsehe, als auch den Bau von neuen Kernkraftwerken mit einer Leistung zwischen 1000 und 1100 MW bis 2020 und 2030, zwei pro Jahr, um den Atomstromanteil auf 23 bis 25 % zu erhöhen, sowie die alten bestehenden Anlagen zu ersetzen.<ref>Nuclear Engineering International: ''Kiriyenko's plans, home and away'', 05.04.2006. [http://www.neimagazine.com/news/newskiriyenko-s-plans-home-and-away/ Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxXysgzq Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Im Oktober 2006 erklärte Kirijenko auf dem 31. jährlichen Symposium der World Nuclear Association, dass das Bauprogramm für zwei neue Blöcke ab dem Jahr 2007 genehmigt wurde mit einer Leistung von 1200 MW bis 1500 MW pro Block.<ref>Nuclear Engineering International: ''Rushing ahead'', 06.10.2006. [http://www.neimagazine.com/opinion/opinionrushing-ahead/ Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxYCf3Bi Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Allerdings war noch im gleichen Jahr klar, und eine Entscheidung dazu getroffen worden, dass man das einzige mit 1500 MW fähige Modell, der [[WWER-1500]], nicht für die neuen Projekte berücksichtigen werde, da das Stromnetz der russischen Föderation keinen Ausfall einer so großen Erzeugungskapazität kurzfristig stemmen kann.<ref>''Атомный ренессанс - уже настоящее''. [http://www.ruseconomy.ru/nomer22_200611/ec05.html Abgerufen] am 18.09.2012. ([http://www.webcitation.org/6AlSNotx9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auf dieser Basis wurde entschieden, einen Reaktor zu verwenden, der eine Leistung zwischen 1100 MW und 1200 MW erreicht, der zu diesem Fall jedoch noch nicht entwickelt worden war.<ref>Vera Ponomareva: ''Public hearings on a second nuclear plant in St. Petersburg to be held in January'', Bellona, 29.11.2006. [http://bellona.org/articles/articles_2006/lnpp_hearings Abgerufen] am 19.09.2011. ([http://www.webcitation.org/61oVLlWju Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Auf dieser Basis wurden die Anforderungen ''AES-2006'' entwickelt, denen dieser Reaktor entsprechen sollte:<ref>Atomenergoprom: ''NPP-2006''. [http://atomenergoprom.ru/en/nuclear/actual/actual1/ Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxbEINS3 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
* Mindestens 1150 MW Leistung
* Möglichkeit die Leistung auf 1200 MW zu erhöhen
* Verfügbarkeitsfaktor von 92 %
* Brennstoffzyklus von bis zu 24 Monaten

[[Datei:Novovoronezh Nuclear Power Plant II.png|mini|Entwurf für den WWER-1200/392M]]
Noch im Jahr 2006 legte der WWER-Designer OKB Gidropress mit den beiden führenden Designern für Kernreaktoren in Russland, [[Atomenergoprojekt Moskau]] und [[Atomenergoprojekt Sankt Petersburg]], den Entwurf für den WWER-1200 vor, der in zwei unterschiedlichen, aber baulich ansonsten gleichen Versionen, einmal als V-392M auf Basis des [[WWER-1000|WWER-1000/392]] (AES-92) und als V-466P (später V-491) auf Basis des [[WWER-1000|WWER-1000/466]] (AES-91/99), ein einmal mehr passives und einmal als mehr aktives Design, zwei unterschiedliche Varianten demonstrieren sollte, auf deren Basis für die russische Atomwirtschaft ein Standardmodell für den Ersatz der bestehenden Anlagen gewählt werden soll.<ref>Nuclear Engineering International: ''Russia’s next VVER'', 27.10.2009. [http://www.neimagazine.com/features/featurerussia-s-next-vver/ Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxbKO584 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Tatsächlich handelt es sich beim WWER-1200 mehr oder weniger um eine lediglich vergrößerte Variante des [[WWER-1000]], weshalb es sich um ein evolutionäres Design handelt.<ref name="Bakaldin_2010">V. I. Bakaldin, u.a.: ''Evolution of the structure of the WWER-1000 reactor vessel from the prototype model to WWER-1200'', 2010. [http://www.ipp.kiev.ua/jpp-full/2010/2010_01e/038-043.pdf Abgerufen] am 04.09.2016. ([http://www.webcitation.org/6kGfshIj8 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bereits 1987 war vorgeschlagen worden, die Leistung des WWER-1000 auf bis zu 3200 MWth zu erhöhen, insbesondere im Zusammenhang mit einem längeren Brennstoffzyklus, der zu einer höheren Effizienz geführt hätte, sofern wichtige Modernisierungen vorgenommen worden wären.<ref>IAEA: ''FIRST MEETING OF THE INTERNATIONAL WORKING GROUP ON ADVANCED TECHNOLOGIES FOR WATER COOLED REACTORS'', 18.05.1987. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/19/041/19041744.pdf Abgerufen] am 04.09.2016. ([http://www.webcitation.org/6kGgNrMF2 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Dies erforderte allerdings auch Modifikationen am Reaktor selbst, was dazu führte, dass das Ischorawerk in Sankt Petersburg zusammen mit Gidropress den Reaktor des Typs WWER-1000/392 entwickelte, der im Vergleich zu den Vorgängermodellen etwas verlängert, und erstmals ab 1996 für das [[Kernkraftwerk Buschehr]] gefertigt wurde. Für die Anforderung des WWER-1200-Reaktordruckbehälters, der ab 2006 geplant wurde mit einer Standzeit von 60 Jahren und erhöhter thermischer Reaktorleistung von 3200 MWth, griff man auf Empfehlungen seitens dem Ischorawerk und dem Kurtschatow-Institut auf, die bereits 1989 evaluiert wurden, darunter ein vergrößerter Durchmesser des Reaktors, um die Neutronenbelastung zu senken, sowie ein neues Prüfprogramm für Reaktoren dieses Typs. Abgesehen von einem ebenfalls leicht modifizierten [[Reaktorstahl]], ist die Konstruktion des Reaktors selbst nahezu unverändert.<ref name="Bakaldin_2010"/> Nach eigener Angabe gibt der Designer der Reaktorsysteme, OKB Gidropress, offiziell an, dass sich auch die beiden Basisvarianten des WWER-1200, V-392M und V-491, im Bezug auf die Hauptkomponenten nicht unterscheiden, jedoch der identische Aufbau im Primärkreis bis zu 30 % voneinander abweicht.<ref>GRS: ''Wissenschaftlichtechnische Untersuchungen zur nuklearen Sicherheit von Kernkraftwerken in (Ost-)Europa und angrenzenden Regionen sowie Einschätzungen nuklearer Risiken)'', Oktober 2011. [https://www.grs.de/sites/default/files/pdf/GRS-A-3591.pdf Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxaq3VIc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

[[Datei:Leningrad Nuclear Power Plant (33164490961).jpg|mini|Bau von zwei WWER-1200 im Kernkraftwerk Leningrad II, 2017]]
Im Rahmen einer anstehenden Kooperation zwischen Rosatom und Siemens wurde seitens des TÜV Süd 2009 die Technik des WWER-1200 untersucht. Der zuständige Experte des TÜV, Hannes Wimmer, lobte die passive Bauweise der Anlage und hob hervor: „Westliche Sicherheitsstandards werden eingehalten oder sogar übertroffen.“<ref name="SPON_18-05-2009">Spiegel Online: ''Atompakt mit dem Großreich'', 18.05.2009. [http://www.spiegel.de/spiegel/print/d-65414162.html Abgerufen] am 03.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6o0NZwbrc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die ersten beiden Reaktoren des Typs WWER-1200 gingen noch während der Entwicklungsphase 2007 im Kernkraftwerk [[Nowoworonesch II]] und [[Leningrad II]] in Bau. Noch während der Bauphase unterzeichnete Rosatom mehrere Verträge für den Export des Reaktors nach Weißrussland, Türkei, Finnland, Ungarn, Ägypten und Bangladesch. Am 5. August 2016 ging Nowoworonesch II-1 als erster Reaktorblock dieser Baulinie ans Netz, gleichzeitig als leistungsstärkster Reaktorblock Russlands und weltweit erster Reaktor der [[Generation III+]].<ref>Publicatom: ''Новейший, самый мощный в России и не имеющий аналогов в мире атомный энергоблок Нововоронежской АЭС выдал в сеть первую электроэнергию'', 05.08.2016. [http://publicatom.ru/blog/nvaes/21581.html Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxc7UrP8 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2017 erhielt Nowoworonesch II-1 vom in Energetikerkreisen renommierten POWER magazine als eine von drei Anlagen den Preis TOP PLANT 2017.<ref>CISION PR Newswire: ''POWER Magazine Announces Award-Winning Nuclear Power Plants'', 01.11.2017. [https://www.prnewswire.com/news-releases/power-magazine-announces-award-winning-nuclear-power-plants-300547687.html Abgerufen] am 02.11.2017. ([http://www.webcitation.org/6ugBfiRVw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>POWER magazine: ''Russia Continues Legacy of Innovation at Novovoronezh Nuclear Power Plant'', 01.11.2017. [http://www.powermag.com/russia-continues-legacy-of-innovation-at-novovoronezh-nuclear-power-plant/?printmode=1 Abgerufen] am 02.11.2017. ([http://www.webcitation.org/6ugBjbd83 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Russland konnte durch den WWER-1200 damit ein zweites mal in Folge den Titel TOP PLANT erwerben, 2016 zuletzt mit dem [[BN-800]] im [[Kernkraftwerk Belojarsk]].<ref>POWER magazine: ''TOP PLANT: Beloyarsk Nuclear Power Plant Unit 4, Sverdlovsk Oblast, Russia'', 01.11.2016. [http://www.powermag.com/beloyarsk-nuclear-power-plant-unit-4-sverdlovsk-oblast-russia/ Abgerufen] am 02.11.2017. ([http://www.webcitation.org/6ugBpDM9j Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 9. März 2018 ging Leningrad II-1 als erster Reaktorblock der eher aktiv gesicherten Version 491 als weltweit zweiter Reaktorblock der Generation III+ erstmals bei einer Reaktorleistung von 35 % mit einer elektrischen Leistung von 240 MW ans Netz.<ref>ROsenergoatom: ''Ленинградская АЭС: инновационный энергоблок №1 с реактором ВВЭР-1200 успешно включен в единую энергосистему России и начал выдавать первые киловатт-часы'', 09.03.2018. [http://rosenergoatom.ru/zhurnalistam/main-news/26439/ Abgerufen] am 09.03.2018. ([http://archive.is/HdZ5s Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>

Am 27. Dezember 2016 beantragte Rosatom das Eintragen der Bezeichnung ''VVER-1200'' als Handelsname in der europäischen Union. Der Handelsname wurde am 18. Juli 2017 registriert und ist rechtlich geschützt bis zum 27. Dezember 2026. Für den Handelsnamen hat Rosatom zudem ein Logo für den Reaktor hinterlegt.<ref name="Markify_01-05-2018"/>

Am 8. Juni 2018 wurde der Export des WWER-1200 weiter beflügelt durch die Unterzeichnung eines Abkommens zwischen China und Russland über den Bau von vier WWER-1200, jeweils zwei an den Standorten [[Kernkraftwerk Tianwan|Tianwan]] und [[Kernkraftwerk Xudabao|Xudabao]].<ref>Nuclear Engineering International: ''Site approval for Chinese AP1000 plant'', 11.06.2018. [http://www.neimagazine.com/news/newschina-to-build-four-more-russian-design-reactors-6200967 Abgerufen] am 14.06.2018. ([https://archive.li/PCqVe Archivierte Version] bei [https://archive.li/ Archive.li])</ref>

Infolge der weiteren Entwicklung des Designs wurde insbesondere das Thema Einwirkungen von Außen berücksichtigt, darunter der Absturz eines Flugzeugs auf das Kernkraftwerk. Während zwar das Reaktorgebäude darauf ausgelegt ist einem großen Flugzeug standzuhalten, ist dies bei den vor dem Reaktorgebäude vorgelagerten Sicherheitsgebäude, in dem Notspeisesystreme von vier Sicherheitssträngen untergebracht sind, nicht der Fall. Es wird angenommen, dass es maximal den Absturz eines 220 Tonnen schweren und 100 Meter pro Sekunde schnellen Verkehrsflugzeug standhalten würde, entsprechend der Auslegung für das Kernkraftwerk Paks 2. Technisch ist es zwar möglich die Gebäude so weit zu verstärken, dass sie einem solchen Flugzeug standhalten können, jedoch werden dadurch die Anlagenkosten signifikant erhöht, während die Gesamtwahrscheinlichkeit eines Absturzes nur klein ist und daher die Kosten nicht rechtfertigt. Aus der rationalen Sicht wird es daher als ökonomischer angesehen neue Sicherheitssysteme als zusätzliches Backup zu installieren und diese im Nebengebäude des Reaktorgebäudes zu installieren, sodass eine physische Trennung von 40 Metern erreicht wird, womit die IAEA-Anforderungen für solch einen Fall erfüllt werden.<ref name="Saitow_11-05-2019">Р.Р.Саитов, u.a.: ''ВЫПУСКНАЯ КВАЛИФИКАЦИОННАЯ РАБОТА МАГИСТРАРАЗРАБОТКА СИСТЕМЫАВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1200'', 11.05.2018. Seite 11, 12, 22. [http://elib.spbstu.ru/dl/2/v18-1527.pdf/download/v18-1527.pdf Abgerufen] am 20.10.2019. ([https://web.archive.org/web/20191020053157/http://elib.spbstu.ru/dl/2/v18-1527.pdf/download/v18-1527.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

== Technik ==
Das zentrale Reaktorsystem des WWER-1200 ist bei allen vermarkteten Varianten identisch, lediglich der Aufbau und die Zusammensetzung der Sicherheitssysteme unterscheiden sich. Als Basis für die technische Beschreibung werden daher die Basismodelle V-392M und V-491 behandelt, sowie Besonderheiten für einzelne Unterversionen, falls vorhanden, ergänzend genannt.

=== Kreisprozess ===
[[Datei:VVER-1000-Stereometric.svg|mini|Prinzipanordnung der Primärkreiskomponenten mit dem Reaktor, den vier Dampferzeugern und den vier Pumpen, inklusive Druckhalter]]
Beim WWER-1200 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit vier Primärkreisläufen, Auslegungsbasis waren die vorherigen Anlagen des Typs [[WWER-1000]]. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den versionsunterscheidenden passiven Wärmeabfuhrsystemen, die sich konstruktiv stark unterscheiden, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle, in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.<ref name="ARIS V-392M">ARIS der IAEA: ''Status report 107 - VVER-1200 (V-392M) (VVER-1200 (V-392M))'', 01.08.2011. [https://aris.iaea.org/PDF/VVER-1200(V-392M).pdf Abgerufen] am 09.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jdn9D8nt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref name="ARIS V-491">ARIS der IAEA: ''Status report 108 - VVER-1200 (V-491) (VVER-1200 (V-491))'', 01.08.2011. [https://aris.iaea.org/PDF/VVER-1200(V-491).pdf Abgerufen] am 09.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jdn4jsNY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Das Kühlmittel Wasser wird in den Primärkreisläufen unter einem Druck von {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar über die vier kalten Stränge der Loops, welche einen Innendurchmesser von 850 mm besitzen, in den Reaktordruckbehälter geleitet und strömt dort die Innenwand entlang nach unten. Am Boden wird die Flussrichtung umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird, und sich das Wasser von etwa 298,2 °C auf ungefähr 328,9 °C aufheizt. Von dort aus fließt es über die vier heißen Stränge der Loops durch die Rohrleitungen mit ebenfalls 850 mm Innendurchmesser durch die Heizrohre der vier Dampferzeuger, welche als Rohrbündelwärmeübertrager ausgelegt sind. Nach der Wärmeübertragung wird das Kühlmittel jedes Kreislaufes mit einer Kreiselpumpe zurück in den Reaktorkern gepumpt. Um den Druck in den Kreisläufen zu halten, besitzt einer der Loops einen Druckhalter, welcher sich zwischen der Heißseite und dem Dampferzeuger befindet. Der Massenstrom durch den Kern beträgt bei einer Nennleistung von 3200 MWth etwa 86.000 m3/h.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/>

Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe, die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess ausgeführt ist. In den vier Dampferzeugern wird dabei Sattdampf bei {{Konvert|7.0|MPa|Bar}} bar Druck und etwa 283,8 °C erzeugt, welcher über vier Leitungen über redundante Sicherheitsventile aus dem Containment in das Maschinenhaus und dort in die Dampfturbine strömt, wo der Turbosatz elektrische Energie erzeugt. Dabei wird der Dampf nach dem Durchströmen der Hochdruckturbine, je nach Turbinentyp, in zwei oder vier parallele Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet, um danach in die zwei oder vier Niederdruckturbinen eingespeist zu werden. Kondensatpumpen fördern das Kondensat aus dem Kondensator in den Speisewasserbehälter über eine Niederdruck-Vorwärmstrecke, bevor es in einen Entgaser fließt. Dieser wird von den Wasserabscheidern bespeist. Danach wird das Wasser von der Speisewasserpumpe des jeweiligen Dampferzeugers durch den Hochdruck-Speisewasservorwärmer gepumpt, welcher von den Zwischenüberhitzern mit Restwärme versorgt wird. Danach wird es mit 225 °C in den Dampferzeuger gespeist und der Kreislauf beginnt von vorn.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/>

==== Reaktordruckbehälter ====
[[Datei:WWER-1200 RDB.png|thumb|right|hochkant=0.75|Aufbau des Reaktorbehälters]]
Der Reaktordruckbehälter ist die zentrale Einheit des Kraftwerks, da hier durch den Kernreaktor Masse direkt in Energie umgesetzt wird. Konkret geschieht dies durch induzierte Spaltung (Fission) von schweren Atomkernen, wobei die daraus entstehenden Spaltprodukte einen höheren Massendefekt aufweisen als das schwere Ausgangsnuklid der Kernspaltung. Der WWER-1200 verwendet als Leichtwasserreaktor [[thermische Neutronen]], das Wasser im Primärkreislauf dient gleichzeitig als Moderator und als Kühlmittel. Das Moderieren (Abbremsen) der Neutronen erhöht dabei den Wirkungsquerschnitt für die Kernspaltung des Brennstoffes und verringert im Verhältnis den Einfangquerschnitt nicht spaltbarer Schweratome wie Uran-238. Bei steigender Temperatur im Reaktor bilden sich verstärkt Dampfblasen aus, die Moderationswirkung des Wassers lässt nach, der Wirkungsquerschnitt sinkt und folglich auch die Zahl der Kernspaltungen (negativer Dampfblasenkoeffizient). Sicherheitstechnisch sinnvoll, behindert diese Eigenschaft jedoch eine beliebige Erhöhung der Leistungsdichte, sodass die Blockleistung im Laufe des Anlagenlebens nur durch bessere Dampfturbinen und effizientere Wärmetauscher erhöht werden kann. Während des Betriebes wird dem Wasser Borsäure zugesetzt. Da Bor ein wirksamer Absorber für Neutronen ist, kann durch die Borsäurekonzentration die Leistung des Reaktors geregelt werden. Eine weitere automatische Leistungsregelung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur. Eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet auch eine erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen schlecht spaltbaren Uran-238, Neutronen zu absorbieren.

Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 4,232 m und eine Wandstärke von 197,5 mm. Ohne Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe 11,185 Meter, bei einer Masse von 323 Tonnen. Der Behälter besteht dabei aus Ferritstahl, welcher in ringförmige Strukturen geschmiedet und anschließend an sechs Stellen zusammengeschweißt wird. Aus Korrosionsschutzgründen ist die Innenseite des Reaktordruckbehälters außerhalb des Kernbereichs mit 7 mm dickem rostfreiem Stahl ausgekleidet, im Kernbereich und unterhalb des Reaktorkerns beträgt die Dicke der Plattierung 9 mm. Das durch die vier Kaltseiten des Reaktordruckbehälters in diesen strömende Wasser fließt innen an der Wand entlang nach unten, um den Kern von außen zu kühlen. Am Boden befindet sich unter dem Führungsgitter ein Verteilersieb, um das Wasser gleichförmig durch den Reaktorkern zu leiten.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/>

Inklusive Reaktordeckel besteht der gesamte Reaktordruckbehälter aus neun Schmiedeteilen.<ref name="TOI_Stahl_2012">ГНЦ ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»: ''СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ПРОИЗВОДСТВА ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ АЭУ С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР'', 2012. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/pr-at2012/Durynin.pdf Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjD30kVf Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Zu Beginn wurden die ersten Reaktordruckbehälter aus dem Stahl des Typs 15Ch2NMFA der Güteklasse 1 gefertigt, der mit einem höheren Nickelanteil auch für Reaktoren des Typs [[WWER-1000|WWER-1000/320]] verwendet wurde. Für den WWER-1200 wurde der Anteil auf 1,3 % gesenkt, da bekanntermaßen Alterungsprobleme bei dem Stahl dieses Typs im Bezug auf die Wärmealterung nach 120.000 bis 140.000 Betriebsstunden entstehen, sowie im Block 2 des [[Kernkraftwerk Saporischschja|Kernkraftwerks Sapotischschja]] Anzeichnen für eine Versprödung in Kernnähe identifiziert wurden.<ref name="Strombach_IAEA">Я.И. Штромбах: ''КОРПУСНЫЕ МАТЕРИАЛЫ - ОТ АЭС-2006 К АЭС-2009''. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/089/40089351.pdf Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjF47S04 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die sichere Abkühltemperatur von TK0=-60 °C könnte daher für ältere Anlagen nicht mehr gelten.<ref name="TOI_Stahl_2012"/> Für Kernkraftwerke des Typs AES-2009 (heute ''WWER-TOI'') wurde daher erwogen weiterentwickelte Stähle des Typs 15Ch2MFA-A Modifikation A oder 15Ch2MFA-A Modifikation B zu verwenden. Modifikation A mit einem begrenzten Nickelanteil von 0,2 bis 0,4 % lässt die Herstellung eines Druckbehälters mit einer Dicke bis zu 420 mm zu, Modifikation mit 0,6 bis 0,8 % Nickelanteil lässt die Herstellung eines Reaktors mit einer Dicke von 525 mm zu. 15Ch2MFA-A wurde bereits bei Reaktoren des Typs [[WWER-440|WWER-440/213]] eingesetzt und bewährte sich durch seine geringe Versprödung auch im Langzeitbetrieb.<ref name="Strombach_IAEA"/> Grund für die Entwicklungen sind auch die [[European Utility Requirements]], nach denen 15Ch2NMFA der Güteklasse 1 nur für einen Betrieb von 30 Jahren geeignet wäre, für den generell sicheren Einsatz für 60 Jahre. Auf Basis der Sprödbruchtemperatur der beiden Stähle des Typs 15Ch2MFA-A kann eine Betriebsstandzeit von 100 bis 120 Jahren unter EUR-Anforderungen gewährleistet werden, für den sicheren Betrieb über 150 Jahre.<ref name="AtomInfo_2011-02-10">AtomInfo: ''Сто лет для корпуса ВВЭР'', 10.02.2011. [http://www.atominfo.ru/news4/d0700.htm Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjHL24xH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2014 entschied man sich für weitere Reaktoren des Typs WWER-1200 den Stahl des Typs 15Ch2MFA-A Modifikation A zu verwenden.<ref name="AS_Sept_2015">''Atomnaja Strategija'', September 2014. [http://www.proatom.ru/files/as94.pdf Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjK8golr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Einzelheiten zu den einzelnen Stählen können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.<ref name="AtomInfo_2011-02-10"/><ref>Steelcast.ru: ''Реакторная сталь''. [http://steelcast.ru/steel_for_atomic_reactors Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjJSqOoY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref name="AS_Sept_2015"/>

{| class="prettytable"
|-
! rowspan="2" | Stahlsorte
! colspan="4" | Grenzwerte
! rowspan="2" | Bruchdehnung A %
! rowspan="2" | Höchsthärte hmax
! rowspan="2" | Sprödbruchtemperatur
! rowspan="2" | Neutronenflussresistenz Neutronen/cm2
! rowspan="2" | Standzeit
|-
! {{Akronym|Ni|Nickel}}
! {{Akronym|P|Phosphor}}
! {{Akronym|Cu|Kupfer}}
! {{Akronym|P|Phosphor}}+{{Akronym|Sn|Zinn}}+{{Akronym|Sb|Antimon}}
|-
| 15Ch2NMFA der Güteklasse 1
| 1,0...1,3
| 0,006
| 0,06
| 0,012
| 21
| 400
| ≤-25 °C
| 4...6×1019
| 60 Jahre
|-
| 15Ch2MFA-A Modifikation A
| 0,2...0,4
| 0,006
| 0,06
| 0,012
| 12
| 480
| ≤-35 °C
| 3×1020
| >120 Jahre
|-
| 15Ch2MFA-A Modifikation B
| 0,6...0,8
| 0,006
| 0,06
| 0,012
| 12
| 520
| ≤-35 °C
| 3×1020
| >120 Jahre
|-
|}

Hergestellt wird der Stahl ausschließlich bei Energomashspetsstal im ukrainischen Kramatorsk, ein Unternehmen unter [[Atomenergoprom]], oder beim Lizenznehmer OMZ im Sankt Petersburger Werk im Stadtteil Ischora bei OMZ Spetsstal. Die weitere Verarbeitung zum Schmieden findet bei einer Herstellung bei Energomashspetsstal im russischen Werk in Wolgodonsk bei der Firma [[Atomenergomasch]], oder bei Petrosawodskmasch in Petrosawodsk statt, bei einer Produktion seitens OMZ wird vor Ort im Ischorawerk geschmiedet und anschließend weiter verarbeitet.

===== Reaktorkern =====
{| class="prettytable float-right"
|-
! colspan="4" | Übersicht der möglichen Brennstoffzyklen<ref name="Varna_Core_2010"/>
|-
| Zyklustyp
| 4×12 Monate
| 5×12 Monate
| 3×18 Monate
|-
| BE nachzuladen
| 42 Stck.
| 36 Stck.
| 72/73 Stck.
|-
| Anreicherung
| 4,79 %
| 4,82 %
| 4,70 %
|-
| Zyklusdauer
| 343 Tage
| 310 Tage
| 497/510 Tage
|-
| Abbrand Ø
| 55,5 MWd/kg
| 58,4 MWd/kg
| 48,4 MWd/kg
|-
| Abbrand maximal
| 59,4 MWd/kg
| 64,2 MWd/kg
| 56,4 MWd/kg
|-
| Reaktivität mit Bor
| -1 pcm/°C
| -1 pcm/°C
| -2 pcm/°C
|-
| Borkonzentration
| 15,9 g/kg
| 15,8 g/kg
| 15,9 g/kg
|-
| Reaktivität ohne Bor
| +0,9 %
| -4,3 %
| -0,3 %
|-
|}
Der Reaktorkern besitzt eine Gesamthöhe eine aktive Höhe von 3,75 Meter bei einem Durchmesser von 3,16 Meter und besteht aus 163 Brennstoff- und 121 Steuerstabbündeln. Die 4,57 Meter hohen [[Brennelement]]e im Reaktorkern setzen durch Kernreaktionen auf der aktiven Länge Wärme frei und sind in sechseckigen Bündeln mit 312 Brennstäben aus Zirkoniumalloy, gefüllt mit gesinterten Urandioxidpellets, zusammengefasst. Neben den Brennstäben werden auch die 18 Führungsrohre für Kontrollstäbe, sowie ein Instrumentierungsrohr für die Reaktorinstrumentierung, mit 13 Abstandshaltern in das Bündel eingearbeitet. Die Urananreicherung der Brennstoffbündel liegt bei maximal 4,95 % (±0,5 %),<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/> die je nach gefahrenen Brennstoffzyklus variiert.<ref name="Varna_Core_2010">Y. Semechenkov, u.a. ''Advancing of VVER Reactor Core'', Bilingual, 09.11.2010. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/045/45045684.pdf Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjnZKCZy Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die durchschnittliche lineare Leistung eines Brennstabs lieht bei 167,8 Watt pro Zentimeter.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/> Hierbei handelt es sich um die Beschreibung des normalen Urandioxid-Brennstoffs des Typs TWS-1200, der im Schnitt einen Abbrand von bis zu 60 MWd/kg Uran erreicht, maximal 70 MWd/kg Uran. Anhand der neutronenbphysikalischen Eigenschaften ist es möglich den Brennstoff vier 12-monatige, fünf 12-monatige oder drei 18-monatige Brennstoffzyklen einzusetzen, sowie bei Lastfolgebetrieb des Blocks zwischen 75 und 100 % der Nennleistung.<ref name="MIR_Core_2010">S. A. Kushmanov: ''Reactor Core for AES-2006 Project and the prospects of using it in MIR-1200 Project'', Bilingual, 01.11.2010. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/016/42016146.pdf Abgerufen] am 13.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jjnJmIiZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Um Anfangsreaktivität zu verringern gibt es den Kernbrennstoff auch mit Uranium-Gadolinium-Brennstofftabletten, wobei Gadolinium hier als abbrennbarer Absorber dient.<ref name="Varna_Core_2010"/> Es handelt sich bei dem TWS-2006 um die erste Phase der Brennelemententwicklung für den WWER-1200, bei dem allerdings zwei ursprünglich gesetzte Ziele bisher nicht erreicht wurden: Abbrand bis zu 70 GWd/t und die Eignung für den Lastfolgebetrieb bei über 90 % der Betriebszeit bei 100-20-100 % NNOM bei Laständerungen von 5 % pro Minute. Das TWS-2006 kann lediglich eine Lastfolge von 100-75-100 % NNOM fahren.<ref name="Molchanov_2009-09-27">V. Molchanov: ''NUCLEAR FUEL FOR VVER REACTORS. ACTUAL STATE AND TRENDS'', 27.09.2009. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/41/081/41081121.pdf Abgerufen] am 24.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jzkYAHhx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> (mehr zur Lastfolge siehe Abschnitt ''→[[#Steuerungstechnik|Steuerungstechnik]]'')

Neben den traditionellen Urandioxid-[[Kernbrennstoff]] ist es auch möglich [[MOX]]-Brennstoff einzusetzen, der aufgrund seiner Eigenschaften jedoch Veränderungen im Kern hervorruft. Neben der Verringerung des negativen Reaktivitätswerts der Steuerelemente und der Borsäure, erhöhte Leistungsspitzenfaktoren, verringerter effektiver Anteil an verzögerten Neutronen, erhöhte Radioaktivitätswerte und Energieerzeugung, muss der Brennstoff auch die entsprechenden thermomechanischen Eigenschaften mitbringen. Eine im Jahr 2005 ausgearbeitete Studie zeigte bei den Vorgängeranlagen des Typs WWER-1000/320, welche Änderungen am Design vorgenommen werden müssen, sodass MOX-Brennstoff verwendet werden kann. Der WWER-1200 wurde für den Einsatz vorbereitet, unter anderem indem die Steuerstabanzahl auf 121 Stück erhöht wurde, ist es aber ohne weitere Modifikationen nicht. Da Russland derzeit im WWER-Brennstoffkreislauf keinen Einsatz von MOX vorsieht, sondern hier [[Brutreaktor|schnellen Reaktoren]] den Vorzug lässt, gibt es derzeit noch keinen MOX-Kernbrennstoff für den WWER-1200.<ref name="Varna_Core_2010"/>

Zur Steuerung der Kettenreaktion kommt in erster Linie das Steuer- und Schutzsystem SUZ-1200 zum Einsatz, das aus 121 Fingersteuerstäben besteht. Jedes Steuerelement besteht aus 18 Absorberelementen mit einer Länge von 4,315 Meter mit einer aktiven Absorberlänge von 3,7 Meter. An den Spitzen der Steuerstäbe befindet sich als Absorber eine Dysprosium-Titan-Verbindung (Dy2O3TiO2) in Form von Pulver, im restlichen Steuerstab befindet sich Borkarbid in Tablettenform, die zusammen in einem Hüllrohr aus Bochvalloy (42KhNM) untergebracht sind. Das Gesamtgewicht eines Steuerstabes liegt bei 18,5 kg. Die Einfallzeit eines Steuerstabs bei Freigabe der Magnetaufhängungen beträgt weniger als 2,5 Sekunden, während die normale Fahrgeschwindigkeit bei Brennstoffwechsel maximal 1,2 Meter pro Minute, während des Normalbetriebs maximal 4,0 Meter pro Minute. Die durchschnittliche Einsatzdauer liegt bei 10 Jahren.<ref name="MIR_Core_2010"/> Für den Antrieb der Steuerstäbe werden Linearschrittmotoren des Typs SchEM-3 eingesetzt, die luftgekühlt sind und eine Standzeit von 40 Jahren für den mechanischen Aufbau erreichen, für den Positionsgeber und die Elektromagneten beträgt die Standzeit 30 Jahre.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov">Mikhail Bykov: ''Margins and robustness - Design solutions providing the V-491 reactor plant reliability''. [https://www.iaea.org/INPRO/7th_Dialogue_Forum/INPRO_Bykov_2.pdf Abgerufen] am 25.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k1azl2vx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Regelung von kleinen Schwankungen im Normalbetrieb wird nicht mir den Steuerstäben gefahren, sondern durch den Zusatz von Börsäure im Primärkreislauf geregelt.<ref name="Varna_Core_2010"/> Die Überwachung des Reaktorkerns erfolgt über die Messkanäle der Brennelemente (SWRK), von denen insgesamt 54 Kanäle mit Messinstrumenten besetzt sind. Die Messkanäle in den Brennelementen übernehmen einerseits die Aufgabe, die Neutronenaktivität auf der gesamten Länge des Kerns zu messen, woraus die Leistung des Reaktorkerns errechnet werden kann, andererseits die Aufgabe, eine genaue Temperaturüberwachung der Brennelemente durch Temperatursensoren zu gewährleisten. Aufgrund des Brennelementdesigns führt die Positionierung des Messkanals allerdings dazu, dass es zu einer asymmetrischen Leistungsverteilung im Kern kommt. Für die späteren Anlagen vom Typ [[WWER-1300]] wurde daher der Kanal repositioniert und dafür auf vier Absorberelemente bei Positionen mit Steuerstab verzichtet, jedoch dafür eine symmetrische Leistungsverteilung im Brennelement erzielt.<ref>С.Б.Рыжов: ''КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН НОВЫХ ВВЭР И ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛИЖАЙШИХ ПРОТОТИПОВ'', 2011. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-081.pdf Abgerufen] am 24.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jzlOWLBH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

<gallery widths="200px" heights="200px">
Datei:Kern WWER-1200 V392M.svg|     - {{0}}42 Brennelemente (BE)      - 121 BE mit Steuerstäbe
Datei:Kern WWER-1200 SWRK.svg|Positionen der Messkanäle:      - 42 Brennelemente (BE)      - 121 BE mit Steuerstäbe      - 54 Messkanäle
Datei:TWS-1200 Aufbau.svg|Querschnitt durch ein Brennelement mit Steuerstäben und Messkanal      - Brennelement (BE)      - 312 Brennstäbe      - 18 Führungsrohre für Steuerstäbe      - 1 Rohr für Kerninstrumentierung


</gallery>

==== Druckhalter ====
[[Datei:Cau truc binh dieu ap.jpg|mini|hochkant=0.50|Druckhalter des WWER-1000 und WWER-1200]]
Der Druckhalter dient dazu, den Druck im Primärkühlmittel zu erzeugen, der erforderlich ist, um ein Sieden im Kern zu verhindern, die bei Laständerungen des Reaktors durch Änderung der Systemtemperatur hervorgerufenen Volumenschwankungen des Kühlmittels auszugleichen und Druckabweichungen vom Sollwert auszuregeln. Er besteht aus einem zylindrischen Druckbehälter, mit einem Innendurchmesser von 3 m und hemisphärischen Enden, und einer Leitung zu einem der Primärkreisläufe. Die Höhe des Bauteils beträgt etwa 13,5 m. Zur Kontrolle des Kreislaufdrucks besitzt der Druckhalter im unteren Bereich, wo das Wasser flüssig ist, vier elektrische Heizelemente mit 2,5 MWth. Diese können das Wasser im Druckhalter teilweise verdampfen, wodurch der Dampfdruck der Blase an dessen Spitze steigt, und somit auch der Druck der Primärkreisläufe. Zur Reduzierung des Dampfdrucks kann im oberen Bereich des Druckhalters Wasser eingesprüht werden, was den Dampf auskondensiert. Im Normalfall sind im Volllastbetrieb etwa 55 m3 Wasser im Druckhalter und 24 m3 Dampf, bei einem Gesamtvolumen von 79 m3. Angeschlossen ist der Druckhalter über eine Leitung direkt am heißen Strang des vierten Loops, sowie über eine Injektionsleitung an dem heißen Strang des dritten Loops. Gegen Überdruck sind oben Federventile eingebaut, welche den Dampf in einen Tank im Hilfsanlagengebäude abblasen. Zusätzlich gibt es einen Anschluss für die Hockdruck-Boreinspeisung in das Primärsystem über den Druckhalte im Falle einer Primär-Sekundär-Leckage um den Druck im Primärsystem durch Reduzierung der Kernleistung zu senken.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/>

Baulich gesehen wurden im Gegensatz zum [[WWER-1000]] keine wesentlichen konstruktiven Änderungen am Druckhalter vorgenommen, sodass das Volumen und die anderen Abmaße gleich geblieben sind. Die Wasserstandkontrolle im Druckhalter wurde modernisiert, um die Anzahl der nötigen regelnden Eingriffe zu minimieren, insbesondere wurde auf die Anwendung natürlicher Änderungen beim Primärkreisvolumen geachtet. Insgesamt wurde die Schweißnahtanzahl an der Zuleitung vom vierten Loop zum Druckhalter reduziert, um die Anfälligkeit des Materials zu verringern.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov"/>

==== Dampferzeuger ====
Die vier horizontal liegenden Dampferzeuger des Typs PGW-1000MKP übertragen die Wärmeenergie der Primärkreisläufe in den Sekundärkreislauf, dessen Wasser hier verdampft wird. Jeder der 330 t schweren Dampferzeuger besitzt einen Innendurchmesser von 4,2 m und eine Gesamthöhe von 13,82 m und besteht bis auf die Röhrchen des Wärmetauscher aus niedrig legierten Stahl des Typs 10GN2MFA. Das Wasser des Primärkreislaufes strömt dabei durch einen DN 500 Anschluss der Heißseite des Loops am unteren Teil des Dampferzeugers in die 10.978 U-Röhrchen mit einem Durchmesser von 16x1,5 mm aus korrosionsbeständigen Hochtemperaturstahl des Typs 08Ch18N10T. Diese besitzen einen Außendurchmesser von 19,05 mm und eine Wandstärke von lediglich 1,09 mm. Das Wasser fließt innerhalb der U-Röhrchen im Speisewasser des Sekundärkreislaufes durch jeweils eine Seite längs des Dampferzeugers und endet anschließend am zweiten DN 500 Anschluss auf der Kaltseite des Loops. Das Speisewasser des Sekundärkreislaufes wird seitlich über einen Sammler mit mehreren Abzweigung in den Dampferzeuger neben den Dampferzeugerrohrbündeln eingespeist und sammelt sich im Dampferzeuger. Das gesammelte Wasser wird dort von den U-Röhrchen erwärmt und verdampft anschließend. Zwischen den beiden Seiten der U-Rohre befindet sich eine Trennplatte, um Querströmungen zu verhindern und die Effizienz des Wärmetauschers zu steigern. So strömen nur 10% des Speisewassers in die "kalte" Seite des Wärmetauschers, wo das Wasser innerhalb der Röhrchen wieder nach unten fließt. Dadurch ist zwischen Speisewasser und den Rohrbündeln ein größerer Temperaturgradient vorhanden, was die Effizienz erhöht. Der so entstandene Sattdampf zieht nach oben ab und wird im oberen Teil des Dampferzeugers durch Dampfabscheider und Dampftrockner geleitet, bevor der Sattdampf mit dem Restwassergehalt von 0,20 % in den Dampfkollektor geleitet wird.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/><ref name="Sorokin_2013">В. В. Сорокин, u.a.: ''Парогенераторы Атомных Электрических Станций'', 2013. [http://rep.bntu.by/bitstream/handle/data/4927/%D0%9E%D1%81%D0%BD%D0%BE%D0%B2%D0%BD%D0%BE%D0%B9%20%D1%82%D0%B5%D0%BA%D1%81%D1%82.pdf?sequence=1 Abgerufen] am 26.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k37JsOfD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

[[Datei:Vergleich PGW-1000M PGW-1000MKP.svg|mini|Anordnung der Dampferzeugerröhrchen]]
Im Gegensatz zum beim WWER-1000 eingesetzten PGW-1000M ist der PGW-1000MKP sind die Rohre im Dampferzeuger nicht in der Schachbrettanordnung, sondern in der Korridoranordnung angeordnet.<ref name="Sorokin_2013"/> Hierdurch sollen Inspektionen einfacher durchführbar sein, sowie mehr Zwischenraum vorhanden sein um Ablagerungen aus den Dampferzeugern zu entfernen.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov"/> Zusätzlich wird ein größerer Raum zwischen den Rohren gegeben, in dem das Wasser verdampfen kann, womit die Belastung für die Dampferzeugerrohre sinkt.<ref name="Sorokin_2013"/> Der Dampferzeuger arbeitet im Sekundärbereich mit einer Speisewassertemperatur von 227 °C und einer Dampftemperatur von 283,8 °C.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/> Nominal wurde der Dampfdruck im Gegensatz zum PGW-1000M beim PGW-1000MKP auf {{Konvert|6.27|MPa|Bar}} bar bis {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar angehoben, sowie eine erhöhte Speisewasserzuvor von 52 bis 63 Tonnen, sowie eine erhöhte Dampferzeugungsrate von 1470 bis 1602 Tonnen pro Stunde. Die Gesamtstandzeit des Dampferzeugers wurde auf 60 Jahre erhöht.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov"/>

Gefertigt ist der Dampferzeuger aus dem niedrig legierten Stahl des Typs 10GN2MFA, der in 25 WWER-1000-Dampferzeugern in neun Blöcken zwischen 1986 und 1995 zwischen 7000 und 60000 Betriebsstunden aufgrund thermischer Belastung Risse am Kollektor der Kaltseite aufwies. Aufgrund dieser Basis wurde für Kollektoren des Dampferzeuger des Typs PGW-1000MKP auf eine veränderte Stahlmischung zurückgegriffen, die zwischen 1991 und 1994 die tschechische Firma Vítkovice erstmals für acht Dampferzeuger für das [[Kernkraftwerk Temelín]] einsetzte, die im Gegensatz zum sowjetischen Produkt auch nach 79000 Betriebsstunden keine Schäden aufwiesen. Demnach darf nicht der für den verwendeten Korpus der Dampferzeuger der Stahl des Typs 10GN2MFA-A eingesetzt werden, sondern dessen Schlacke des Typs 10GN2MFA-Smit einem geringen Schwefelanteil unter 0,005 % und einen geringen Phosphoranteil von weniger als 0,008 %.<ref>Karel Matocha, u.a.: ''Resistance of 10GN2MFA-A Low Alloy Steel to Stress Corrosion Cracking in High Temperature Water'', 2011. [http://cdn.intechopen.com/pdfs-wm/21063.pdf Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5vwwips Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

{| class="prettytable"
|-
! rowspan="2" | Stahlsorte
! colspan="10" | Grenzwerte in %
|-
! {{Akronym|C|Kohlenstoff}}
! {{Akronym|Si|Silizium}}
! {{Akronym|Mn|Mangan}}
! {{Akronym|Ni|Nickel}}
! {{Akronym|S|Schwefel}}
! {{Akronym|P|Phosphor}}
! {{Akronym|Cr|Chrom}}
! {{Akronym|Mo|Molybdän}}
! {{Akronym|V|Vanadium}}
! {{Akronym|Cu|Kupfer}}
|-
| 10GN2MFA-A<ref>Database of Steel and Alloy (Marochnik): ''Characteristics for grade 10GN2MFA (10ГН2МФА)''. [http://www.splav-kharkov.com/en/e_mat_start.php?name_id=3240 Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5xJmr0q Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
| 0,08 - 0,12
| 0,17 - 0,37
| 0,80 - 1,10
| 1,80 - 2,30
| max. 0,02
| max. 0,02
| max. 0,30
| 0,40 - 0,70
| 0,03 - 0,07
| max. 0,30
|-
| 10GN2MFA-S<ref>Database of Steel and Alloy (Marochnik): ''Characteristics for grade 10GN2MFA-Sh (10ГН2МФА-Ш)''. [http://www.splav-kharkov.com/en/e_mat_start.php?name_id=3241 Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5xNLVnA Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
| 0,08 - 0,12
| 0,17 - 0,37
| 0,80 - 1,10
| 1,80 - 2,30
| max. 0,005
| max. 0,008
| max. 0,30
| 0,40 - 0,70
| 0,03 - 0,07
| max. 0,30
|-
| 08Ch18N10T<ref>Database of Steel and Alloy (Marochnik): ''Characteristics for grade 08KH18N10T (08Х18Н10Т)''. [http://www.splav-kharkov.com/en/e_mat_start.php?name_id=330 Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5xQqrhW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
| max. 0,08
| max. 0,80
| max. 2,00
| 9,00 - 11,00
| max. 0,02
| max. 0,035
| 17,00 - 19,00
| -
| -
| max. 0,30
|-
|}

==== Umwälzpumpen ====
Die Umwälzpumpe dient dazu, das Wasser im Primärkreislauf auf der kalten Seite der Loops vom Dampferzeuger wieder in den Reaktor zu pumpen. Im Falle eines Verlusts der Versorgungsspannung dient sie zusätzlich bei reibungslosem Auslauf dazu, den Primärkreislauf übergangslos in einen Naturumlauf zu überführen.

In den Basisversionen V-491 und V-392M wird standardmäßig als Pumpe die ölgekühlte GZNA-1391 als Hauptumwälzpumpe verwendet.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/> Aufgrund einer fixen Entscheidung werden jedoch in neueren Projekten keine ölgekühlten Pumpen mehr eingesetzt, sondern lediglich die wassergekühlte Pumpe des Typs GZNA-1753, die ebenfalls für den WWER-TOI geeignet ist. Hierdurch soll einerseits die Anwesenheit von Öl im Bereich der Pumpen verhindert werden, andererseits dadurch ein besserer Feuerschutz erreicht werden, da keine brennbaren Flüssigkeiten in diesem Bereich mehr anwesend sind. Tertiär ist es durch eine einfachere Konstruktion möglich das Layout zu vereinfachen, das Feuerschutzsystem zu vereinfachen und insbesondere das Anfahren der Hauptumwälzpumpen zu vereinfachen, da das Öl nicht mehr vorgewärmt werden muss, bevor die Pumpe in Betrieb gehen kann.<ref name="MNTK_2012">V. Ya. Berkovich: ''Advanced Design of VVER Reactors'', 2012. [http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/dok_en/Berkovich_eng.pdf Abgerufen] am 25.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k1fPKPAO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das Monopol auf die Fertigung der Hauptumwälzpumpen für den WWER-1200 besitzt das Unternehmen ZKBM.<ref name="ZKBM_2016">ZKBM: ''Главный циркуляционный насосный агрегат''. [http://www.ckbm.ru/products-and-services/pump-equipment/glavnyij-czirkulyaczionnyij-nasosnyij-agregat.html Abgerufen] am 25.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k1fqgeNo Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

===== GZNA-1391 =====
Die GZNA-1391 wurde ursprünglich für dem WWER-1000 entwickelt und befindet sich bereits in anderen Kernkraftwerken im Einsatz.<ref>Сделано у нас: ''ЦКБМ испытало первый главный циркуляционный насос для Белорусской АЭС'', 04.06.2016. [http://sdelanounas.ru/blogs/78607/ Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5zYWwfS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Es handelt sich dabei um eine vertikale einstufige Kreiselpumpe mit Gleitringdichtung,<ref name="ZKBM_2016"/>, die im Motorbereich mit Öl gekühlt und Fett geschmiert wird, im Pumpenbereich übernimmt beide Aufgaben das Medium Wasser.<ref name="Atomeks_2012">Atomenergomash: ''Новая конструкция ГЦНА для блоков АЭС с ВВЭР-1000, ВВЭР-1200'', 2012. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/pr-at2012/Kazancev.pdf Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxLDrIC1 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Angetrieben wird die Pumpe mit einem externen 10 kV-Asynchronmotor mit einer Nennleistung von 5,25 MW, der mit einem Schwungrad ausgestattet ist, um bei einem Spannungsausfall den Restschwung zu nutzen, sodass ein zwischenschrittfreier Übergang in einen Naturumlauf möglich ist. Pro Stunde kann die Pumpe rund 27.000 Kubikmeter Wasser bei einem Primärkreisdruck auf der Saugseite von {{Konvert|16|MPa|Bar}} bar und Primärkreistemperatur von bis zu 300 °C fördern bis auf eine Förderhöhe von 90 Meter. Der Motor läuft dabei mit 1000 Umdrehungen pro Minute unter Last. Die Pumpe kann nach Herstellerangaben bis zu 16.000 Betriebsstunden wartungsfrei betrieben werden, die Standzeit wird mit 60 Jahre angegeben.<ref name="ZKBM_2016"/> Um die 150 Tonnen schwere Pumpe<ref>ZKBM: ''ЦКБМ поставщик насосного оборудования для АЭС'', März 2011. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentSZ/Kazancev_R.P..pdf Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k5yhAnr6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> gegen seismische Einwirkungen zu schützen, sowie gegen einen Bruch des Primärkreislaufs, ist die Pumpe mit zwei Dämpfern und Ausbruchriemen befestigt. Um einen Austritt von radioaktivem Wasser aus dem Primärkreislauf zu verhindern, kommt eine spezielle Gleitringdichtung aus, mit Silizium dotiertem Graphit zum Einsatz.<ref name="ZKBM_2016"/> Hierdurch soll bei Ausfall der Kühlung gewährleistet werden, dass die Gleitringdichtung am Schaft der Pumpe insgesamt 72 Stunden dicht hält.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov"/> Die Kühlung und die Schmierung der Lager am Förderrad erfolgt mit Wasser.<ref name="ZKBM_2016"/> Im Gegensatz zu vorherigen Pumpen kommt keine reine formschlüssige Torsionskupplung mehr zum Einsatz, sondern eine Scheibenkupplung, die ebenfalls auf Torsion beansprucht wird.<ref name="Gidropress_V-491_Bykov"/>

===== GZNA-1753 =====
Die GZNA-1753 wurde für dem WWER-1200 entwickelt, kann jedoch auch in Reaktoren des Typs [[WWER-1300]] genutzt werden<ref name="ZKBM_2016"/> und kommt in Reaktoren des Typs [[WWER-600]] zum Einsatz.<ref name="WWER-600_2013">В.Я. Беркович, u.a.: ''Эволюционный проект реакторной установки ВВЭР-600 для региональных энергосистем'', 02.12.2013. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex_2013/Forum_materials_04.12/9_Vaxrushin_V.M..pdf Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k604Djre Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Es handelt sich dabei um eine vertikale einstufige Kreiselpumpe mit Gleitringdichtung, die vollständig Wassergekühlt ist.<ref name="ZKBM_2016"/> Hierdurch ist es möglich, die Wasserkühlung des Motors einfach an das bereits vorhandene Wasserkühlsystem der Nebensysteme anzuschließen.<ref name="Atomeks_2012"/> Angetrieben wird die Pumpe mit einem externen 10 kV-Asynchronmotor,<ref name="WWER-600_2013"/> der nach Herstellerangaben aufgrund der Bauart effizienter ist als der der GZNA-1391.<ref name="ZKBM_2016"/> Pro Stunde kann die Pumpe rund 22000 Kubikmeter Wasser fördern<ref name="AEM_GZNA-1753">''Вестник АЭМ'', November 2015. [http://www.aem-group.ru/static/images/vestnik/2015/AEM_11_2015.pdf Abgerufen] am 28.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6k60p2iX6 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> und hält einer Primärkreistemperatur von mehr als 300 °C stand.<ref name="AEM_GZNA-1753"/> Die Pumpe kann nach Herstellerangaben zwischen 24.000 und 48.000 Betriebsstunden wartungsfrei betrieben werden,<ref name="WWER-600_2013"/> die Standzeit wird mit 60 Jahre angegeben. Die 120 Tonnen schwere Pumpe<ref name="AEM_GZNA-1753"/> ist baulich nur noch in drei Segmente mit einer einzelnen Welle aufgeteilt. Hierdurch soll die Wartung der Pumpe, auch aufgrund der besseren Zugänglichkeit der Gleitlager ohne Demontage, verbessert werden, sodass auch ein Betrieb der Blöcke für einen Brennstoffzyklus von 18 Monate ohne stetige Wartung der Pumpe bei jeder Revision möglich ist.<ref name="ZKBM_2016"/><ref>''Новый ГЦНА для Балтийской АЭС'', 2012. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/MaterialsS_Z_2012/SergeevED.pdf Abgerufen] am 02.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kxLqm0yu Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Für die einfachere Demontage ist das Radiallager der Welle in den Motor integriert worden und ebenfalls wassergekühlt.<ref name="Atomeks_2012"/> Ab der Version 527 und 529 kommen diese Pumpen standardmäßig zum Einsatz.<ref>РИА Новости: ''В Египте Росатом применит оборудование, повышающее эффективность АЭС'', 24.03.2018. [https://ria.ru/science/20180324/1517173541.html Abgerufen] am 24.03.2018. ([http://archive.is/N9pPo Archivierte Version] bei [http://archive.is Archive.is])</ref>

==== Turbosatz ====
Aktiv angeboten wird der Reaktor mit nur zwei Turbinenvarianten: Mit der K-1200-6,8/50 von Leningradskij Metallitscheskij Sawod in Sankt Petersburg, oder der ARABELLE von Alstom über das russisch-französische Gemeinschaftsunternehmen Alstrom-Atomenergomasch in Wolgodonsk.<ref name="REA_VVER_Today">Rosatom Overseas: ''The VVER today''. [http://www.rosatom.ru/en/resources/b6724a80447c36958cfface920d36ab1/brochure_the_vver_today.pdf Abgerufen] am 22.11.2015. ([http://www.webcitation.org/6dEppHbd4 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Grund für die beschränkte Auswahl liegt darin, dass Rosatom meist die Blöcke als Komplettpaket zur Verfügung stellt, ohne ein Ausschreibungsmodell, sodass der Auftrag für die Komponenten an die heimischen Subunternehmen fällt. Da Rosatom bei Pilotausschreibungen für andere Komponenten positive Erfahrungen machte, was die Realisierung, Zeit und Kostenrahmen umfasste, ist es möglich, bei Kundenwunsch gegenüber dem Generalauftragnehmer auch die Turbineninsel ausschreiben zu lassen, sodass mehrere für den WWER-1200 ausgerichtete Turbinesysteme von verschiedenen Unternehmen angeboten werden.

===== LMZ K-1200-6,8/50 =====
[[Datei:K-1200-6,8-50.svg|mini|LMZ K-1200-6,8/50]]
Die Turbine K-1200-6,8/50 (1200 MW Leistung, 6,8 Megapascal Druck, 50 Hertz) von Silowyje maschiny aus Sankt Petersburg ist eine Hochgeschwindigkeitsturbine (3000 1/min) in Schmetterlingsanordnung (auch ''Tandem-Compound'') und der Konfigurationsformel ND+ND+HD+NP+NP+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und vier Niederdruckteilen mit einen Generator. Die Gesamtlänge des Turbosatzes beträgt 53 Meter und die Breite eines Niederdruckteils 9,6 Meter. Die Länge der letzte Turbinenschaufeln an den Niederdruckläufern beträgt 1,2 Meter. Alle fünf Läufer sind aus einem Stück geschmiedet, um die Schwächegefahr von Schweißnähten zu umgehen.<ref name="Elektrosila_2014"/>

Die Frischdampftemperatur am Eintritt in die Turbine beträgt 283,8 °C bei einem Druck von {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} Bar.<ref name="Elektrosila_2014"/><ref name="Elektrosila_2011"/> Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für zwei der vier Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers, in dem der Dampf erste Energie entzogen wird. Nach Durchströmen des Hochdruckläufers wird dem Dampf Wasser entzogen durch das Druckströmen von zwei hintereinander geschalteten mit Dampf beheizten Dampfüberhitzern. Anschließend wird der Dampf mit einer Temperatur von 270 °C<ref name="Elektrosila_2014"/> aufgeteilt über die vier zweiflutigen Niederdruckläufer geleitet. Nach Durchströmen wird der Restsattdampf in die Kondensatoren, in denen das Wasser durch einen getrennten Kühlkreislauf auf 20 °C gekühlt wird, zur Kondensation gebracht. Eine Besonderheit ist, dass von den insgesamt vier Kondensatoren jeweils zwei der Kondensatoren (1 mit 2 und 3 mit 4) im Kühlwasserkreis in Reihe angeschlossen sind, während normalerweise bei Turbinen die Kondensatoren immer parallel angeschlossen werden. Grund hierfür ist die Verringerung des Kühlwasserdruchflusses im Kühlkreislauf (143.680 bis 170.000 m3/h bei einer garantierten Leistung von 1195,4 bis 1198,8 MW<ref name="Pro_Atom_2010-05-11">Pro Atom: ''Современные быстроходные и тихоходные паровые турбины'', 11.05.2010. [http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=2330 Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l8FI5V0D Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>) und eine bessere Unterdruckregelung in Teilen des Kondensators. Außerdem besteht die Möglichkeit einzelne Abschnitte des Kondensators während des Betriebs zu warten, indem diese außer Betrieb genommen werden.<ref name="Elektrosila_2014"/> Sekundär ist es möglich durch weitere Anzapfungen an den Läufern bis zu 250 Gigakalorie an Wärmeenergie für Fernheizzwecke abzugreifen. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann. Von hier aus wird das Speisewasser mit der Speisewasserpumpe in weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 225 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.<ref name="Elektrosila_2011">Силовые машины: ''Новые проекты паровых турбин ОАО «Силовые машины» для АЭС'', 2011. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentSZ/Nedavnij_V.V..pdf Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l87TN4YR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Die Turbine treibt einen wassergekühlten Generator des Typs TZW-1200-2UZ an, der bei einer Scheinleistung von 1333 MVA eine elektrische Leistung von 1200 MW bei einer Generatorspannung von 24 kV erreicht und mit einer Frequenz von 50 Hz arbeitet. Der Statorstrom liegt bei 2×16000 Ampere, der Läuferstrom bei 9560 Ampere. Der Läufer des Generators braucht für die Erregerspannung im Nennbetrieb eine Leistung von von 480 Watt. Der Generator erreicht im Nennbetrieb einen Wirkungsgrad von 90 %.<ref name="AEP_SPb_2011">Atomproekt: ''Проект АЭС-2006 Основные концептуальные решения на примере Ленинградской АЭС-2'', 2011. [http://atomproekt.com/resources/5649768047832721a78eef9e1277e356/AES-2006_2011_RU_site.pdf Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l86ibWhR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Für das [[Kernkraftwerk Kaliningrad]] war ursprünglich der Einsatz ebenfalls dieser Turbine vorgesehen, allerdings mit einem Generator des Typs TZW-1200-2AUChLZ. Grund hierfür ist die Gewährleistung einer Abgabeleistung von 1194 MW während parallel 250 Gigakalorie pro Stunde an Fernwärme ausgekoppelt werden sollten. Allerdings wurde zugunsten einer Turbine des Typs ARABELLE auf eine Bestellung dieses Generators verzichtet.<ref name="AEP-SPb_2012-032">Л.В. Носанкова, u.a.: ''ОСОБЕННОСТИ И ОТЛИЧИЯ КОМПОНОВКИ ЗДАНИЯ ТУРБИНЫ АЭС-2006 С ТУРБИНАМИ ОАО «СИЛОВЫЕ МАШИНЫ» И ООО «АЛЬСТОМ АТОМЭНЕРГОМАШ» НА ПРИМЕРЕ БтАЭС''. 2012. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2012/documents/kms2012-032.pdf Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l8Fqtwtp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Bei den ersten Turbinen dieses Typs, von denen insgesamt vier Stück bestellt wurden, jeweils zwei für die Kernkraftwerke Leningrad II und Nowoworonesch II, handelt es sich um die leistungsstärksten Hochgeschwindigkeitsturbinen, die weltweit bisher für Druckwasserreaktoren gefertigt wurden.<ref>Силовые машины: ''"Силовые машины" изготовили турбину для второго энергоблока Нововоронежской АЭС-2'', 20.11.2012. [http://www.power-m.ru/press-center/news/power-machines-manufactured-turbine-to-the-second-power-unit-of-novovoronezh-npp-2/ Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l87vfeyw Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Lediglich das [[Kernkraftwerk Leibstadt]] besitzt eine Hochgeschwindigkeitsturbine, die mit 1275 MW mehr Leistung erreicht. Es handelt sich dabei allerdings um eine Turbine, die für Siedewasserreaktoren optimiert wurde und sich konstruktiv daher unterscheidet. Neben den beiden Referenzanlagen wurden noch zwei optimierte Varianten für das [[Kernkraftwerk Ostrowets]] bestellt, sowie vier für das Ur-Projekt des [[Kernkraftwerk Akkuyu|Kernkraftwerks Akkuyu]].<ref name="Elektrosila_2014">Силовые машины: ''Разработки турбоустановок для АЭС по проекту «ВВЭР ТОИ» на основе оборудования ОАО «Силовые машины»'', 2014. [http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Sections/3.1./S.A._Ivanov__S.YU._Zabrodov.pdf Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l8DiUuS5 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

===== Alstom ARABELLE-1000 =====
[[Datei:Alstom ARABELLE 1200 MW.svg|mini|Alstom ARABELLE]]
Die Turbine {{Akronym|ARABELLE|Steht für „ALstom RAteu BELfort LEvallois“}}, je nach Ausschreibungsmodell von General Electric Power aus Frankreich oder vom Gemeinschaftsunternehmen Alstom-Atomenergomasch aus Wolgodonsk, ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Damit entspricht sie der Konfiguration der ARABELLE-1000, die in einem Leistungsspektrum von 900 bis 1400 MW eingesetzt werden kann.<ref>Alstom: ''Flamanville 3'', Seite 25, 15.12.2011. [https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads/Technology/meetings/2011-Dec-12-16-WS-Paris/4.03-Flamanville3-Alstom.pdf Abgerufen] am 09.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6l8HHhSqG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Gesamtlänge des Turbosatzes beträgt 37,5 Meter. Die Länge der letzte Turbinenschaufeln an den Niederdruckläufern beträgt 1,43 Meter.<ref name="AEP-SPb_2012-032"/><ref>Rusatom Overseas CJSC: ''OPPORTUNITIES FOR CZECH COOPERATION WITH ROSATOM'', 2014. [http://komorasns.cz/assets/attachments/RBD-13-LTomicek-Brno-01-10-2014_final.pptx Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB2kGtMW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Was diese Konfiguration der ARABELLE einzigartig macht, ist die Verlegung der Dampfentspannung von den Niederdruckläufern in einen einzigen Mitteldruckläufer, der zwar mit dem Hochdruckteil einen Läufer bildet, jedoch wie ebenfalls der Hochdruckläufer nur einflutig ist. Damit Wird die Energie bei der Dampfentspannung effizienter als Drehmoment auf der Turbinenwelle umgewandelt, sodass die Niederdruckläufer lediglich die Restenergie aufnehmen und weniger Energie verloren geht.<ref>Philippe Anglaret, VP Business Development , Alstom Nuclear: ''Nuclear Power Plants The Turbine Island'', 21.10.2013. [http://www.sfenjg.org/IMG/pdf/AFF2013-P-Anglaret-The_Turbine_Island.pdf Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB3ACwQV Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seitens Alstom handelt es sich bei der ARABELLE um ein erprobtes Produkt, das seit Ende der 1990er in den Kernkraftwerken [[Chooz]] und [[Civaux]] im Einsatz ist.<ref name="AEP-SPb_2012-032"/> Seit 2007 vermarktet das neu gegründete Unternehmen Alstom-Atomenergomasch die ARABELLE ausschließlich für neue WWER-Anlagen der 1200 und 1300 MW-Klasse. Alstom hält einen Anteil von 49 % an dem Unternehmen, Atomenergomasch 51 %. Dies ermöglicht abseits der russischen Konkurrenzpropdukte die Vergabe von Aufträge an ausländische Unternehmen, sodass Alstom-Atomenergomasch lediglich die Läufer und den Generator, sowie die Blaupausen für die Maschine liefert.<ref>A.M. Tsvetkov, ALSTOM Atomenergomash LLC: ''ALSTOM Atomenergomash LLC developing ARABELLE™ based Turbine Islands for newly constructed and retrofitted nuclear power plants.'', 26.10.2011. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentAE2011/ALSTOM_Atomenergomash(1).pdf Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB3c6nOt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Die 6485,76 Tonnen Frischdampf am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des kombinierten Hoch- und Mitteldruckläufers, in dem der Dampf zuerst über die einflutige Hochdruckseite geleitet wird um ihm erste Energie zu entziehen. Der Druck ist danach auf {{Konvert|1.043|MPa|Bar}} Bar reduziert worden und wird anschließend in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Anschließend wird der Dampf mit einer Temperatur von 270,4 °C über die zweite Seite des kombinierten Läufers über die einflutige Mitteldruckseite geleitet. Nach Durchlaufen dieser Stufe wird der Dampf auf die zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die in Reihe geschaltet sind, beträgt unter dem ersten Niederdruckläufer {{Konvert|0.0045|MPa|Bar}} Bar und unter dem zweiten Niederdruckläufer {{Konvert|0.00563|MPa|Bar}} Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von {{Konvert|1|MPa|Bar}} Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen mit einen Druck von {{Konvert|8.5|MPa|Bar}} Bar gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 230 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.<ref name="Beljaew_2016">БЕЛЯЕВ Леонид Александрович: ''Термодиамические циклы АЭС'', 2016. [http://portal.tpu.ru:7777/SHARED/b/BEL/education/%D0%A2%D0%B5%D1%80%D0%BC%D0%BE%D0%B4%D0%B8%D0%BD%D0%B0%D0%BC%D0%B8%D1%87%D0%B5%D1%81%D0%BA%D0%B8%D0%B5%20%D1%86%D0%B8%D0%BA%D0%BB%D1%8B%20%D0%90%D0%AD%D0%A1/Tab3/%D0%9B%D0%B5%D0%BA%D1%86%D0%B8%D1%8F%201%20(%D0%A2%D0%A6).pdf Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB51rdin Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Turbine treibt einen vierpoligen Generator des Typs GIGATOP-4 an,<ref name="AEP-SPb_2012-032"/> der mit Wasserstoff gekühlt wird, während die Kühlung des Wasserstoffsystems wiederum durch Wasser erfolgt.<ref name="AEP-SPb_2012-032"/> Im Bezug auf den Generator sind auch Variationen möglich durch den Einsatz von Maschinen anderer Hersteller.

Für das [[Kernkraftwerk Kaliningrad]] fiel 2012 die Entscheidung, eine ARABELLE-1000 einzusetzen. Da zu diesem Zeitpunkt bereits der Bau begonnen hatte und das Fundament für eine LMZ K-1200-6,8/50 gegossen war, stellte der Umstieg eine schwere Herausforderung da. Während für die russische Turbine das Gebäude eine Länge von 121 Meter aufweisen muss, was für die ARABELLE, die 102 Meter benötigt, mehr als ausreichend ist, benötigt das russische Modell nur eine Breite von 51 Meter, die ARABELLE jedoch 60 Meter. Die Gesamthöhe des Gebäudes ab Fundament muss für die ARABELLE ebenfalls höher sein. Als einer der Hauptnachteile der Niedergeschwindigkeitsturbinen und als einer der großen Vorteile von Hochgeschwindigkeitsturbinen ist die Baugröße. Aufgrund der größeren Abmaße der ARABELLE ist es nötig die Kräne in der Turbinenhalle größer zu dimensionieren, sodass höhere Lasten gehoben werden können. Darauf muss auch entsprechend das Gebäude ausgelegt werden. Der Vorteil gegenüber der Hochgeschwindigkeitsturbine ist jedoch, dass die Kapitalkosten für den Bau der Turbine etwa gleich liegen, jedoch die Effizienz dieser weitaus größer ist, da die Gesamtmenge an Bauressourcen gerechnet kostengünstiger kommen. Berechnungen von EVONIK haben ergeben, dass die Anlage hinsichtlich etwa 8 % vorteilhafter als der Einsatz einer K-1200-6,8/50 ist, sowohl aufgrund der 5 % höheren Effizienz und 2,8 % mehr Energieeinsparungen während des Volllastbetriebs, was etwa 30 % mehr Nettoleistung für den Block bedeutet. Der Kostenvorteil im Bezug auf diese höhere Effizienz wurde seitens Atomenergoprojekt Sankt Petersburg mit 13 Millionen Euro pro Jahr angegeben.<ref name="AEP-SPb_2012-032"/>

Ebenfalls für den Einsatz vorgesehen war die ARABELLE für das Angebot des MIR-Konsortiums für die Blöcke 3 und 4 des [[Kernkraftwerk Temelín|Kernkraftwerks Temelín]], da der Turbosatz mit einer garantierten Leistung von 1197 MW und der Flexibilität für den schnellen Lestwechsel von 100-20-100 % die Anforderungskriterien von ČEZ überbot.<ref>АЛЬСТОМ Атомэнергомаш: ''Турбоустановка ARABELLE™ 1200 МВт для АЭС ВВЭР - Темелин 3, 4'', 12.11.2013. [http://ftp.vver2013.com/VVER%202013%20-%20Day%20II,%20Plenary%20Section,%20PDF/Tsvetkov%20A..pdf Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB2afNhW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Das MIR-Design erreicht diese Werte allerdings nur, wenn keine Fernwärme ausgespeist wird. Unter dieser Berücksichtigung und der Entnahme von weniger als 300 MW thermischer Leistung für Fernwärme, verringert sich die Bruttoleistung auf 1158 MW und die Nettoleistung auf 1078 MW.<ref name="Kukshinov_2010">Alexander Kukshinov: ''Co-generation and Desalination Options: Experience of Russian Organizations’ Assistance in Creation of Nuclear Engineering and Infrastructure'', 2010. [https://kenanaonline.com/files/0013/13055/Alexander%20Kukshinov.pdf Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB60UkTU Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Sicher zum Einsatz kommt die ARABELLE im finnischen [[Kernkraftwerk Hanhikivi]] mit einem Generator des Typs TA 1200-78.<ref>Rusatom Overseas CJSC: ''OPPORTUNITIES FOR CZECH COOPERATION WITH ROSATOM'', 2014. [http://komorasns.cz/assets/attachments/RBD-13-LTomicek-Brno-01-10-2014_final.pptx Abgerufen] am 11.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lB2kGtMW Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

===== LMZ K-1200-6,8/25 =====
[[Datei:K-1200-6,8-25.svg|mini|LMZ K-1200-6,8/25]]
Die Turbine K-1200-6,8/25 von Silowyje maschiny aus Sankt Petersburg ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Der Entwurf dieser Turbine ist der Tatsache geschuldet, dass Silowyje maschiny feststellte, dass eine Verlängerung der Turbinenschaufeln von 1200 mm auf 1500 mm für effizientere und leistungsfähigere Projekte mit einer Hochgeschwindigkeitsturbine (3000 1/min )technisch kaum machbar war und die K-1200-6,8/50 nahe der technisch machbaren Grenze gelangte. Auf dieser Basis begann das Unternehmen mit einer Niedergeschwindigkeitsturbine ähnlich dem Entwurf der ARABELLE des Konkurrenten Alstom zu entwerfen mit Turbinenschaufelngrößen an den Enden der Niederdruckläufer mit Längen von 1500 bis 1760 mm.<ref name="AEP-SPb_2012-032"/>

Die {{#expr:1797.944*60*60/1000 round 0}} Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} Bar.<ref name="Beljaew_2016"/><ref name="Elektrosila_2011"/> Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des kombinierten Hoch- und Mitteldruckläufers, in dem der Dampf zuerst über die einflutige Hochdruckseite geleitet wird um ihm erste Energie zu entziehen. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet.<ref name="Beljaew_2016"/> Danach wird der Dampf mit einem Druck von 10,7 Bar<ref name="Elektrosila_2011"/> einer Temperatur von 269,8 °C über die zweite Seite des kombinierten Läufers über die einflutige Mitteldruckseite geleitet. Nach Durchlaufen dieser Stufe wird der Dampf mit einer Temperatur von 158,65 °C<ref name="Beljaew_2016"/> bei einem Druck von 3,6 Bar<ref name="Elektrosila_2011"/> auf die zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die in Reihe geschaltet sind, beträgt unter dem ersten Niederdruckläufer {{Konvert|0.00422|MPa|Bar}} Bar und unter dem zweiten Niederdruckläufer {{Konvert|0.00559|MPa|Bar}} Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von {{Konvert|1.0258|MPa|Bar}} Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 227,51 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.<ref name="Beljaew_2016"/> In dieser Konfiguration ist der Turbosatz dafür ausgelegt einen Generator mit 1255 MW Leistung anzutreiben, die Bauform aber zulässt, dass bis zu 1750 bis 1800 MW elektrischer Energie erzeugt werden können.<ref name="Elektrosila_2011"/><ref name="Elektrosila_2014"/> Deshalb ist diese Turbine auch für Projekte wie dem [[WWER-1500]] und dem [[WWER-1800]] eine Option. Wie auch die Vorgängerturbinen ist die K-1200-6,8/25 darauf ausgelegt Fernwärme auszukoppeln.<ref name="Pro_Atom_2010-05-11"/>

===== Siemens SST5-9000 =====
Die Turbine SST5-9000 von Siemens aus Mülheim an der Ruhr ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HD+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Die SST5-9000 kann in verschiedenen Größen bestellt werden. Für den WWER-1200 kommen Hochdruckteile des Typs S60 zum Einsatz und Niederdruckteile des Typs L4×26.<ref>Siemens: ''Siemens Steam Turbine SST5-9000''. [http://www.energy.siemens.com/br/pool/hq/power-generation/steam-turbines/SST-9000/steam-turbine-sst-9000-series_brochure.pdf Abgerufen] am 12.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lCgztF4E Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Die 6655,84 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Danach wird der Dampf mit einem Druck von {{Konvert|1.058|MPa|Bar}} Bar einer Temperatur von 270,3 °C auf die beiden zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die parallel geschaltet sind, beträgt {{Konvert|0.00553|MPa|Bar}} Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von {{Konvert|1|MPa|Bar}} Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen mit einem Druck von {{Konvert|8.5|MPa|Bar}} Bar gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 228,5 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.<ref name="Beljaew_2016"/> An den Turbosatz kommt bei Siemens ein Generator des Typs SGen5-4000 zum Einsatz - ein Generator mit vier Polpaaren der eine Scheinleistung zwischen 1300 und 2200 MVA erreicht. Die Generatorspannung beträgt 27 kV.<ref>Cserháti András: ''Új atomerőművek építése a világban, hazai atomerőmű bővítési tervek'', 09.10.2015. [http://www.fmmk.hu/attachments/article/99/Cserhati_A_Atomeromuvek_a_vilagban_hazai....pdf Abgerufen] am 12.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lChZO9Md Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Siemens hat bereits mehrfach die SST5-9000 in einer Ausschreibung für diverse WWER-1200-Anlagen platziert, verlor diese jedoch gegen LMZ oder Alstom.<ref name="Verle_2015">Viktor Verle: ''Siemens cooperation with Rosatom'', 30.11.2015. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex-Europ_2015/materials/2_Verle.pdf Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jltEuxIp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Als potentieller Auftrag wird derzeit die Ausschreibung für das [[Kernkraftwerk Paks|Kernkraftwerk Paks II]] gesehen, da durch das Wettbewerbsgesetz der EU die Reglementierung und anschließende Wahl des Auftragnehmers anders funktioniert als außerhalb des EU-Raum.<ref>Budapest Telegraph: ''Paks 2 to invite international bids after all'', 17.04.2015. [http://www.budapesttelegraph.com/news/899/paks_2_to_invite_international_bids_after_all Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jltaySs0 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Siemens besitzt in Ungarn ein Werk, in denen Gas- und Dampfturbinenkomponenten gefertigt werden.<ref name="Verle_2015"/>

===== Turboatom K-1200-6,8/25 =====
Die Turbine K-1200-6,8/25 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) in traditioneller Anordnung und der Konfigurationsformel HD+ND+ND+ND+G mit insgesamt einen Hochdruckteil und drei Niederdruckteilen mit einen Generator.

Die 6655,59 Tonnen Frischdampf pro Stunde am Eintritt in die Turbine hat eine Temperatur von 283,8 °C bei einem Druck von {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} Bar. Von diesem Dampf wird ein kleiner Teil für die zweite Stufe der Zwischenüberhitzer abgezweigt, der Hauptanteil strömt jedoch in die Mitte des zweiflutigen Hochdruckläufers. Anschließend wird der Dampf in die dampfbeheizten Zwischenüberhitzer geleitet. Danach wird der Dampf mit einem Druck von {{Konvert|1.17|MPa|Bar}} Bar einer Temperatur von 270,5 °C auf die frei zweiflutigen Niederdruckläufer mittig eingespeist und wird anschließend in die Kondensatoren geleitet. Dort wird der Dampf zu Wasser kondensiert über den abgetrennten Kühlkreislauf, der mit ca. 20 °C betrieben wird. Der Druck in den Kondensatoren, die parallel geschaltet sind, beträgt {{Konvert|0.00507|MPa|Bar}} Bar. Das Wasser aus den Kondensatoren wird mit den Kondensatpumpen anschließend wieder in die Speisewasservorwärmstrecke geleitet, in denen das kalte Speisewasser durch Anzapfungen an den Hoch- und Niederdruckläufern in vier Vorwärmstufen langsam wieder auf Temperatur gebracht wird, dass es in den Speisewasserbehälter mit Entgaserdom gepumpt werden kann, in dem ein Druck von {{Konvert|1.03|MPa|Bar}} Bar herrscht. Von hier aus wird das Speisewasser mit den elektrisch getriebenen Speisewasserpumpen in zwei weitere Vorwärmstufen gepumpt und anschließend wieder mit einer Temperatur von 230 °C in die vier Dampferzeuger verteilt.<ref name="Beljaew_2016"/>

Der Einsatz dieser Turbine war ursprünglich für den russischen Markt vorgesehen, sowie für Neubauten in der Ukraine. Aufgrund des Konflikts mit Russland ist der Einsatz dieser Maschine aufgrund wirtschaftlicher Vorurteile fraglich.

===== Turboatom K-1200-6,9/25 =====
Die Turbine K-1200-6,9/25 von Turboatom aus Charkiw ist eine Niedergeschwindigkeitsturbine (1500 1/min) und der Konfigurationsformel HMD+ND+ND+G mit insgesamt einen kombinierten Hoch- und Mitteldruckteil (jeweils eine Seite des Läufers einflutig) und zwei Niederdruckteilen mit einen Generator. Hierbei handelt es sich um eine konzeptionelle Turbine, die ähnlich dem Aufbau der K-1200-6,8/25 Silowyje maschiny ist, sowie der ARABELLE von Alstom-Atomenergomasch. Die Turbine arbeitet im gleichen Leistungsbereich, ist jedoch für Turboatom eine gänzlich neue Entwicklung. Der Einsatz dieser Turbine ist eher für Reaktoren des Typs WWER-1300 vorgesehen, jedoch auch für den Einsatz in Reaktorblöcken des Typs WWER-1200 angepasst. Aktuell befindet sich diese Turbine noch in der konzeptionellen Entwicklung.<ref>ОАО «ТУРБОАТОМ»: ''ПАРОВЫЕ ТУРБИНЫ ОАО «ТУРБОАТОМ» ДЛЯ АЭС''. [http://www.niaep.ru/resources/02426500476e04699ffbdf9e1277e356/11_Turboatom_Viktor_Shvecov.pdf Abgerufen] am 12.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lCiXb10m Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Einsatz dieser Turbine war ursprünglich für den russischen Markt vorgesehen, sowie für Neubauten in der Ukraine. Aufgrund des Konflikts mit Russland ist der Einsatz dieser Maschine aufgrund wirtschaftlicher Vorurteile fraglich.

=== Sicherheitstechnik ===
Der WWER-1200 besitzt eine ganze Reihe von aktiven und passiven Sicherheitssystemen, die sich gegenseitig ergänzen. Hierdurch soll ein unkontrollierter Ablauf von Störungen verhindert und bei [[Auslegungsunfall|auslegungsüberschreitenden Unfällen]] zusätzliche Zeit gewonnen werden. Bei der Auslegung des WWER-1200 setzte man beim Entwurf des Reaktors hauptsächlich ein Augenmerk darauf die bereits bewährten Lösungen und Technologien der vorherigen Reaktoren des Typs [[WWER-1000]] als AES-91 und AES-92 zu maximieren und optimieren, um so Kosten und Zeit zu sparen. Aufgrund der evolutionären Designpraxis konnten daher bereits Erfahrungen beim Bau der Reaktoren des Typs AES-91 und AES-92 genutzt werden um die passende Konfiguration der Sicherheitssysteme für das geforderte Sicherheitslevel der Anlage zu finden.<ref name="IAEA_Proceedings_2013">IAEA: ''Proceedings of 7th INPRO Dialogue Forum'', 19.11.2013. [https://www.iaea.org/INPRO/7th_Dialogue_Forum/Proceedings_INPRO_Dialogue_Forum_7_rev_2_merged.pdf Abgerufen] am 06.11.2016. ([http://www.webcitation.org/6lobnJwpl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

[[Datei:CDF WWER-1200.svg|mini|500px|Kernschadensfrequenz des WWER-1200 im Vergleich mit Druckwasserreaktoren der gleichen Leistungsklasse anderer Hersteller und der gleichen Baulinie]]
Um die Sicherheit der Anlage zu untersuchen wird eine probalistische Sicherheitsanalyse (kurz ''PSA'') vorgenommen, im deutschen Sprachraum seit den Post-Fukushima-Maßnahmen auch politisch und volksdeutsch als ''„Stresstest“'' bezeichnet, in der die Versagenswahrscheinlichkeit von einzelnen Sicherheitssystemen bei bestimmten Auslegungsunfällen mit der entsprechenden Karenzzeit analysiert wird, wie lange die Anlage intakt bleibt. Anhand des Schnittwertes der aus allen einzelnen Szenarien resultiert, kann die Kernschadenswahrscheinlichkeit und die Freisetzungswahrscheinlichkeit ermittelt werden. Anhand der Kernschadenswahrscheinlichkeit und des Zeitpunkts der PSA kann nach dem Modell von Wiktor Ignatiew ermittelt werden, ob es sich um ein Modell handelt, das dem Stand der Technik entspricht, fortschrittlich, oder veraltet ist. Während für ältere WWER-Anlagen in der PSA nur drei Kategorien für die Auslegungsbedingungen bestanden, wurde für den WWER-1200 für eine höhere Genauigkeit eine weitere Kategorie hinzugefügt, sowie eine Kategorie für die Auslegungsüberschreitung und eine für schwere Unfälle ergänzt. Als Folge der [[Reaktorunfälle von Fukushima-Daiichi]] wurden insbesondere Einwirkungen von Außen (EvA) berücksichtigt, darunter die Überflutung der Anlage, Tsunamis und Tornados. In allen Szenarios wurden drei initiierende Störungen angenommen: Verlust der gesamten Stromversorgung mit Verlust der Notstromversorgung, Verlust der Hauptwärmesenke und eine Kombination aus beiden.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/>

Auf Basis bewährter Rechenmodelle, die für diverse WWER-Anlagen eingesetzt wurden, wurde 2013 eine PSA für den WWER-1200/491 als Basisdesign zum Abschluss gebracht, in der die [[Kernschadensfrequenz]] mit 5,94×10-07 angegeben, womit die Wahrscheinlichkeit im Vergleich zum WWER-1000/320 etwa hundert mal geringer ist. Die Freisetzungswahrscheinlichkeit liegt bei 5,7×10-09.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Der WWER-1200/392M liegt in der PSA sicherheitstechnisch minimal hinter dem Schwestermodell mit einer Kernschadensfrequenz von 7,3×10-07.<ref>Росэнергоатом: ''Росэнергоатом" No.12'', Dezember 2012. Seite 22. [http://www.rosenergoatom.info/images/PDF/2012/web_REA_12.pdf Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mlwKZjmm Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Mit der Bestellung des [[Kernkraftwerk Hanhikivi|Kernkraftwerks Hanhikivi]] wurde die Sicherheitstechnik und die PSA durch Unterscheidung weiterer Störungsszenarien weiter verfeinert um den Anforderungen der STUK zu entsprechen, sowie die Empfehlungen der WENRA umzusetzen. Der WWER-1200/522 erreichte dadurch eine Kernschadensfrequenz von 1,29×10-07.<ref>A. Kalinkin, u.a.: ''AES-2006 PSA LEVEL 1. PRELIMINARY RESULTS AT PSAR STAGE'', 12.06.2014. [http://psam12.org/proceedings/paper/paper_583_1.pdf Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mlwv956o Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>A. Kalinkin, u.a.: ''AES-2006 PSA LEVEL 1. SHUTDOWN MODES. BASIC APPROACHES AND RESULTS AT FSAR STAGE'', 27.04.2015. [http://www.psa2015.org/Presentations/Session_18-1_(Paper_12050)_Kalinkin,_et_al.pdf Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mlwzWtWM Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Aufgrund der geringen Freisetzungswahrscheinlichkeit wurde das Ziel seitens des Designers der Anlage erfüllt, dass einerseits während des Normalbetriebs die sanitäre Zone auf 0,8 Kilometer um die Fortluftkamine der Blöcke verkleinert werden konnte und bei schweren auslegungsüberschreitenden Unfällen die Evakuierung in der näheren Umgebung ausgeschlossen werden kann.<ref name="Svetlov_10-2016"/>

Für die Version 509 für das [[Kernkraftwerk Akkuyu]] ist durch die Lage im Erdbebengebiet und Änderungen aufgrund der Anforderung der Aufsichtsbehörde eine abgespeckte Variante des WWER-TOI, im Vergleich zum V-392M allerdings gleichwertig. Durch den Einfluss des Standortes liegt allerdungs die Kernschadensfrequenz mit 5,15×10-06 pro Jahr im Schnitt höher als bei anderen Modelles des Typs WWER-1200.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>

==== Überblick ====
Eine Übersicht der Systeme des WWER-1200 in den verschiedenen Versionen ist in der nachfolgenden Tabelle zu finden. Ein grüner Haken ([[Datei:Green check.svg|20px|link=]]) bedeutet, dass das Sicherheitssystem vorhanden ist. Grau unterpunktete grüne Häken ({{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|Beschreibung}}) enthalten eine Beschreibung der Redundanz, die beim Platzieren des Mauszeigers auf dem Haken ohne Mausklick angezeigt wird. Ein rotes Kreuz ([[Datei:Red x.svg|20px|link=]]) bedeutet, dass das Sicherheitssystem im Design nicht vorhanden ist. In den Zeichnungen bei den Systembeschreibungen sind aktive Systeme in '''rot''' und passive Systeme in '''grün''' gezeichnet.

{| class="prettytable"
|-
! rowspan="2" | Sicherheitssystem !! colspan="2" | AES-2006/91 !! colspan="2" | AES-2006/92 !! colspan="3" | AES-2006E !! colspan="2" | WWER-TOI
|-
! V-491<ref name="REA_VVER_Today"/> !! V-508 !! V-392M<ref name="REA_VVER_Today"/> !! V-501 !! V-522<ref name="V-522_2015-10-14"/> !! V-527 !! V-529 !! V-509<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2">Turkish Atomic Energy Authority: ''European "Stress Tests" for nuclear power plants naional report of Turkey Revision 2'', Dezember 2018. [http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/national_report_-_revison_2_-_december_2018_1.pdf Abgerufen] am 27.05.2020. ([https://web.archive.org/web/20200527170231/http://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/national_report_-_revison_2_-_december_2018_1.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Webarchive.org])</ref> !! V-513
|-
! colspan="10" | Systeme für Schutz, Isolation, Betriebssicherheit und Sicherheitskontrollsysteme
|-
| Steuer- und Schutzsystem (Steuerstäbe)|| 121 || 121 || 121 || 121 || 121 || 121 || 121 || 94 || 94
|-
| [[#JND_desc|HD-Notkühlsystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
|-
| [[#JNG_desc|ND-Notkühlsystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
|-
| [[#JNK_desc|Notfall-Boreinspeisung]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×50%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×50%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} ||{{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} ||{{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
|-
| [[#EFWS_desc|Notspeisewassersystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]]
|-
| [[#FDA_desc|Frischdampfabblasestation]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}}
|-
| [[#SARP_desc|Dampferzeugerkühlsystem]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}}
|-
| [[#JMN_desc|Gebäudesprühsystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}}
|-
| [[#DHRS_desc|Nachwärmeabfuhrsystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
|-
| [[#KAA_desc|Nukleartechnischer Zwischenkühlkreislauf (SB)]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]]
|-
| [[#BWS_desc|Brauchwassersystem]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×(2×100%)}}
|-
| Hochspannungs-AC-System für Sicherheitsräume || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
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| Containment-Isolationsventile || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
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| Borwasserlagersystem || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|per Abklingbecken}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|per Abklingbecken}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|per Abklingbecken}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|per Abklingbecken}}
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| [[#KTB2_desc|Notfall-Gasentlastungssystem (Primärkreis)]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
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| [[#FDA_desc|Frischdampfabschlussarmaturen]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
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| [[#EDG_desc|Notstromdieselaggregate]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}}
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| HVAC-System für Ringraum-Unterdruck || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100% passiv}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100% passiv}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100% passiv}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100% passiv}}
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| [[#PORV_desc|Druckhalter-Sicherheitsventile]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|3×50%}}
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! colspan="10" | Passive Sicherheitssysteme für Auslegungsstör- und -Unfälle
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| [[#GE-1_desc|Kernflutsystem 1. Stufe]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}}
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| [[#GE-2_desc|Kernflutsystem 2. Stufe]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} ||  || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}}
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| [[#GE-3_desc|Kernflutsystem 3. Stufe]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33%}}
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| Wasserstoffbegrenzungssystem 1. Stufe || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|2×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}}
|-
| Containment UJA+UJB || 1,2 m+0,6 m || 1,2 m+2,2 m || 1,2 m+0,5 m || 1,2 m+0,5 m || 1,2 m+2,2 m || 1,2 m+X,X m || 1,2 m+X,X m || 1,2 m+1,5 m || 1,2 m+X,X m
|-
! colspan="10" | Hilfssysteme für Beherrschung auslegungsüberschreitender Unfälle
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| [[#SPOT_desc|Passives Wärmeabfuhrsystem (per Dampferzeuger)]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Luftgekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Luftgekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Luftgekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Luftgekühlt}}
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| [[#SPOT_desc|Passives Wärmeabfuhrsystem (per Containment)]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|4×33% Wassergekühlt}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]]
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| [[#ULR_desc|Kernfänger]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}}
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| Wasserstoffbegrenzungssystem 2. Stufe || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || 
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| [[#Iod_desc|Chem. Rückhaltesystem für Iod]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|1×100%}} || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || 
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| Kernfängerkühlsystem || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]]
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| Abklingbeckenkühlsystem || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]]
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| [[#SPOT_desc|BAOT-Nachspeisesystem]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]]
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| Mobile Dieselgeneratoren und Akkumulatoren || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] ||  || 
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| Zusätzliche feste Dieselgeneratoren || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || [[Datei:Red x.svg|20px|link=]] || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|(2×100%)+(2×100%)+(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|(2×100%)+(2×100%)+(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|(2×100%)+(2×100%)+(2×100%)}} || {{Akronym|[[Datei:Green check.svg|20px|link=]]|(2×100%)}} || 
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| Notfall-Leittechniksystem und Schaltwarte || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]] || [[Datei:Green check.svg|20px|link=]]
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==== Subsysteme ====
Aufgrund der Tatsache, dass die meisten Subsysteme bei Untervarianten identisch sind, werden hier hauptsächlich die Systeme der V-392M und V-491 erläutert. Lediglich Zusatzsysteme und starke Systemmodifikationen bei Untervarianten werden inklusive hier erläutert.

===== Betriebliche Hilfssysteme =====

* <div id="DHRS_desc">'''{{Akronym|Nachwärmeabfuhrsystem|Система отвода остаточного тепла}}:'''</div>
Das Nachwärmeabfuhrsystem (KKS "JNB") ist bei allen WWER-1200-Varianten identisch. Das Wasser des heißen Strangs der Primärleitungen wird abgeleitet und über einen Wärmetauscher zum nukleartechnischen Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen geleitet, der als Wärmesenke funktioniert. Anschließend wird das Wasser in den kalten Strang hinter der Hauptumwälzpumpe wieder in den Reaktor gepumpt. Das System kommt ebenfalls bei Auslegungsunfällen zum Einsatz, um Wärme aus dem System abzuführen, da der Wärmetauscher gleichzeitig als Subsystem des Niederdruck-Notkühlsystem dient. Die Redundanz des System beträgt 4×100 %.<ref name="V-522_2015-09-10"/>



* <div id="KAA_desc">'''{{Akronym|Nukleartechnischer Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen|Система промконтура охлаждения ответственных потребителей}}:'''</div>
Dieser Zwischenkreislauf (KKS "KAA") dient zur Wärmeabfuhr aus den Sicherheitssystemen innerhalb und außerhalb des Reaktorgebäudes.<ref name="Renev_10-2016"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M Zwischenkreis.svg|Zwischenkühlkreislauf des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 Zwischenkreis.svg|Zwischenkühlkreislauf des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="BWS_desc">'''{{Akronym|Brauchwassersystem|Система технической воды ответственных потребителей}}:'''</div>
Das Brauchwassersystem (KKS "PCD") ist in allen WWER-1200-Anlagen nahezu identisch und dient als Hauptwärmesenke des nukleartechnischer Zwischenkühlkreislaufs für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen. Die Zirkulation des Wassers erfolgt mit Pumpen und die Kühlung mit Sprühteichnen, von denen jeder Block insgesamt zwei Stück mit einer Redundanz von 4×100 % bei der V-491,<ref name="V-522_2015-09-10"/> und 2×(2×100 %) bei der V-392M.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/> Für die V-509 für das [[Kernkraftwerk Akkuyu]] ist das System ein offener Kreis, der direkt Wasser aus dem Mittelmeer zum Kühlen nutzt, sodass der Sprühteich als Hauptwärmesenke des Kreises wegfällt.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M Brauchwasserkreis.svg|Brauchwasserkühlsystem des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 Brauchwasserkreis.svg|Brauchwasserkühlsystem des WWER-1200/491
</gallery>


===== Aktive Sicherheitssysteme =====

* <div id="JND_desc">'''{{Akronym|Hochdruck-Notkühlsystem (SAOZ-WD)|Система Аварийного Охлаждения Активной Зоны Высокого Давления (САОЗ ВД)}}:'''</div>
:*''V-392M (KKS "JNG"):'' Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 2×100 % und es speist direkt in die Loopleitungen 1 und 3 ein.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/> Die Pumpenleistung liegt bei maximal 900 Kubikmeter pro Stunde fördern bei einem Druck von {{Konvert|8|MPa|Bar}} Bar. Das Wasser ist mit 16 Gramm pro Kilo Wasser mit Borsäure versetzt.<ref name="Nikitenko_21-10-2013">Никитенко М.П.: ''РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР'', 21.10.2013. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/283.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nwptCOLF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref> Die Kühlung erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
:*''V-491 (KKS "JND"):'' Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 4×100 %. Jeder der Pumpen, eine pro Loop, kann maximal 260 Kubikmeter pro Stunde bei einem Förderdruck von {{Konvert|7.9|MPa|Bar}} Bar in jeden Loop des Reaktorsystems fördern. Das System befindet sich parallel zum Niederdruck-Notkühlsystem, das bei geringeren Druck zum Einsatz kommt. Beide Systeme fördern Speisewasser, das zu 16 g/kg mit Borsäure versetzt ist, um die Leistung der Kernspaltung im Unfallszenario zu reduzieren.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/><ref name="AEP_2014_NPP-2006"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M HD-SAOZ.svg|Hochdruck-Notkühlsystem des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 HD-SAOZ.svg|Hochdruck-Notkühlsystem des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="JNG_desc">'''{{Akronym|Niederdruck-Notkühlsystem (SAOZ-ND)|Система Аварийного Охлаждения Активной Зоны Низкого Давления (САОЗ НД)}}:'''</div>
:*''V-392M (KKS "JNG"):'' Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Hochdruck-Notkühlsystem beträgt 2×100 % und es speist direkt in die Anschlüsse des Kernflutsystems, damit direkt in den Reaktor.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/> Die Pumpenleistung liegt bei maximal 900 Kubikmeter pro Stunde fördern bei einem Druck von {{Konvert|2.5|MPa|Bar}} Bar. Das eingespeiste Wasser ist mit 16 Gramm Borsäure auf ein Kilo Wasser versetzt.<ref name="Nikitenko_21-10-2013"/> Die Kühlung erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
:*''V-491 (KKS "JNG"):'' Das System ist für das gesamte Spektrum der Auslegungsunfälle ausgelegt, sowie zum Kühlen bei Leckagen beim Bruch einer der Loopleitungen mit einem nominalen Durchmesser von 850 mm. Die Redundanz im Niederdruck-Notkühlsystem beträgt 4×100 %. Jeder der Pumpen, eine pro Loop, kann maximal 900 Kubikmeter pro Stunde bei einem Förderdruck von {{Konvert|2.5|MPa|Bar}} Bar in jeden Loop des Reaktorsystems fördern. Das System befindet sich parallel zum Hochdruck-Notkühlsystem, das bei geringeren Druck zum Einsatz kommt. Beide Systeme fördern Speisewasser, das zu 16 g/kg mit Borsäure versetzt ist, um die Leistung der Kernspaltung im Unfallszenario zu reduzieren.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/><ref name="AEP_2014_NPP-2006"/> Zum Einsatz kommt das System um das Reaktorsystem auf zirka 70 °C nach Abschaltung abzukühlen, wenn die Nachwärmeabfuhr über die Dampferzeuger nicht mehr effektiv genug ist (der Fall bei Temperaturen <130 °C und einem Druck <{{Konvert|1.96|MPa|Bar}} Bar).<ref name="Renev_10-2016">Alexander Renev: ''Safety of the VVER key design features in compliance with regulatory requirements of Russian Federation.'', Oktober 2016. [http://www.nnr.co.za/wp-content/uploads/2016/10/07.2-Pres-ROSATOM-VVER-design.pdf Abgerufen] am 31.01.2017. ([http://www.webcitation.org/6nvsfrM6q Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M ND-SAOZ.svg|Niederdruck-Notkühlsystem des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 ND-SAOZ.svg|Niederdruck-Notkühlsystem des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="JNK_desc">'''{{Akronym|Notfall-Boreinspeisung|Системе аварийной ввода бора}}:'''</div>
:*''V-392M (KKS "JND"):'' Die Notfallboreinspeisung hat eine Redundanz von 2×(2×50) % und für die schnellen Einspeisung von Borsäure in den Druckhalter und Primärkreislauf vorgesehen. Für die Bespeisung stehen zwei Tanks mit einem Volumen von 15 Kubikmeter bereit mit einer Borsäurekonzentration von 40 Gramm pro Kilo Wasser. Die Notfall-Boreinspeisung kann insgesamt 14,5 Kubikmeter pro Stunde in den Reaktor speisen bei einem maximalen Förderdruck von {{Konvert|24.5|MPa|Bar}} Bar. Langfristig kann das Wasser zusätzlich aus dem Abklingbecken eingefördert werden.<ref name="Nikitenko_21-10-2013"/>
:*''V-491 (KKS "JDH"):'' Die Notfallboreinspeisung hat eine Redundanz von 4×50 % und für die schnellen Einspeisung von Borsäure in den Druckhalter und Primärkreislauf vorgesehen. Bei Primär-zu-Sekundär-Leckagen kann so der Primärkreisdruck durch Leistungsreduzierung und Erreichen des Subkritikalität des Kerns schnell gesenkt werden. Zusätzlich kann bei Störungen ohne Reaktorschnellabschaltung so das Abschalten der Anlage garantiert werden.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Das Bor-Wasser-Gemisch, die Konzentration liegt bei 40 Gramm auf ein Kilo Wasser<ref name="AEP_2014_NPP-2006"/>, wird hierzu aus vier separaten je 700 Kubikmeter großen Tanks<ref name="Renev_10-2016"/> außerhalb des Reaktorgebäudes entnommen und arbeitet als Hochdrucksystem mit einem Druck von {{Konvert|7.9|MPa|Bar}} Bar.<ref name="V-522_2015-09-10"/> Es ist allerdings auch möglich das borierte Wasser mit einer Konzentration von 16 Gramm pro Kilo Wasser<ref name="AEP_2014_NPP-2006"/> aus dem Sumpftank zu entnehmen, das bei einem Kühlmittelverluststörfall genutzt wird. Gekühlt durch das SPOT-ZO und über den nukleartechnischen Zwischenkühlkreislauf für sicherheitstechnisch wichtige Kühlstellen wird dieses mit einem Druck von {{Konvert|7.9|MPa|Bar}} Bar über die Anschlussstellen des Kernflutsystems direkt in den Reaktordruckbehälter eingespeist.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M JDH.svg|Notfall-Boreinspeisung des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 JDH.svg|Notfall-Boreinspeisung des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="EFWS_desc">'''{{Akronym|Notspeisewassersystem|Система аварийной питательной воды}}:'''</div>
Lediglich die V-491 ist mit diesem System (KKS: System "LAR", Pumpenanlage "LAS") ausgestattet. Das System speist mit einer Redundanz von 4×50 % Speisewasser aus einem Notspeisewassertank direkt in die Dampferzeuger. Zum Einsatz kommt es wenn das normale Speisewassersystem und das Hilfsspeisewassersystem nicht verfügbar sind.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Ein wichtiger Teil zur Funktion des Systems ist die Frischdampfabblasestation, da bei geschlossenen Hauptdampfarmaturen der Druck und zur Beibehaltung der Wärmesenke in die Atmosphäre abgelassen werden muss.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-491 SAP.svg|Notspeisewassersystem des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="FDA_desc">'''{{Akronym|Frischdampfabblasestation (BRU-A)|Быстродействующая Редукционная Установка в Атмосферу (БРУ-А)}}:'''</div>
Die Frischdampfabblasestation (KKS "LBU") dient zur schnellen Druckreduzierung ('''BRU'''-A) im Sekundärkreislauf mit Ablassen des Dampfs in die Atmosphäre (BRU-'''A'''). <ref name="V-522_2015-09-10"/>
:*''V-392M:'' Das System besteht pro Loop aus zwei Impulsventilen (passiver Part) zur Druckreduzierung bei Überdruck und einem elektrischen Ventil (aktiver Part) zur manuellen oder automatisierten Druckentlastung. Benötigt wird das System unter anderem beim Betrieb des Dampferzeugernotkühlsystems oder bei Turbinenschnellschluss um den Block bei Nichtverfügbarkeit von BRU-K (Schnelle Druckreduzierung über Kondensator) abzufahren.
:*''V-491:'' Das System besteht pro Loop aus einem Impulsventil (passiver Part) zur Druckreduzierung bei Überdruck und zwei elektrische Ventile (aktiver Part) zur manuellen oder automatisierten Druckentlastung. Benötigt wird das System unter anderem beim Betrieb des Notspeisewassersystems oder bei Turbinenschnellschluss um den Block bei Nichtverfügbarkeit von BRU-K (Schnelle Druckreduzierung über Kondensator) abzufahren.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
:*''V-509:'' Das System besteht pro Loop aus zwei Impulsventilen (passiver Part) zur Druckreduzierung bei Überdruck und einem elektrischen Ventil (aktiver Part) zur manuellen oder automatisierten Druckentlastung. Der Aufbau entspricht dem der V-392M, allerdings ist die Kapazität von 3×50 % auf 3×100 % bei der V-509 erhöht worden.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M BRU-A.svg|BRU-A des WWER-1200/392
Datei:WWER-1200 V-491 BRU-A.svg|BRU-A des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="SARP_desc">'''{{Akronym|Dampferzeugernotkühlsystem (SAR)|Система аварийного расхолаживания парогенераторов CAP}}:'''</div>
Das Dampferzeugernotkühlsystem (KKS "JNB10 bis 40") ist die Alternative des Notspeisewassersystems des V-491, das einen generellen Wasserverlust durch Abfahren der Wärmelast über die Frischdampfabblasestation hat. Bei der V-392M erfolgt die Kühlung der Dampferzeuger in einem geschlossenen System. Die Kühlung des Systems erfolgt durch den nuklearen Zwischenkreislauf und anschließend durch das Brauchwassersystem mit den Sprühteichen. Innerhalb des Dampferzeugersystems wird mit einer Redundanz von 2×(2×100) % das Wasser in die Dampferzeuger zurück gepumpt. Der passive Pendant zu diesem System wäre das SPOT.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/> Die Maximalleistung jedes Stranges beträgt 80 MWth, damit hat das Gesamtsystem eine Leistung von 160 MWth, die es aufnehmen kann. Das Kondensat auf dem Wärmetauscher hat nach Wärmeabgabe eine Temperatur von rund 40 bis 70 °C. Die Förderleistung eines einzelnen Stranges liegt bei 200 Tonnen pro Stunde, die allerdings fest ist und nicht regelbar.<ref name="Nikitenko_21-10-2013"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M SAR.svg|Dampferzeugerkühlsystem des WWER-1200/392M
</gallery>



* <div id="JMN_desc">'''{{Akronym|Gebäudesprühsystem|Спринклерная система защитной оболочки}}:'''</div>
:*''V-392M (KKS "JMN"):'' Das System dient zur aktiven Druckreduzierung im Falle eines Kühlmittelverluststörfalls und der Reinigung der Luft im Reaktorgebäude von etwaigen Spaltgasen im Falle einer [[Kernschmelze]]. Außerdem kann über das System die chemische Zusammensetzung des Wassers im Abklingbecken und Sumpftank während Auslegungsunfällen gesteuert werden.<ref name="V-522_2015-09-10"/><ref name="NwAES_V-392M_2016"/> In weniger als 24 Stunden kann bei vollständigen Druckaustritt aus dem Reaktorsystem wieder der atmosphärischer Druck erreicht werden<ref name="Renev_10-2016"/>
:*''V-491 (KKS "JMN"):'' Das Gebäudesprühsystem der V-491 ist mit dem der V-392M identisch, außer dem Wegfall des Abklingbeckens als Wasserquelle.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
:*''V-509 (KKS "JMN"):'' Das Gebäudesprühsystem der V-509 ist mit dem der V-392M identisch, die Redundanz aber von 4×100 % auf 2×100 % reduziert.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">Datei:WWER-1200 V-392M JMN.svg|Gebäudesprühsystem des WWER-1200/392M
Datei:WWER-1200 V-491 JMN.svg|Gebäudesprühsystem des WWER-1200/491
</gallery>



* <div id="KTB2_desc">'''{{Akronym|Notfall-Gasentlastungssystem (Primärkreis)|Система аварийного газоудаления}}:'''</div>
Das System (KKS "KTB2") ist standardmäßig in allen WWER-1200 eingebaut. Das System dient dazu bei auslegungseinhaltenden, als auch auslegungsüberschreitenden Unfällen wie einer Kernschmelze das Dampf-Gas-Gemisch aus dem oberen Plenum des Reaktordruckbehälters abzuleiten, sowie aus den Kollektoren der Dampferzeuger und dem Druckhalter.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/><ref name="AEP_2014_NPP-2006"/>



* <div id="EDG_desc">'''{{Akronym|Notstromdieselaggregate|Система обеспечения аварийного электропитания от дизель-генераторов}}:'''</div>
:*''V-392M (KKS "JMN"):'' Beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der zwei Reservetransformatoren stehen für den Block insgesamt zwei Dieselgeneratoren mit jeweils 100 % Kapazität und einer Leistung von 6,07 MW zur Notstromversorgung für maximal 72 Stunden bereit. Für die betriebliche Notstromversorgung gibt es zusätzlich einen Dieselgenerator für eine Betriebsdauer von maximal 24 Stunden.<ref>Атомэнергопроект : ''Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками № 1 и № 2'', 06.03.2012. [http://new-voronezh.ru/?node_id=8624&action=download Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nwtSnrCP Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref>
:*''V-491 (KKS "JMN"):'' Beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der zwei Reservetransformatoren stehen für den Block insgesamt vier Dieselgeneratoren mit jeweils 100 % Kapazität zur Notstromversorgung bereit. Für die betriebliche Notstromversorgung gibt es zusätzlich einen Dieselgenerator und im Falle einer Auslegungsüberschreitung einen mobilen Dieselgenerator, der für den Betrieb einzelner Sicherheitssysteme genutzt werden soll.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
:*''V-522 (KKS "JMN"):'' Die Auslegungsbasis der V-522 ist für die finnischen Anforderungen stark gestrafft worden. So gibt es beim Verlust der beiden Haupttransformatoren und der beiden Reservetransformatoren ebenfalls vier Dieselgeneratoren mit je 100 %, die zur Verfügung stehen. Da die finnischen Anforderungen immer eine Verfügbarkeit für jedes System diversitär fordern, gibt es einen Dieselgenerator für die wichtigsten Betriebssysteme der Anlage und, im Gegensatz zum russischen Modell V-491 das hierfür den gleichen Dieselgenerator nutzt, zusätzlich zwei Dieselgeneratoren für die Betriebsautomatik für den normalen Betrieb. Während Russland bei der V-491 mobile Dieselgeneratoren für den Betrieb der Sicherheitssysteme nutzt, gibt es bei der V-522 ein separates Dieselgeneratorenhaus, in dem sich insgesamt vier Dieselgeneratoren mit je 100 % Kapazität befinden, von denen zwei zur Versorgung der nuklearen Sicherheitssysteme dienen und zwei zu Versorgung der Hilfssysteme, sodass in der Störfallkategorie nur noch wenig Raum für eine hypothetische Auslegungsüberschreitung besteht.<ref name="V-522_2015-09-10"/>
:*''V-509 (KKS "JMN"):'' Die Auslegung entspricht der des V-392M, allerdings gibt es zwei zusätzliche Dieselgeneratoren pro Block mit einer Leistung von 2 MW, die egegenseitig zueinander eine Redundanz von 2×100 % dienen. Diese Dieselgeneratoren sind für den Blackoutfall vorgesehen nach Auslauf der regulären Dieselgeneratoren, um die weitere Versorgung für 48 Stunden zu gewährleisten.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>



* <div id="PORV_desc">'''{{Akronym|Druckhalter-Sicherheitsventile|Система компенсации давления, включая устройства впрыска}}:'''</div>
Die Sicherheitsventile am Druckhalter dienen zur Druckentlastung des Primärsystems bei Auslegungsunfällen und auslegungsüberschreitenden Unfällen. Durch das Öffnen wird Dampf aus dem Druckhalter in einen Entlastungstank gelassen, um so den Druck zu senken und Komponenten des Primärkreislaufs vor Überdruck zu schützen.<ref name="AEP_2014_NPP-2006"/>


===== Passive Sicherheitssysteme =====

* <div id="GE-1_desc">'''{{Akronym|Kernflutsystem 1. Stufe (GE-1)|Гидроемкости 1 ступени (ГЕ-1)}}:'''</div>
Das Kernflutsystem (KKS "JNG") der ersten Stufe wird in allen WWER-1200 eingesetzt und besteht aus vier Druckspeichern, die mit einem nominalen Druck von {{Konvert|5.9|MPa|Bar}} Bar arbeiten. Jeder einzelne Speicher beinhaltet 50 Kubikmeter Wasser, das mit 16 Gramm pro Kilogramm Wasser mit Borsäure versetzt ist. Jeder der Behälter hat ein Gesamtvolumen von 60 Kubikmeter.<ref name="Wanin_2014"/> <ref name="Nikitenko_21-10-2013"/> Im Gegensatz zum WWER-1000/320 wurde der Durchmesser der Leitungen von den einzelnen Speichern zum Reaktor vergrößert, sodass der Gesamtdurchsatz von 6 bis 8 kg/s auf 80 bis 100 kg/s erhöht werden konnte. Grund für die Änderung war die andere Auslegungsbasis der Blöcke aufgrund des Einsatzes von zusätzlichen passiven Systemen im Design.<ref name="Wanin_2014"/> Standardmäßig ist das Wasser des Kernflutsystems auf 50 bis 70 °C vorgewärmt.<ref name="Renev_10-2016"/>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 GE-1.svg|Kernflutsystem 1. Stufe des WWER-1200
</gallery>



* <div id="GE-2_desc">'''{{Akronym|Kernflutsystem 2. Stufe (GE-2)|Гидроемкости 2 ступени (ГЕ-2)}}:'''</div>
Das Kernflutsystem der zweiten Stufe (KKS "JNG") wird nur in der V-392M eingesetzt und umfasst insgesamt acht Druckspeicher mit einem Fassungsvermögen von jeweils 120 m3 pro Tank, in dem sich unter einem Druck von {{Konvert|0.15|MPa|Bar}} bar frisches Deionat für den Primärkreis befindet, gemischt mit Borsäure, die in einer Konzentration von 16 g/3 vorliegt. Jeweils zwei Druckspeicher bilden einen Stcherheitsstrang, woraus sich eine Redundanz des Systems von 4×33 % ergibt.<ref name="NwAES_V-392M_2016">В.П.Поваров: ''Головной блок нового поколения ВВЭР-1200. Особенности ввода в эксплуатацию'', 2016. [http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/Povarov_V.P._Prezentaciya_rus_bez_zametok.pdf Abgerufen] am 11.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jgKA9hx4 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-392M GE-2.svg|Kernflutsystem 2. Stufe des WWER-1200/392M
</gallery>



* <div id="GE-3_desc">'''{{Akronym|Kernflutsystem 3. Stufe (GE-3)|Гидроемкости 3 ступени (ГЕ-3)}}:'''</div>
Das Kernflutsystem der dritten Stuge (KKS "JNG") wird nur in der V-513 und anderen TOI-Anlagen angewendet. Es besteht aus Tanks mit einem Gesamtvolumen von 720 Kubikmeter. Das mit Bor versetzte Wasser wird nach Abschluss des Betriebs der zweiten Kernflutsystemstufe aktiviert.<ref>Mikhail Maltsev: ''ADDITIONAL INFORMATION ON MODERN VVER GEN III TECHNOLOGY'', 12.02.2015. [https://www.oecd-nea.org/ndd/workshops/innovtech/presentations/documents/ii-1a-maltsev.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nwvvG5Mv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Д.В. Бугаев: ''Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций'', 2014. [http://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/VII_reg_forum_2014/Sekciya_3_Bugaev_VVER_TOI_Osnovnye_texnologichesie_novacii.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nwvzcxX9 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
<gallery widths="320px" heights="200px">
Datei:WWER-1200 V-513 GE-3.svg|Kernflutsystem 3. Stufe des WWER-1200/513
</gallery>



* <div id="SPOT_desc">'''{{Akronym|Passives Wärmeabfuhrsystem (SPOT)|Система пассивного отвода тепла (СПОТ)}}:'''</div> Es gibt zwei Abwandlungen des Systems, die für den WWER-1200 zum Einsatz kommen und teilt sich nach den beiden Basismodellen auf, sowie die Folgeprojekte:
[[Datei:WWER-1200 V-392M SPOT.svg|mini|320px|SPOT des WWER-1200/392M]]
:* ''V-392M:'' Der Reaktor besitzt ein passives Kühlystem für den Primärkreislauf, das SPOT ({{Akronym|KKS|Kraftwerk-Kennzeichensystem}} ''JNB'', Subsysteme 50 bis 80). Es besteht aus Wärmetauschern auf dem Dach des sekundären Containment und nutzt die Umgebungsluft als Kühlmedium.<ref name="ARIS V-392M"/> Das System ist stetig im Stand by-Betrieb und auf Sekundärkreistemperatur und wird ausschließlich automatisch und passiv aktiviert, wenn der Druck >{{Konvert|7.25|MPa|Bar}} bar ist, oder bei einem Ausfall sämtlicher Stromversorgung nach 30 Sekunden, indem die Magnetspulen der Ventile abfallen und damit den Durchfluss für die Außenluft freigeben.<ref name="V-392M_SPOT_2007">И.В. Ёлкин, u.a.: ''Исследование влияния пассивных систем на температурное состояние твэл'', 2007. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/f36.pdf Abgerufen] am 11.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jgNYyXN7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Primärkreislauf setzt bei einem Ausfall der Primärumwelzpumpen ein Naturumlauf ein der ausreicht um die Nachzerfallswärme an die Dampferzeuger abzuführen. Das Wasser im Sekundärteil der Dampferzeugern beginnt durch die Wärme aus dem Primärsystem zu verdampfen. Bei der Aktivierung des SPOT werden die Dampferzeuger durch absperren der Speisewasser- und Frischdampfleitungen isoliert, gleichzeitig werden die Ventile der Leitungen zu den SPOT Wärmetauschern geöffnet. Der entstehende Dampf strömt nun durch die Leitungen im Reaktorgebäude von den Dampferzeugern bis zu den Luftwärmetauschern außerhalb des sekundären Containments. Der Dampf durchströmt die Wärmetauscher von oben nach unten und überträgt die Wärme aus dem Sekundärsystem an die durch den Kamineffekt einströmende Luft wobei er kondensiert. Die Kühlluft wird in Rohrleitungen an der Außenseite des sekundären Containments entlang geleitet und wird am so genannten Filterblock, der für Dampf aus dem Ringraum zwischen primären und sekundären Containment dient, wieder in die Atmosphäre abgegeben; ein historisches Vorbild für dieses Kaminsystem ist der arabische Malqaf-Windfänger, eine Abwandlung des persischen Bādgir welche im nahen Osten zur Gebäudekühlung genutzt werden. Die Redundanz des SPOT beträgt 4×33 %. Der Dampf, der in den Luftwärmetauschern kondensiert, fließt anschließend als Kondensat über eigene Leitungen durch die Schwerkraft wieder zurück in die Dampferzeuger, um erneut verdampft zu werden. Hierdurch entsteht ein natürlicher Kreislauf nach dem Schema eines Zwei-Phasen-Thermosiphons, der zeitlich unbegrenzt arbeiten kann und daher die Kühlung des Reaktors, solange er intakt bleibt, aufrechterhalten kann.<ref name="ARIS V-392M"/>
::Die gesamte Regelung des SPOT erfolgt durch Klappen oberhalb und unterhalb der Luftwärmetauscher, die unterschiedlich regelbar sind. Der einfachste Fall ist der Stromausfall, bei dem die Klappen automatisch vollständig geöffnet werden und das SPOT mit voller Leistung die Kühlung übernimmt. Die zweite Regelmöglichkeit hängt vom Druck im Dampferzeuger ab: Steigt der Druck über {{Konvert|7.25|MPa|Bar}} bar, beginnen sich die Klappen für die Wärmeabfuhr leicht zu öffnen. Hierdruch wird die überschüssige Wärme aus dem Dampferzeuger und der Druck im Sekundärkreis selbstregelnd und passiv gesenkt. Ab {{Konvert|8.0|MPa|Bar}} bar sind die Klappen vollständig geöffnet, bei fallenden Druck schließen sich ab {{Konvert|7.8|MPa|Bar}} bar die Klappen wieder und sind bei {{Konvert|6.8|MPa|Bar}} bar wieder vollständig geschlossen. Diese Hysterese soll einen gewissen Vorsprung schaffen, bevor das System erneut aktiviert wird.<ref>Abhay Kumar, u.a.: ''Existing Passive Safety Features of Kudankulam VVER NPPs for Addressing Fukushima Daiichi Type of Accident'', 14.12.2015. [https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-15-12-18-NPTDS/2D-3_A.Kumar.pdf Abgerufen] am 12.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jhkW3jGD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Durch diese Selbstregelung, je nach Druck im Reaktorsystem, steht das SPOT als ständig verfügbares Backup zur Verfügung bei Störungen, die einen Anstieg der Temperatur und damit des Drucks im Dampferzeuger verursachen.<ref name="Chalyi_Doria_2016">Dmitrii Chalyi: ''Failure modes of passive decay heat removing safety systems of modern nuclear power plants'', 2016. [https://www.doria.fi/bitstream/handle/10024/123561/MasterThesisDmitriiChalyi.pdf?sequence=2 Abgerufen] am 12.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jhmhpvES Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die Effektivität der Wärmeabfuhr ist allerdings von der Außentemperatur abhängig. Der Druck im Sekundärsystem ist dabei von der Temperatur im Primärsystem abhängig und sollte den Auslegungsdruck von 70 bar nicht überschreiten. Die Tabelle und das Diagramm zeigen stellen das Verhältnis von Dampferzeugerdruck, Außentemperatur und Abwärmeleistung bei einer Nutzung aller vier Stränge an. Ein weiteres Problem ist, dass das SPOT unter Umständen so effektiv ist, dass es eine Wärmeabfuhr von mehr als 60 K pro Stunde erreicht, was die Auslegungsgrenze des Reaktordruckbehälters überschreitet, dem Problem kann man durch Abschaltung von ein oder zwei der vier Teilsysteme begegnen. Eingesetzt kann das SPOT zwischen Außentemperaturen von -37 °C bis maximal 38 °C.<ref name="Wanin_2014">Александр Сергеевич Ванин: ''Обоснование приемочных критериев испытаний систем и оборудования реакторной установки для АЭС-2006 (ГЕ-1, СПОТ)'', 04.06.2014. [http://www.bulatom-bg.org/files/conferences/dokladi2014/Plenary/Posters_pdf/Conference%20agenda_Riviera_preliminary_24.05.2014_OKB%20GP_Vanin_Bulgar_RUS.pdf Abgerufen] am 09.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jdspFj6V Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine indirekte Leistungsgrenze stellen auch die Luftwärmertauscher dar, die mit einer Kapaz0ität von je 8 MWth damit eine Gesamtnennleistung des Systems von 64 MWth vorgeben.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
::{| class="prettytable"
|-
! rowspan="2" | Druck im Dampferzeuger
! colspan="6" | Außentemperatur
| rowspan="8" | [[Datei:SPOT Leistung WWER V-392M.svg|200px]]
|-
! -37 bis -20 °C
! -20 bis -10 °C
! -10 bis 0 °C
! 0 bis 10 °C
! 10 bis 20 °C
! 20 bis 38 °C
|-
| {{Konvert|2.0|MPa|Bar}} bar
| 71,9 MW
| 66,1 MW
| 60,5 MW
| 55,3 MW
| 50,4 MW
| 42,3 MW
|-
| {{Konvert|3.0|MPa|Bar}} bar
| 79,5 MW
| 73,4 MW
| 67,7 MW
| 62,2 MW
| 57,1 MW
| 48,7 MW
|-
| {{Konvert|4.0|MPa|Bar}} bar
| 85,4 MW
| 79,1 MW
| 73,2 MW
| 67,6 MW
| 62,3 MW
| 53,5 MW
|-
| {{Konvert|5.0|MPa|Bar}} bar
| 90,0 MW
| 83,7 MW
| 77,6 MW
| 71,9 MW
| 66,5 MW
| 57,6 MW
|-
| {{Konvert|6.0|MPa|Bar}} bar
| 94,1 MW
| 87,6 MW
| 81,4 MW
| 75,6 MW
| 70,1 MW
| 61,0 MW
|-
| {{Konvert|7.0|MPa|Bar}} bar
| 97,8 MW
| 91,0 MW
| 84,8 MW
| 78,9 MW
| 73,2 MW
| 64,0 MW
|-
|}
:* ''V-491:'' Das System besteht aus zwei Teilsystemen:
[[Datei:WWER-1200 V-491 SPOT-ZO.svg|mini|320px|SPOT-ZO des WWER-1200/491]]
:: Das '''SPOT-ZO''' ({{Akronym|KKS|Kraftwerk-Kennzeichensystem}} ''JMP'') ist ein passives Containmentkühlsystem das bei Kühlmittelverluststörfällen zum Einsatz kommt. Der bei einem Kühlmittelverluststörfall freigesetzte Dampf wird an insgesamt 16 Wärmetauschern im oberen Bereich des Containments kondensiert, die jeweils in vier Subsystemen aufgeteilt sind, bestehend aus jeweils vier Wärmetauschern, die insgesamt 33 % des projektierten Wärmeaufkommens abführen können. Jeder der Wärmetauscher besteht aus 132 vertikal angeordneten Rohren mit den Abmaßen 28×3 millimeter und einer Länge von 5 Meter. Ein einzelner Wärmetauscher hat eine Wärmeaufnahmefläche von 75 Quadratmeter, womit das gesamte SPOT-ZO eine Fläche von rund 1200 Quadratmetern abdeckt. Die Wärmetauscher sind mit dem im Kuppelringraum befindlichen BAOT (Notfallwärmeabfuhrtank) verbunden, der das Wasser für die einzelnen Kondensatoren zur Verfügung stellt. Pro Strangsystem stehen neun BAOT-Sektionen zur Verfügung, die insgesamt 538 Tonnen Wasser beinhalten, womit sich im gesamten BAOT-Tank rund 2152 Kubikmeter Wasser befinden.
::Bei einem Kühlmittelverluststörfall steigt die Temperatur im Containment auf über 100°C, auch der Druck steigt an womit der Siedepunkt bzw. Taupunkt des Wassers auf über 100°C ansteigt. Unter diesen Bedingungen kondensiert der Dampf im Containment an den Rohren der SPOT-ZO Kondensatoren, das Wasser in ihrem inneren erhitzt sich dabei auf 100°C und beginnt zu Verdampfen, der Dampf steigt auf und entweicht in die Atmosphäre wodurch die Wärme abgeführt wird, das verdampfende Wasser fließt aus dem BAOT nach.
::Für die vollständige Wärmeabfuhr reichen drei der vier SPOT-ZO-Systeme die insgesamt eine Wärmeleistung von 17 bis 19 MW abführen können und neben dem aktiven Containmentsprühsystem dazu beitragen, bei einem Austritt von Dampf in das Reaktorgebäude den Druck abzubauen. Entgegen der V-392M kann das passive Wärmeabfuhrsystem bei der V-491 generell nicht zeitlich unbegrenzt betrieben werden da das Wasser im BAOT irgendwann vollständig verdampft ist. Im SPOT-ZO-Betrieb ist eine Funktion für mindestens 24 Stunden ohne Nachfüllen des BAOT gewährleistet. Es wird davon ausgegangen, dass nach Ablauf dieser Zeit der BAOT mit Notfallwasser, das am Kernkraftwerksgelände in Tanks zusätzlich gelagert wird, nachgefüllt wird.
::Das an den SPOT-ZO Kondensaotoren kondensierte Wasser Tropft oder fließt im Containment nach unten in den Sumpf. Von dort aus kann es passiv den Kernfänger kühlen oder zur Bespeisung des Abklingbeckens oder des Reaktorkühlkreislaufs mit Hilfe entsprechender (aktiver) Pumpen genutzt werden.<ref>А.М. Бахметьев, u.a.: ''«ЗАДАЧИ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ СПОТ ЗО ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ»''. 2007. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/f124.pdf Abgerufen] am 09.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jdF71xHD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
[[Datei:WWER-1200 V-491 SPOT-PG.svg|mini|320px|SPOT-PG des WWER-1200/491]]
:: Das '''SPOT-PG''' ({{Akronym|KKS|Kraftwerk-Kennzeichensystem}} ''JMB'') ist ein passives System für die Wärmeabfuhr aus dem Primärkreislauf über die Dampferzeuger auf der Sekundärseite, das sich 30 Sekunden nach Ausfall aller elektrischen Systeme aktiviert, indem die Magnetspulen der Ventile abfallen und damit den Durchfluss freigeben. Hierbei bleibt im Primärsystem ein durch die thermische Ausdehnung des Wassers im Kern angetriebener Naturumlauf bestehen, der weiterhin die Wärme des noch heißen Reaktorkerns zu den Dampferzeugern weiterleitet und dort durch diese Wärmesenke wieder abkühlt und zurück in den Reaktor zirkuliert. Das Wasser in den Dampferzeugern erhitzt sich dabei und verdampft.<ref name="Gidropress_2013_SPOT-PG"/> Der Dampf wird über eine separate Anbidung am Dampferzeuger nach oben zum 41,1 Meter höher gelegenen Eintrittspunkt am BAOT geleitet.<ref name="Chalyi_Doria_2016"/> Innerhalb des BAOT befindet sich in jeden der neun Tanks pro Sicherheitsstrang je ein Wärmetauscher, der die Wärme in den Tank abführt. Die Redundanz liegt hier ebenfalls bei 4×33 %. Der Dampf kondensiert in den Wärmetauschern und das Wasser fließt durch sein Eigengewicht<ref name="Gidropress_2013_SPOT-PG"/> durch die 46,5 Meter langen Fallleitungen<ref name="Chalyi_Doria_2016"/> zurück in den Dampferzeuger. Das Wasser im BAOT wird dabei erhitzt und beginnt nach einiger Zeit zu sieden, die Wärme wird mit dem dabei entstehenden Dampf final in die Atmosphäre abgeführt. Um das System zu aktivieren muss die Frischdampf- und die Speisewasserleitung abgesperrt werden, die Ventile an den SPOT-PG Leitungen müssen geöffnet werden; bei einem Verlust der Spannungsversorgung passiert das automatisch in allen vier Subsystemen,<ref name="Gidropress_2013_SPOT-PG"/> ansonsten können die Systeme manuell aktiviert werden, insbesondere bei Störungen wie der vollständige Verlust aller Speisewasserquellen und bei Dampferzeugerleckagen für eine geschlossene Wärmeabfuhr.<ref name="Chalyi_Doria_2016"/> Befindet sich kein Wasser in den Dampferzeugern müssen sie zunächst über das aktive Notspeisesystem wieder befüllt werden bevor das SPOT-PG arbeiten kann. Wie auch beim SPOT-ZO werden für den (manuellen) Normalbetrieb nur drei der vier Sicherheitsstränge verwendet um die Einsatzzeit des Systems durch spätere Umschaltung auf das vierte, das gleichzeitig als Redundanz bei Versagen eines Systems dient, erhöhen zu können, nach einiger Zeit reicht ein System alleine für die Wärmeabfuhr aus. Das SPOT-PG kann nach der Auslegung vor den Reaktorunfällen von Fukushima-Daiichi 24 Stunden ohne Operatoreingriffe autonom arbeiten wenn nur drei der vier Stränge genutzt werden werden. Bei einem Ausfall von mehr als 24 Stunden hätte der BAOT mit mobilen Pumpen nachgefüllt werden müssen, die auf dem Kernkraftwerksgelände gelagert werden. Untersuchungen nach 2011 zeigten, dass beim Betrieb aller vier Sicherheitsstränge bei minimaler Wärmeabfuhr, bei nicht überschreiten der kritischen Marke von 1200 °C an den Brennelementhüllrohren, die von der EUR geforderte Zeit von 72 Stunden erreicht werden kann. Nach dieser Zeit ist die Wärmefreisetzung des Reaktorkerns so gering, dass das Reaktorsystem in einen langfristig stabilen Zustand überführt werden kann, allerdings muss der BAOT nach dieser Zeit nachgefüllt werden. Ohne weiteren Betrieb des SPOT-PG würde nach weiteren 86 Stunden der Wasserstand im Reaktor durch Verdampfen soweit abfallen, dass der obere Teil der Brennelemente zu schmelzen beginnen würde. Bei einem kontinuierlichen Einsatz des SPOT-PG sinkt die Temperatur und damit der Druck im Primärsystem 13 bis 15 Tage nach Unfallbeginn so weit ab das die erste Stufe der Druckspeicher greift welche einen weiteren Druckabfall im System und damit ein mögliches Sieden im Kern verhindern.<ref name="Gidropress_2013_SPOT-PG">В.В. Безлепкин, u.a.: ''СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ЧЕРЕЗ ПАРОГЕНЕРАТОРЫ НА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКЕ С ВВЭР-1200 В СВЕТЕ СОБЫТИЙ НА АЭС "ФУКУСИМА"''. 2013. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2013/documents/mntk2013-167.pdf Abgerufen] am 09.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jdH8Z4ie Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
::Als Problematisch angesichts der Erfahrung aus den Reaktorunfällen in Fukushima-Daiichi stellte sich heraus, dass der BAOT nicht mit einem System neu befüllt werden kann, sondern manuell mit einer temporären Versorgungsleitung befüllt werden muss. Daher wurde nach 2011 mit der Planung eines Befüllungssystems begonnen, das neben dem BAOT auch das Abklingbecken bespeisen soll. Hierzu wurde eine zusätzliche Pumpe mit geringer Leistung in der Dampfarmaturenkammer eingebaut, die entmineralisiertes Wasser aus Speichertanks des Sekundärkreislaufs sowohl in das Abklingbecken, als auch in den BAOT fördert. Die Pumpe kann sowohl mit den Dieselgeneratoren, mobilen Dieselgeneratoren und den Reserveakkumulatoren des Blocks versorgt werden. Dadurch konnte die Einsatzdauer des SPOT-PG auf bis zu 168 Stunden erweitert werden. Aufgrund konstruktionstechnischer Genehmigung steht das System für die Kernkraftwerk [[Leningrad II]] und [[Kaliningrad]] nicht zur Verfügung, für alle Folgeblöcke jedoch schon.<ref name="Gidropress_2013_SPOT-PG"/>



* <div id="ULR_desc">'''{{Akronym|Kernfänger (ULR)|Устройство Локализации Расплава (УЛР)}}:'''</div>
Der Kernfänger (KKS "JKM") dient dazu im Reaktorschacht unterhalb des Reaktordruckbehälters bei auslegungsüberschreitenden Unfällen bei einer [[Kernschmelze]] mit Druchdringen des Reaktordruckbehälters das geschmolzene Corium aufzufangen. Es dient damit insbesondere als Schutz des dortigen Betonbodens vor einer thermomechanischer Einwirkung seitens des Coriums. Durch ein eigens integriertes Kühlsystem kann hier der Kern dauerhaft gekühlt werden und eine Subkritikalität des Gemisches gewährleistet werden, was die Freisetzung von Radionukliden und Wasserstoffgasen in das Containment reduziert. Um eine Subkritikalität zu gewährleisten, befinden sich zusätzliche Materialien wie Aluminiumoxide, Stahl und andere Zusatzoxide im Kernfänger, die durch das Corium ausgeschmolzen werden und damit die Dichte des Kernbrennstoffs im Corium weiter verringert. Zusätzlich wird Gadoliniumoxid als zusätzliches Neutronengift im Kernfänger eingesetzt. Der Kernfänger selber ist wartungsfrei.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Der Einsatz von Aluminiumoxiden ist insbesondere mit einer verringerten Freisetzung von Wasserstoff verbunden, da die beim Nachzerfall entstehenden Produkte die beiden Sauerstoffatome des Wassermolekühls H2O nicht verwenden, sondern der Aluminiumoxide Al2O3. Die Wasserstofffreisetzung ist hierdurch etwa um den Faktor vier geringer.<ref name="Renev_10-2016"/>

Das Kühlsystem des Kernfängers umfasst ein aktives und passives System. Fällt der Strom aus, öffnen sich zwei Ventile, die Wasser aus dem Saumpftank direkt in die Außenhülle des Kernfängers leiten. Der Dampf steigt durch Schächte im Reaktorgebäude hoch und wird durch das SPOT-ZO gekühlt. Das kondensierte Wasser fällt zurück in den Sumpftank.<ref name="V-522_2015-09-10"/><ref name="NwAES_V-392M_2016"/> Der Sumpftank selber hat ein Wasservolumen von 1500 Kubikmeter.<ref>Gidropress: ''УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА ДЛЯ АЭС С ВВЭР-1200'', 17.05.2011. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-070.pdf Abgerufen] am 31.01.2017. ([http://www.webcitation.org/6nvs0WHsh Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Wenn die Schmelze nach längerer Zeit gekühlt im Kernfänger angekommen ist, geht man davon aus, dass die Stromversorgung wiederhergestellt ist, sodass über ein aktives System Wasser aus dem Abklingbecken über ein Sprühsystem über dem Kernfänger und der Schmelze versprüht werden kann.<ref name="V-522_2015-09-10"/><ref name="NwAES_V-392M_2016"/>



* <div id="Iod_desc">'''{{Akronym|Chemisches Rückhaltesystem für Iod|Система химического связывания летучих форм йода}}:'''</div>
Nur die V-491 besitzt ein chemisches Rückhaltesystem für Iod (JNB50) im Falle einer Auslegungsüberschreitung. Das System besteht aus einem Tank, in dem eine 30 %ige Natriumhydroxidlösung untergebracht wird. Beim Verlust der Energieversorgung ist das System betriebsbereit und kann fernausgelöst über die Schaltwarte direkt in den Sumpftank passiv eingeleitet werden. Durch die Lösung soll Iod im Reaktorgebäude gebunden werden, das bei einer etwaigen [[Kernschmelze]] freigesetzt wird.<ref name="V-522_2015-09-10"/>


* '''Wasserstoffrekombinatoren:'''
:* ''V-392M'': Im Reaktorgebäude befinden sich insgesamt 187 katalytische Wasserstoffrekombinatoren des Typs RWK-1000 und 12 des Typs RWK-500. Innerhalb von weniger als 24 Stunden können diese den Wasserstoffgehalt in der Luft des Reaktorgebäudes auf den Ursprungswert reduzieren.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
:* ''V-491'': Im Reaktorgebäude befinden sich insgesamt 154 katalytische Wasserstoffrekombinatoren, die die maximale Wasserstoffkonzentration im auslegungsüberschreitenden Unfall bei 0,56 % halten soll bei einer Spizenkonzentration von 1,8 % jederzeit bei trockener Luftkonzentration.<ref name="Renev_10-2016"/>



=== Steuerungstechnik ===
[[Datei:AES-2006 Schaltwarte.svg|mini|500px|Allgemeiner Aufbau der Schaltwarte von Leningrad II-1 und 2]]
Die Anzahl des Betriebspersonals beträgt bei den in Osteuropa errichteten Blöcken zwischen 450 und 500 Personen, was darauf zurückzuführen ist, dass das Wartungspersonal für die Anlagen nicht von externen Unternehmen kommt, sondern im Kraftwerk fest eingestellt sind. Demnach befinden sich im Leistungsbetrieb pro Schicht etwa 150 bis 170 Personen in einem Block.<ref name="REA_VVER_Today"/> Die Steuerung des Kernkraftwerks erfolgt dabei aus der [[Leitstand|Schaltwarte]], die sich in Reaktoren des Typs AES-2006/91 im Kontrollgebäude (KKS: UCB) befindet und das Reaktorgebäude im Rücken hat. Eine zweite Notstandswarte befindet sich zwischen Sicherheitsgebäude und Dieselgeneratoren zum Reaktorgebäude hin zugewandt. In Reaktoren des Typs AES-2006/92 befindet sich die Schaltwarte im den das Reaktorgebäude umgebende Hilfsanlagengebäude. Die beiden Schaltwarten sind unterschiedlich aufgebaut, sind aber in der Anordnung und in der Bedienung relativ identisch. Insgesamt gibt es drei voneinander unabhängige Arbeitsplätze für den Reaktorbetriebsingenieur, den Turbinenbetriebsingenieur und den Blockschichtleiter. Diese Arbeitsplätze sind separiert um die Konzentration auf den Betriebsprozess des Kraftwerks zu stärken. An den Arbeitsplätzen können keine Schalthandlungen vorgenommen werden, sondern lediglich die Prozessparameter beobachtet werden. Der operative Teil der Schaltwarte sind die Bedienpanele vor den Pulten. Von Dort wird die Anlage gesteuert, Aktoren in Betrieb genommen oder abgeschaltet werden, sowie betriebliche Parameter eingestellt werden. Der Zugang ist nur mit Genehmigung des Schichtleiters erlaubt. Ansonsten läuft der gesamte Betrieb des Blocks automatisch ab, sodass im stabilen Volllastbetrieb kein Eingriff der Operatoren nötig ist. Für den Anfahrbetrieb, den Abfahrbetrieb und bei Störungen steht ein weiterer Arbeitsplatz in der operativen Hilfszone zur Verfügung, in der der Blockschichtleiter die beiden anderen Ingenieure unterstützen kann. Der Hauptarbeitsplatz des Blocksichtleiters ist mit Anzeigen für Kameras ausgestattet, um die Situation im einzelnen Raumen des Blocks zu überwachen, sowie mit speziellen Kommunikationsschnittstellen für den innerbetrieblichen Ablauf, als auch für die Kommunikation mit externen Organisationen, inklusive der Möglichkeit über Videotelefonie zu kommunizieren.<ref name="ARIS V-392M"/><ref name="ARIS V-491"/>

[[Datei:AES-2006 Leittechnik.svg|mini|500px|Schematischer Aufbau der Leittechnik]]
Die Steuerungstechnik des WWER-1200 basiert auf der Auslegung der WWER-1000-Anlagen, die für China und Indien exportiert wurden. Der generelle Aufbau der Leittechnik ist identisch und greift auf bewährte Plattformen zurück, die bereits in anderen Kernkraftwerken im Einsatz sind. So wird beim Reaktorschutz und bei Systembegrenzungen auf das [[TELEPERM XS]] von Areva zurückgegriffen<ref name="GRS_2012_Bd-2"/> mit Anpassungen auf die russischen Bedürfnisse<ref name="Andropow_NvNPP-2_2012"/>und für die Betriebsleittechnik auf das TPTS-NT von [[WNIIAES]].<ref name="GRS_2012_Bd-2"/> Alle Systeme sind N+3 redundant ausgelegt, das TELEPERM XS ist auf drei Schaltschränke aufgeteilt. Durch den Einsatz digitaler Systeme kann sich die Anlage selbst auf Fehler überprüfen. Die starke Digitalisierung des Systems und der Einsatz von programmierbarer Hardware führt zu einer steigenden Gefahr eines Fehlers mit gemeinsamer Ursache aufgrund von Programmierfehlern, wodurch sich mehrere Systeme gegenseitig lahmlegen könnten. Um den Problem zu begegnen setzt man daher auf das Prinzip der Vielfalt,<ref name="Andropow_NvNPP-2_2012">Е.В. Андропов, u.a.: ''АЛГОРИТМИЗАЦИЯ УПРАВЛЕНИЯ ДИВЕРСНОЙ СИСТЕМОЙ КОМПЛЕКСНОЙ ЗАЩИТЫ БЛОКОВ АЭС'', 2012. [http://cyberleninka.ru/article/n/algoritmizatsiya-upravleniya-diversnoy-sistemoy-kompleksnoy-zaschity-blokov-aes.pdf Abgerufen] am 13.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lE3yPHve Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> weshalb als diversitäres Back-Up der Sicherheitsleittechnik ein fest verdrahtetes Back-Up auf Basis konventioneller Elektrotechnik zum Einsatz kommt.<ref name="GRS_2012_Bd-2">Gesellschaft für Reaktorsicherheit: ''Bewertung neuer Reaktorkonzepte und der Übertragbarkeit sicherheitstechnischer Lösungen auf in Betrieb befindliche Anlagen - Band 2'', 2012. [https://www.grs.de/sites/default/files/pdf/GRS-A-3649_Band_2.pdf Abgerufen] am 13.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lE3yPHve Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Infolge der [[Reaktorunfälle von Fukushima-Daiichi|Reaktorunfälle]] im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]] wurde anhand der Erfahrungen, die beim Ausfall der dortigen Leittechnik während des Unfallverlaufs gewonnen werden konnten, das System für das AES-2006 neu geprüft. Hierbei wurden Mängel bei der diversitären Vielfalt festgestellt, darunter Probleme mit dem TELEPERM XS im Bezug auf die hardwaretechnische Umsetzung, da beide Systeme ineinander verzweigt waren, obwohl es im [[Areva EPR]] ähnlich eingesetzt wurde. Aufgrund dessen musste Areva die Leittechnik für die Anforderungen in Finnland und den USA abändern und ebenfalls eine räumliche Trennung der Systeme ergänzen. Um beim WWER-1200 eine nicht nur räumliche Trennung vorzunehmen, sondern auch eine Systemunabhängige, wurden die Signale, die beide Systeme über ursprünglich die gleiche Quelle entnahmenen, galvanisch getrennt, um eine eindeutige Trennung zwischen programmierbaren und nicht programmierbaren Systemen zu bilden. Das System reagiert daher zunächst auf das TELEPERM XS. Sollte kein Signal gebildet werden durch den Ausfall des Systems aufgrund eines Fehlers, übernimmt in genau dieser Reihenfolge das analoge Back-Up. Der Operator hat danach 30 Minuten Zeit das fehlerhafte Signal zu lokalisieren und zu beheben. Kommt kein Signal mehr zustande, übernimmt die analoge Regelung die Kontrolle über den Block vollständig und schaltet ihn ab, da ein Defekt an einer Baugruppe vorliegen könnte. DIe gesamte analoge Automatik steuert ebenfalls den Block beim Ausfall der Stromversorgung und schaltet das passive Wärmeabfuhrsystem SPOT ein.<ref name="Andropow_NvNPP-2_2012"/><ref>Гриценко С.Ю.: ''Комплекс средств автоматизации ТПТС для построения систем нормальной эксплуатации и систем безопасности АЭС''. [http://www.tc.by/download_files/atomexpo/gricenko.pdf Abgerufen] am 13.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lEXQIuNQ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Die Steuerungstechnik ist digital und in drei sogenannte „Level“ eingeteilt: Level 0 umfasst alle Schalter und Sensoren, Level 1 die Reaktorkontrolle und Sicherheitssysteme und Level 2 die Benutzerschnittstelle. Die Benutzerschnittstelle, das bedeutet die schaltbaren Panele in der Schaltwarte, sind dabei mittels optischen PROFIBUS mit den Subsystemen verbunden, wobei alle Verbindungen N+1 redundant und diversitär aufgebaut sind. Für die Überwachung der Anlage können abseits der analogen Anzeigen in der Panelen in der Schaltwarte auch die Werte mittels einzelner Terminals abgerufen werden, die mittels Ethernet (je nach Einsatzort elektrisch oder optisch) angebunden sind. Das Ethernetnetzwerk ist ebenfalls redundant und diversitär aufgebaut. Während das Lettechniksystem für den normalen Betrieb jederzeit aufgerufen werden kann und per Rechner einzelne Werte angepasst werden können, ist das Reaktorschutzsystem auf Basis des TELEPERM XS nicht veränderbar. Die Wartung dieser Systeme findet über spezielle Schnittstellen statt und kann nur von leitenden Personal vorgenommen werden.<ref name="V-522_2015-09-10"/>

Da der WWER-1200 vornehmlich als Reaktormodell in Russland zum Einsatz kommen sollte, war die Lastfolgefähigkeit der Reaktorblöcke eher sekundär, da der Netzbetreiber in der russischen Förderation nur kleine Leistungsregelungen seit Mitte 2000 von Kernkraftwerken anfordert, meist laufen die Anlagen daher im Grundlastbetrieb. Um das Reaktormodell allerdings auch in Europa genehmigungsfähig zu machen, fordern die [[European Utility Requirements]] genug Flexibilität von dem Reaktorblock, sodass die Anlagen zur Frequenzregelung eingesetzt werden können, sowie im Lastfolgebetrieb. Im WWER-1200 erfolgt die primäre Frequenzregelung vom System her automatisch und kann bei einer Bemessungsprimärfrequenzregelung mit ±2 % der Nennleistung erfolgen, für die Gesamtprimärfrequenzregelung erfolgt dies mit Leistungsregfelungen von +2 % oder -8 % der Nennleistung. Für eine sekundäre Frequenzregelung, das bedeutet für einen Inselbetrieb, ist der WWER-1200 nicht ausgelegt, lediglich dessen Nachfolger, der [[WWER-1300]]. Im Grundlastbetrieb soll der WWER-1200 im täglich flexiblen Betrieb die elektrische Leistung zwischen 80 und 100 % NNOM der elektrischen Nennleistung regeln können mit einer Leistungserhöhung von 0,2 % pro Minute und eine Entladung des Generators von 3 % pro Minute. Für eine richtige Lastfolge ist der Block nicht ausgelegt,<ref name="Konstantin_REA_2014-10-06">Konstantin A. Konienko, Rosenergoatom: ''Designing new NPPs in Russia: National requirements for Flexible (Non-Baseload) Operation and Load Following and Frequency Control'', 06.10.2014. [https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-10-06-10-08-TM-NPE/18-Kornienko-New_russian_NPP_for_FlexOps.pdf Abgerufen] am 13.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lDzPO3jd Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> da das Brennelement des Typs TWS-2006 die Lastfolgefähigkeit bis auf 75 % NNOM begrenzt.<ref name="Molchanov_2009-09-27"/> Der Block ist allerdings technisch bereits für eine Lastfolge von 100-50-100 % NNOM ausgelegt, sodass beim Einsatz anderer Brennstoffvarianten, die es bisher nicht gibt, der Block flexibler gefahren werden kann.<ref name="NEA_2011"/>

Die Manövrierfähigkeit des WWER-1200 wird wie folgt angegeben, mit Berücksichtigung der Auswirkungen auf die Standfestigkeit der wichtigsten Komponenten:<ref name="NEA_2011">OECD Nuclear Energy Agency: ''Technical and Economic Aspects of Load Following with Nuclear Power Plants'', 2011. [https://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2011/load-following-npp.pdf Abgerufen] am 13.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lDz2mgBG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>
{| class="prettytable"
|-
! Betriebsregime
! Anzahl der Zyklen
! Beschränkung aufgrund Auswirkungen auf die Komponentenstandfestigkeit
|-
| Änderung der Reaktorleistung mit mehr als 2 % und weniger als 5 % Leistung mit der Geschwindigkeit von 1 % pro Sekunde
| 7×106
| Keine Auswirkungen
|-
| Änderung der Reaktorleistung mit einger Geschwindigkeit von mehr als 1 % pro Minute und weniger als 5 % pro Minute im Leistungsbereich von 50 bis 100 %
| 5×106
| Keine Auswirkungen
|-
| Lastfolge mit geplanten oder ungeplanten Zeitplänen mit der Geschwindigkeit von 5 % pro Minute im Leistungsbereich von 50 bis 100 %
| 15000
| Maximal 20000 Zyklen
|-
| Reaktorleistungsänderung im Leistungsbereich zwischen 50 und 100 % in Notsituationen mit Leistungserhöhung von 5 % pro Minute und Leistungsreduzierung mit 20 % pro Minute
| 100
| Maximal 20000 Zyklen
|-
| Änderung der Reaktorleistung um 10 % mit der Geschwindigkeit von 5 % pro Sekunde
| 1000
| Keine Auswirkungen
|-
| Änderung der Reaktorleistung um 20 % mit der Geschwindigkeit von 10 % pro Minute
| 65
| Maximal 20000 Zyklen
|-
|}

=== Versionen ===
[[Datei:WWER-1200 Entwicklung.svg|miniatur|Entwicklung der Baulinie 
     - Hauptentwicklung 
     - Nebenentwicklung 
     - Gestoppte Entwicklung]]
Um eine hohe Standardisierung der Reaktormodelle bei gleichzeitiger Anpassung an Kundenwünsche zu gewährleisten, bietet Rosatom mehrere Varianten des WWER-1200 an. Das Basisprojekt der Gesamtlinie ist das technische Konzept 392M-TZ-001 (V-392M) sowie 392M-TZ-005 (V-491), die beide auf dem AES-2006 basieren. Für den Export werden die beiden Varianten unter der Bezeichnung WWER.1200E vermarktet auf Basis des WWER-1200/491, sowie als WWER.1200M auf Basis des WWER-1200/392M.<ref name="Svetlov_10-2016">Sergey Svetlov: ''Current VVER.1200 Designs of Generation III+ Technical Solutions, Safety Systems. Influence of Locality'', 31.10.2016. [http://ftp4.afpconference.com/Svetlov%20S.pdf Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mlyPMFpL Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Die historische und technische Entwicklung der einzelnen Versionen ist in der rechts nebenstehenden Grafik zu finden.

==== V-392M ====
Die Version 392M ist das Prototyp-Basisdesign, das für das [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] entwickelt wurde. Die Anlage basiert insbesondere auf dem WWER-1000/466B als AES-92 und ist mit vornehmlich passiven Systemen ausgestattet mit einer eher auf N+1 ausgelegten Redundanz, jedoch mit zusätzlicher N+1-Redundanz innerhalb der einzelnen Sicherheitsstränge.<ref name="REA_VVER_Today"/>

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-
! rowspan="12" | [[Datei:WWER-1200 V392M.png|150px]]
| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/392M ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1199 MWel
| '''Leistung:'''
| 3212 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1114 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 298,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 85 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,9 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 4 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 34,5 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| LP+LP+HP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,25 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 3000 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 60 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V392M.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| 1333 MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| {{Konvert|0.5|MPa|Bar}} bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| 1200 MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 0,5 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1602 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| 24 kV
|-
|}

==== V-466P ====
Auf Basis des WWER-1000/466 als AES-91/99 sollte die Projektvariante V-466P mit WWER-1200 entworfen werden. Hierzu wurde der Entwurf des Reaktordesigns auf 3200 MW thermische Reaktorleistung abgeändert und die elektrische Bruttoleistung auf 1160 MW gesteigert. Die technischen Werte und der Aufbau entsprachen weitestgehend dem des WWER-1000/466, so auch das SPOT, das hier noch über einen Thermosiphon direkt an das Primärsystem angebunden war.<ref>Драгунов Ю.Г.: ''Реакторная установка ВВЭР для проекта АЭС-2006, развитие легководных корпусных ВВЭР'', 2006. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/presentations/131.ppt Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nx2DKzTM Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Entwurf wurde zugunsten des WWER-1200/491 nicht weiter verfolgt, jedoch das Layout der Anlage übernommen.

==== V-491 ====
Die Version 491 ist das Basisdesign, das für das [[Kernkraftwerk Leningrad II]] entwickelt wurde. Die Anlage basiert insbesondere auf dem WWER-1000/466 als AES-91/99, sowie dem WWER-1000/428 als AES-91, und ist mit vornehmlich aktiven Systemen ausgestattet mit einer eher auf N+2 ausgelegten Redundanz.<ref name="REA_VVER_Today"/> Im Gegensatz zum V-392M handelt es sich bei der V-491 um das erste Serienmodell des WWER-1200, das ebenfalls im [[Kernkraftwerk Kaliningrad]] und dem [[Kernkraftwerk Ostrowets]] zum Einsatz kommt. Im Gegensatz zu den FOAK-Blöcken in Leningrad II, erhielten die Folgeblöcke einige Verbesserungen.

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-
! rowspan="12" | [[Datei:WWER-1200 V-491.png|150px]]
| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/491 ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1199 MWel
| '''Leistung:'''
| 3212 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1109 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 298,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 90 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,9 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 4 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 34,5 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| LP+LP+HP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,25 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 3000 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 60 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V491.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| 1333 MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| {{Konvert|0.5|MPa|Bar}} bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| 1200 MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 0,8 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1602 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| 24 kV
|-
|}

==== V-501 ====
Die Version 501 war als spezielle Alternativvariante mit nur zwei Primärloops vorgesehen. Der Grund hierfür ist, dass durch die horizontalen Dampferzeuger dehr viel Platz im Reaktorgebäude verloren geht. Durch einen 2-Loop-Variante könnte Platz gespart werden, der sich auf die Kosten des Blocks, auch durch den geringeren Transportaufwand, positiv auswirken könnte. Zunächst war man davon ausgegangen zwei große Dampferzeuger zu nehmen, die bereits für den [[WWER-1500]] entwickelt wurden.<ref name="MNTK_2012"/> Allerdings wurden auch verschiedene Konzepte mit stehenden Dampferzeugern in Erwägung gezogen, die in der Entwicklung des PGW-1200 endeten mit einer Länge von 20 Metern, einem Druchmesser von 5,2 Meter und einem Gewicht von 790 Tonnen. Bezogen auf den Platz konnte man vier Meter sparen, sodass der Raumdurchmesser im Reaktorgebäude nur noch 40 Meter betrug.<ref>Н.Трунов: ''Prospects for development of the construction and increasing of the power of the Steam Generators for NPP with VVER'', 2010. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/045/45045685.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nx3Q6pBm Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Dampferzeuger stellte allerdings für die Pumpenentwicklung ein Problem dar, da eine 10,9 MW starke Pumpe entwickelt werden müsste. Um die Regelbarkeit der Reaktorkühlung zu gewährleisten orientierte man sich daher ab 2014 an den koreanischen Reaktoren des Typs [[APR-1400]] und [[OPR-1000]], die mit einer 2×4 Loopanordnung errichtet wurden: Zwei heiße Stränge zu den Dampferzeugern und vier kalte Stränge mit vier Pumpen in den Reaktor. Dadurch wäre bei gleichzeitig größeren Durchsatz der Einsatz kleinerer Pumpen möglich.<ref>Д.А. Лахов: ''О ПРЕДЕЛЬНОЙ МОЩНОСТИ ГОРИЗОНТАЛЬНОГО ПАРОГЕНЕРАТОРА'', 2014. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2014/documents/kms2014-007.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nx3xEVQn Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2015 wurde allerdings die Entwicklung des WWER-1200A zugunsten der Entwicklung des [[WWER-1300A]] aufgegeben.<ref>Д.А. Лахов: ''Применение парогенератора с горизонтальными коллекторами теплоносителя в компоновке реакторного здания'', 2015. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms-2015/documents/kms2015-030.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nx41zExY Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

==== V-508 ====
Mit der Version 508 wurde im Jahr 2011 eine Variante entwickelt die auf die Ansprüche osteuropäischer Kunden angepasst wurde und die Reste der tschechoslowakischen Nuklearindustrie, darunter federführend Škoda JS aus Tschechien, inkorporieren kann. Für den europäischen Markt und auf die möglichen Fertigungstechniken hinsichtlich Großkomponenten und auch der Automatisierung wurde daher mit dem MIR-Konsortium der MIR.1200 (WWER-1200/508) geschaffen. Angeboten wurde das Design erstmals für das [[Kernkraftwerk Temelín]] für den Ausbau der Blöcke 3 und 4 mit der Option eine Flotte von weiteren vier Reaktoren in Tschechien und der Slowakei zu errichten. Basisdesign ist die Version 491, die den Ansprüchen der Länder nicht genügte, da die konsequente räumliche Trennung und Erdbebensicherheit nicht nach den Maßstäben der EU realisiert wurde. Dies wurde im Design der Version 508 berücksichtigt und ausgebessert.<ref>Российское атомное сообщество: ''МИР-1200: чешский проект с российским дизайном'', 10.11.2011. [http://www.atomic-energy.ru/technology/28457 Abgerufen] am 01.02.2017. ([https://archive.is/MiezJ Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref><ref>Denis Kolchinsky: ''AES-2006 – new design with VVER reactor and INPRO methodology'', 19.11.2013. [https://www.iaea.org/INPRO/7th_Dialogue_Forum/Rosatom_1.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nxCvaIbc Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Für den Betrieb der Anlage wird die benötigte Personalstärke auf 0,35 Personen pro Megawatt nominal kalkuliert, womit im Block bei einer Leistung von 1200 MW rund {{#expr:0.35*1200}} Personen benötigt werden.<ref name="Kukshinov_2010"/> Mit der Stornierung der Ausschreibung im Jahr 2014 wurde das Design nicht mehr weiterverfolgt, da durch den fehlgeschlagenen Versuch die tschechischen und slowakischen Teilhaber die Lizenzen zur Fertigung von Komponenten nicht erhielten.

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-
! rowspan="12" | [[Datei:WWER-1200 V-508.png|150px]]
| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/508 ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1200 MWel
| '''Leistung:'''
| 3200 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1113 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 298,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 87 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,9 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 4 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 34,5 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| HIP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,35 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 1500 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 60 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V491.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| 5 bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 2,2 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1602 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| kV
|-
|}

==== V-509 ====
Die Version 509 wurde im Jahr 2013 entwickelt, angepasst für das türkische [[Kernkraftwerk Akkuyu]]. Entwickelt wurde die Version auf Basis der Version 392M, unterscheidet sich aber signifikant, da die Anlage bereits nach WWER-TOI-Standard angepasst wurde, sowie das Gebäude AES-2006/T eine höhere Erdbebenfestigkeit aufweist. Hinsichtlich der Erdbebenfestigkeit wurde die Steifigkeit des Gebäudes und der Vorspanndruck der Spannseile des Containments erhöht. Durch diese höhere Festigkeit wird die Standfestigkeit des Gebäudes von mindestens 60 Jahren im Falle des Kernkraftwerks Nowoworonesch II beim V-509 auf mindestens 100 Jahre verlängert, was allerdings mit häufigeren Leckrateprüfungen verbunden ist. Zusätzlich wurde die räumliche Trennung konsequenter zwischen Systemen mit hoher Sicherheitsrelevanz zu Systemen mit niedrigerer Sicherheitsrelevanz durchgeführt, sodass im Falle eines Erdbebens mit Defekt eines Systems keine Übertragung auf das benachbarte System erfolgen kann. Generell wurden auch Leitungen von Systemen mit geringer seismischer Relevanz zusätzlich fixiert und ertüchtigt, um deren Integrität auch bei starken Erdbeben zu gewährleisten.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/>

Die Reaktoranlage selber wurde auf den Stand des WWER-TOI angepasst. So ist der gesamte Reaktorkern mit 163 Brennelementen ausgestattet, gesteuert mit 94 Steuerstäben.<ref name="Akkuyu_Report_12-2018 rev-2"/> Aufgrund der Kernauslegung kommen bei dieser Variante keine Brennelemente des Typs TWS-2006 für das AES-2006 zum Einsatz, sondern Brennelemente des Typs TWS-TOI für den WWER-TOI.<ref>ВьялицынД.В.: ''Модернизация топлива ВВЭР-1200/ВВЭР-ТОИ'', 2018. Seite 8. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2018/documents/024.pdf Abgerufen] am 27.05.2020. ([https://web.archive.org/web/20200527171142/http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2018/documents/024.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Webarchive.org])</ref>

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-

| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/509 ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1200 MWel
| '''Leistung:'''
| 3300 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1114 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 297,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 86 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,8 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 4 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 34,5 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| HIP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,388 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 1500 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 54,3 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}69 Brennelemente (BE) 
      - 94 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V509.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| 5 bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 1,5 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1652 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| 24 kV
|-
|}

==== V-513 ====
Nach dem Jahr 2010 wurde als Entwurf für einen TOI-Basierten Reaktor des Typs WWER-1200 die Version 513 entwickelt. Dabei handelt es sich, parallel zum [[WWER-1300]] um eine gleichwertig ausgestattete Anlage mit einem zusätzlichen passiven Kanal, einem dritten Kernflutsystem.<ref>Gidropress: ''Our Capabilities and Offers'', 2013. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/booklets/ru/Prospekt_GIDROPRESS2013.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nxDNPoXD Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>AtomInfo.bg: ''Китай – “Проектът AP-1000 на Westinghouse трябва да се провери много внимателно” – експертно мнение'', 06.12.2013. [http://atominfo.bg/?p=20413 Abgerufen] am 01.02.2017. ([https://archive.is/krtC2 Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref>

==== V-522 ====
Die Version 522 für das [[Kernkraftwerk Hanhikivi]] ist eine evolutionäre Entwicklung der Version 491 hin zu einem mit den europäischen Normen übereinstimmenden Reaktordesign. Aufgrund der speziellen Vorgaben der finnischen Anforderungen für nukleare Sicherheit (YVL), die 2013 eingeführt wurden infolge der Reaktorunfälle im [[Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi]], der Anpassungen der [[European Utility Requirements]], Empfehlungen der [[Western European Nuclear Regulators Association|WENRA]], wünschen seitens Fennovoima und aufgrund der speziellen Standortbedingungen, wurden am AES-2006 Anpassungen am Design vorgenommen.<ref name="V-522_2015-10-14"/> So muss die Anlage aufgrund der Lage im sehr weiten Norden extremen Temperaturen zwischen -47 °C und +36 °C standhalten können mit starken Schnee- und Windlasten.<ref name="Svetlov_10-2016"/>

Entgegen des Standarddesigns der Version 491 wurde für die Version 522 die Auslegung verbessert. Die Fläche der elektrischen Einrichtungen wurde auf 100 Quadratmeter reduziert, um mehr Platz für technologische Verbesserungen zu bieten, der die Anlagenleittechnik und die Elektronikeinrichtungen betrifft. Um die Wartungsfreundlichkeit zu erhöhen wurde der Nuclear Island ein Wartungsgebäude hinzugefügt. Aus diesen Änderungen und Modernisierung resultiert eine Minimierung der Arbeitsplätze im Kernkraftwerk, sowie einer Erhöhung der Standzeit der Gesamtanlage von 60 Jahre (V-491) auf 100 Jahre. Um gegen den Ausfall der Energieversorgung besser gewappnet zu sein, sowie eine bessere Energieversorgung während Wartungsarbeiten zu gewährleisten, stehen dem Kernkraftwerk neben den vier Notstromdiesel, die auch die Standardversion besitzt, zusätzlich sieben Dieselgeneratoren zur Verfügung, die jeweils mit entsprechenden Akkumulatoren verbunden sind, um eine unterbrechungsfreie Stromversorgung zu garantieren. Die Standardversion 491 besitzt neben den vier Notstromdiesel hingegen nur zwei zusätzliche Dieselgeneratoren, von denen jeder jeweils zwei Subsysteme versorgt. Die Räumlichkeiten, in denen die Leittechnik untergebracht ist, haben im Gegensatz zur V-491 ein um etwa 20 % mehr platz, um genug Raum für zukünftige Modernisierungen am Block zu haben.<ref name="V-522_2015-10-14">Ильинский К.М.: ''«Эволюция проекта АЭС-2006 в соответствии с европейскими нормами и специальными требованиями Заказчика»'', 14.10.2015. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex_2015/Materials/14_10_2015/Ilinskij.pdf Abgerufen] am 22.11.2015. ([http://www.webcitation.org/6dEq5PQeE Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-
! rowspan="12" | [[Datei:WWER-1200 V-522.png|150px]]
| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/522 ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1250 MWel
| '''Leistung:'''
| 3200 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1175 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 298,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 75 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,9 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 2 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 36,7 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| HIP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,35 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 1500 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 60 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V491.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| 5 bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 2,2 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1602 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| kV
|-
|}

==== V-523 ====
Bei der Version 523 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 392M für die örtlichen Gegebenheiten in Bangladesch zur Installation im [[Kernkraftwerk Ruppur]]. Das technische Projekt soll bis 30. September 2019 fertiggestellt sein.<ref>Seogan: ''Проектную документацию реакторной установки АЭС Руппур в Бангладеш подготовят к 2019 году'', 22.10.2016. [http://www.seogan.ru/proektnuyu-dokumentaciyu-reaktornoiy-ustanovki-aes-ruppur-v-bangladesh-podgotovyat-k-2019-godu.html Abgerufen] am 01.02.2017. ([https://archive.is/xenmC Archivierte Version] bei [https://archive.is/ Archive.is])</ref> Im Gegensatzzur Referenzanlage Nowoworonesch II ist die seismische Auslegung verbessert worden um maximal Querbeschleunigungen von 0,333 g standzuihalten.<ref>Rooppur NPP: ''Main Technical Features of Rooppur NPP''. [http://www.rooppurnpp.gov.bd/site/page/a66794c2-bbd9-486d-95f2-e3b6b0727ba4/Main-Technical-Features-of-Rooppur-NPP Abgerufen] am 28.01.2018. ([https://archive.is/BRBsN Archivierte Version] bei [https://archive.is/ Archive.is])</ref>

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-

| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | WWER-1200/523 ([[Generation III]]+)
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Leistung (G):'''
| 1200 MWel
| '''Leistung:'''
| 3212 MWth
| '''Schleifen:'''
| 4 stck.
| '''Anzahl'''
| 1 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 1150 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 298,2 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|16.2|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 50 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 328,6 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 5,97 m³/s ×4
| '''Niederdruckteile:'''
| 4 stck.
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 33,6 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 3,75 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 6,8 MW ×4
| '''Aufbau:'''
| LP+LP+HP+LP+LP+G
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,333 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 3,16 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 6105 m² ×4
| '''Rotation:'''
| 3000 U/min
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 60 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Generator
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 2 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V392M.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|7|MPa|Bar}} bar
| '''Anzahl:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Doppelcontainment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 225,0 °C
| '''Scheinleistung:'''
| MVA
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| {{Konvert|0.5|MPa|Bar}} bar
| '''Dampftemperatur:'''
| 283,8 °C
| '''Effektivleistung:'''
| 1200 MWel
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 1,2 + 0,5 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 1602 t/h
| '''Arbeitsspannung:'''
| 24 kV
|-
|}

==== V-527 ====
Bei der Version 527 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 491 und 522 für die örtlichen Gegebenheiten in Ungarn zur Installation im [[Kernkraftwerk Paks]]. Der Block wurde stark auf Anforderungen des Eigentümers angepasst<ref>V. Piminov, u.a.: ''Present and Future of WWER Technology'', 01.09.2015. [https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-09-01-09-03-NPTDS41894/DAY2/8_Russia_Ponomarenko_Present_and_Future_of_WWER_Technology_f3.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nxEKPc02 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> und muss insbesondere aufgrund der Lage in einer erdbebengefährdeten Zone darauf ausgelegt werden.<ref>Universität Wien: ''Monitoring of the EU Stress test improvement actions in neighbouring countries'', 26.02.2016. [http://www.inrag.org/wp-content/uploads/2016/02/INRAG_Public_Workshop_Monitoring-of-the-EU-Stress-test-improvement-actions-in-neighbouring-countries_26022016.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nxEPOJMk Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Am 22. Dezember 2017 wurde das Design zum Standardmodell für zukünftige Exportanlagen des Typs WWER-1200 erklärt.<ref>Щекин И.Г., u.a.: ''Процедура выпуска типовых документов технического проекта РУ ВВЭР-1200'', 2018. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2018/documents/059.pdf Abgerufen] am 20.10.2019. ([https://web.archive.org/web/20191020050406/http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2018/documents/059.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

==== V-529 ====
Bei der Version 529 handelt es sich um eine angepasste Variante der Version 491 und 522 für die örtlichen Gegebenheiten in Ägypten zur Installation im [[Kernkraftwerk El Dabaa]]. Die Blöcke müssen insbesondere an die Lage am Mittelmeer angepasst werden mit einer Durchlaufkühlung durch Meereswasser des Mittelmeeres. Der Wüstenstandort weißt außerdem einen sehr harten Boden auf, sowie starke seismische Parameter mit vertikalen Beschleunigungen von 0,1 g und horizontalen Beschleunigungen von 0,35 g. Auf Anforderung des ägyptischen Käufers muss die Anlage den Absturz eines großen Verkehrsflugzeug aushalten.<ref name="Svetlov_10-2016"/>

== Bau und Konstruktion ==
Für die Planung des Baus, des Betriebs und der Stilllegung von Reaktoren des Typs WWER-1200 und anderen neuen Anlagen der WWER-Baulinie, hat die Rosatom-Tochter Nischni Nowgorod Atomenergoprojekt zusammen mit Dassault Systèmes, bekannt für Produkte wie Solid Works oder 3DVIA, auf Basis der 3DEXPERIENCE-Plattform die Projektsoftware ENOVIA Version 6 entwickelt, bezeichnet als ''Nuclear Plant Management Model''. Neben ENOVIA umfasste die Entwicklung auch die Anwendersoftware CATIA Version 6 zur automatisieren Dokumentation des Engineeringprozesses und DELMIA Version 6. Weltweit machte Atomenergoprojekt Nischni Nowgorod einen großen Schritt mit der Umsetzung, da es das erste Unternehmen ist, dass solch ein integriertes 3D-Managementsystem für die gesamte Laufzeit eines Kernkraftwerks umsetzte.<ref>Dassault Systèmes: ''NIAEP and Dassault Systèmes Create the First 3D Digital Nuclear Plant Management Model'', 25.10.2012. [http://www.3ds.com/press-releases/single/russian-nuclear-company-niaep-powered-by-dassault-systemes-3dexperience-platform Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mmLOhZOr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Grund für die Entwicklung des Systems war die Projektierung, Planung, Bau, Betrieb und Stilllegung von Kernkraftwerken zu vereinfachen und vor Ausführung zu verifizieren. Insbesondere bei der zuvor zum Einsatz kommenden Projektion von Kernkraftwerken war es schwer geplante Anlagenteile nahtlos ineinander einzufügen, sowie eine reibungslos funktionierende Ausführung auf der Baustelle zu gewährleisten. Durch den Einsatz der als Multi-D-Plattform bezeichneten Lösung erleichterte diese Probleme, da sowohl für das Engineering der Anlagen, für den Bau und für den Betrieb jederzeit zentral auf die Planungen zurückgegriffen werden kann. Insbesondere bei der Projektion bietet dieses System Vorteile, sodass gleichzeitig verschiedene Personen aus verschiedenen Städten gleichzeitig am selben Projekt arbeiten können, sowie durch Echtzeitfeedback gegenseitig schnelle Korrekturen an der Projektion durchführen können.<ref name="DS_NIAEP_2013">Dassault Systèmes: ''Nizhny Novgorod Atomenergoproject Engineering Company, OJSC (NIAEP)'', 2013. [http://www.3ds.com/fileadmin/customer-stories/pdf/NIAEP_3DS_Case_study_English.pdf Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mmMJZgPt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Multi-D umfasst insgesamt acht Dimensionen: Während die ersten drei Dimensionen alleine der 3D-Darstellung der Konstruktion dienen, umfasst die vierte Dimension den Zeitplan, die fünfte Dimension die physikalischen Volumen, die sechste Dimension die menschlichen Ressourcen, die siebte Dimension die Maschinen und Mechanismen und die achte Dimension die Kosten.<ref name="IAEA_MD_2014">Alexey Agafonov, u.a.: ''Application of the Multi-D technology for knowledge management throughout NPP life cycle'', 24.11.2014. [https://www.iaea.org/nuclearenergy/nuclearknowledge/Events/2014/2014-11-24-28-TM-life-cycle-Management-of-design-basis-knowledge/Presentations/day1/1.5-Agafononv-Russia-NIAEP-Application-of-the-Multi-D-technology-for-km.pdf Abgerufen] am 18.01.2017. ([http://www.webcitation.org/6nbg0C3CZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

[[Datei:Equipmentkatalog NIAEP.svg|mini|500px|Schematische Funktion des Equipmentkatalogs]]
Als Referenzprojekt wurden erstmals die Blöcke 3 und 4 des [[Kernkraftwerk Rostow|Kernkraftwerks Rostow]] mit dieser Technologie projektiert, geplant und realisiert. Sowohl bei der Planung, als auch bei der Ausführung konnte durch das Zurückgreifen auf das Multi-D-System für Lebenszyklusmanagement von komplexen Industrieanlagen die Bauzeit im Rahmen der Projektion gehalten werden, sowie Kosten genaustens kalkuliert werden.<ref name="DS_NIAEP_2013"/> Die Technologie wird seit der Etablierung in allen russischen Kernkraftwerksprojekten sowie allen Kernkraftwerken eim Exportspektrum von Rosatom eingesetzt.<ref>NIAEP: ''ASE-designed “Multi-D-based Project Management System” has gained the lead in the international World Nuclear Exhibition competition.'', 29.06.2016. [http://www.niaep.ru/wps/wcm/connect/niaep/site.eng/press/companynews/b64a1f004d4f2d3ca635a76b99a98da8 Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mmMSc6c4 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Eine Besonderheit bietet das integrierte System zudem für die Lokalisierung der Komponentenfertigung, da auch Unternehmen im Ausland, die Teil der Rosatom-Lieferkette sind, auf die Projektdaten über einen Equipmentkatalog online auf eoncom.niaep.ru zuzugreifen um die Standardbeschribungen einzelner Komponenten und Produkte abzurufen. Hierdurch wird die Möglichkeit gegeben einzelne Komponenten in die Fertigung von der Fertigungszeit und den Fertigungskosten besser zu projektieren. Sekundär bietet es die Möglichkeit, dass über die Internetpräsenzen zakupki.gov.ru und zakupki.rosatom.ru Unternehmen weltweit an Ausschreibungen für einzelne Komponenten teilnehmen können.<ref>World Nuclear News: ''Russian nuclear engineers invite foreign suppliers to plant projects'', 07.12.2015. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Russian-nuclear-engineers-invite-foreign-suppliers-to-plant-projects-7121502.html Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mmNCWcvZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Der Equipmentkatalog wird durch Hersteller und Lieferanten ergänzt. NIAEP dient am Ende nur als Verifizierungszentrum, dass die Komponente verwendet oder nicht. Ein großer Vorteil der Multi-D-Plattform ist daher die Kompatibilität mit anderen CAD-Softwares anderer Hersteller wie beispielsweise Intergraph, Bentley, Aveva oder auch den Systemen von Siemens. Das ''Plant Information Model'' kann am Ende alle einzelnen CAD-Zeichnungen zu einem Kraftwerksblock zusammensetzen und vor dem Bau eventuelle Planungsfehler wie aufeinandertreffende Rohrleitungen erkennen, was zur Lösung von Planungsproblemen vor dem Bau führt mit revidierten Versionen einer System- oder Komponentenzeichnung unter Berücksichtigung aller acht Multi-D-Dimensionen zur effizientesten und kostengünstigsten Lösung.<ref name="IAEA_MD_2014"/>

Ursache für die Entwicklung dieses Systems waren große Probleme, mit denen man beim Bau der ersten vier AES-2006-Blöcke konfrontiert wurde. Für das Kernkraftwerk Leningrad II gab es beim Transport von Dampferzeuger vom Zulieferer ZiO Podolsk aus Podolsk, Oblast Moskau, große Probleme bei der Planung des Transports, da man immer nur von einem straßenseitigen Transport auf der gesamten Strecke ausging. Dazu hätten die Dampferzeuger allerdings auf der Ringstraße um die Hauptstadt Moskau transportiert werden müssen, was allerdings nicht genehmigungsfähig war, da keiner der Brücken die Lasten hätte tragen können. Daher war man gezwungen vor Moskau auf ein Schiff umzuladen, dass unter speziellen Sicherheitsanforderungen und Genehmigungen die Erlaubnis erteilt bekam, über die Moskwa durch Moskau am Kreml vorbei transportiert zu werden. Es handelt sich damit um den einzigen Transportweg um Schwerkomponenten aus Podolsk in Richtung Norden zu transportieren. Ähnliche Probleme gab es bei den Zulieferern für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II, bei dem starke Verzögerungen bei den Zulieferern auftraten durch Probleme in der Fertigung der Komponenten, allerdings auch wegen mangelnder Organisation seitens des Generalprojektanten Atomeneroprojekt Moskau. Um die Situation zu verbessern wurde eine eigene Abteilung beim Auftraggeber Rosenergoatom geschaffen. Hier wurde die Ursache in der fehlenden Vernetzung gefunden und die fehlende Kommunikation zwischen Teilnehmern am Bauprojekt. Als mit dem Bau der Anlagen begonnen wurde, gab es keine einheitlichen Blaupausen für die Blöcke, da die Beschaffung von Komponenten und Material, als auch die Pläne für die Anlage dauerhaft aktualisiert wurden, weshalb oftmals nach Umsetzung einer Arbeit diese am Ende nachgebessert werden musste, was zusätzliche Arbeitsstunden kostete und unter Umständen zu Konstruktionsfehlern hätte führen können, was daran liegt, dass im Hause des Planers Fachwissen zu bestimmten Fertigungsarten fehlte. Während Atomenergorpojekt mit seinen Schwesterunternehmen der Muttergruppe Atomenergorom den Bau stemmte, machte es die Konkurrenz anders. Areva hatte im eigenen Unternehmen keine Arbeiter mit dem know-how für die Fertigung von Sicherheitsbehältern, weshalb die Fertigung in Polen bei der Werft in Danzig in Auftrag gegeben wurde, die eng mit der Technologie arbeiteten und daher neben dem Entwurf auch die Technik dazu liefern konnten. Mit dem integrierten Management und dem Onlineproduktkatalog können diese Probleme umgangen werden.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/>

Für den Bau der Anlagen gibt es im Bezug auf den Beton im Bereich der Reaktorgebäude Vorschriften. Demnach wird für das primäre Reaktorgebäude ein Beton der Klasse V50 oder V60 eingesetzt, der eine Dichte von nicht mehr als 2350 kg/m3 aufweist. Für das sekundäre äußere Containment wird Beton der Klasse V25 oder V30 angewendet, allerdings nur in Bereichen, an denen andere Gebäudeteile angrenzen. An nicht durch andere Baustrukturen geschützte Stellen wird Beton der Klasse V50 verwendet, der bei starker Sonneneinstrahlung im Sommer nicht so stark schrumpft.<ref>НАЦИОНАЛЬНОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ СТРОИТЕЛЕЙ: ''РАБОТЫ БЕТОННЫЕ ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ'', 2013. [http://www.nostroy.ru/department/departament_tehniceskogo_regulir/sto/%D0%A1%D0%A2%D0%9E%20%D0%9D%D0%9E%D0%A1%D0%A2%D0%A0%D0%9E%D0%99%202.6.87-2013.pdf Abgerufen] am 14.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6lFcelAbv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Obwohl beide Varianten des AES-2006, sowohl die V-392M als auch V-491 identisch sind, so gibt es bei der Umsetzung der baulichen Maßnahmen große Unterschiede zueinander. Einerseits gibt es Differenzen in der Konstruktion der Gebäude, andererseits werden unterschiedliche Bautechniken angewendet. Einen technischen Konsens bei der Umsetzung aller Projekte gibt es nicht.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/>

=== Atomprojekt Sankt Petersburg ===
==== AES-2006/91 ====
[[Datei:Leningrad Nuclear Power Plant 20JUL2010-4 (cropped).jpg|mini|Bau von Leningrad II]]
Das Layout der Anlage ist in der Design- und Planungsphase nach verschiedenen Ansätzen ausgelegt worden, darunter unter anderem den modularen Aufbau des Standortes um zwei Blöcke unabhängig voneinander und in Bauabschnitten zu errichten, eine rationale Verbindung der Gebäude um zusätzliche Wege zu vermeiden, sowie Vorsorge für den physischen Schutz der Gebäude. Durch rationales Positionieren von Anlagenteilen, beispielsweise feuergefährliche Lagereinrichtungen entfernt vom Gebäude zu errichten, sollten Gefahren ausgeschlossen werden. Die Positionierung eines AES-2006/91 richtet sich insbesondere nach der Besonderheit der Kühlmethode der Anlage. So wird die Turbinenhalle in vorteilhafter Lage zum Kühlturm oder Kühlwasserpumpenbauwerk positioniert und sämtliche Hilfsanlagen um den aktiven Produktionsteil der Anlage, der der das Zentrum eines Blocks bildet bestehend aus Reaktoranlage und Maschinenhalle, herum positioniert. Ausgerichtet ist die Maschinenhalle in I-Antworten in Prooduktionsrichtung, das heißt von Reaktor zur Turbine, zu den Maschinentransformatoren und Einspeisung in die Kraftwerksschaltanlage. Um genügend Platz für die Installation zusätzlicher Rohrverbindungen wie Fernwärmeleitungen oder für Transportrouten zu haben, beträgt der Abstand von Block zu Block ab einer Doppelblockanlage bis zur Multiunit-Station 200 Meter von Achse zu Achse zueinander. Bei dem Einsatz von Kühltürmen werden diese auf dem Standort hinter der Turbinenhalle (in Produktionsrichtung) positioniert. Vor dem Reaktorgebäude entgegen der Produktionsrichtung befinden sich die Sprühteiche zur Kühlung der Reaktorhilfsanlagen.<ref name="AEP_2014_NPP-2006">Atomenergoprom: ''Project AES-2006'', 2014. [http://atomenergoprom.ru/u/file/npp_2006_eng.pdf Abgerufen] am 26.01.2017. ([http://www.webcitation.org/6nnwdJBHO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Bei dem Aufbau der Gebäude setzte man vornehmlich auf kurze Leitungswege zwischen dem Reaktorgebäude und den Hilfsanlagen, sowie der Turbinenhalle. Daher befinden sich die Hilfsanlagen und die Turbinenhalle direkt um das Reaktorgebäude herum. Durch die Konstruktion aller Gebäude aus Stahlbeton ist es möglich die Strahlenbelastung für das Personal während dem Anlagenbetrieb zu minimieren. In Gebäudeteilen mit mehreren Sicherheitssträngen gibt es eine physische Trennung der einzelnen Systeme mit Wänden um auch bei einem Brand die Funktionsfähigkeit der Systeme zu gewährleisten und ein Übergreifen zu verhindern oder zu verzögern. Die Turbinenhalle ist in I-Konfiguration zum Reaktorgebäude angeordnet um bei einem Zerreißen der Turbine keine Trümmerteile auf das Reaktorgebäude zu katapultieren, wodurch Beschädigungen auftreten könnten.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Im Gegensatz zur passiven Konstruktion V-392M handelt es sich bei der V-491 um eine monolithisch mit Beton gegossene Konstruktion.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Das Reaktorgebäude ist gegen den Absturz eines 5,7 Tonnen schweren Kleinflugzeug ausgelegt,<ref name="V-522_2015-10-14"/> sowie gegen Erdbeben mit einer Beschleunigung von 0,25 g. Demnach ist das sichere Abschalten der Anlage bei einem Erdbeben der Stärke 8 auf der MSK-64-Skala noch möglich, während das Betriebsauslegungserdbeben aus der MSK-64-Skala in der Auslegung der Stärke 6 entspricht.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/> Als Nachteil wird allerdings gesehen, dass aufgrund des passiven Wärmeabfuhrsystems SPOT-PG rund 1600 Tonnen auf einer Höhe von 41,5 Meter positioniert sind und das Gebäude bei starken Bewegungen daher kopflastig ist. Dies stellte ein schwer lösbares ingenieurtechnisches Problem dar, das man durch Verstärkung der Struktur vermeiden will.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014">Атомный эксперт: ''База для ТОИ'', 13.12.2014 [http://atomicexpert-old.com/content/baza-dlya-toi Abgerufen] am 02.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nyMJuU5r Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Zum Sicherheitsbereich des nuklearen Anlagenteils gibt es mehrere Kontrollstationen. Eine Doppelblockanlage dieses Typs benötigt zusammen mit anderen hydrotechnischen Bauwerken und Kühltürmen eine Fläche von 90 Hektar.<ref name="IAEA_Proceedings_2013"/>

Der Bau der Blöcke erfolgte ursprünglich nach dem Modell, dass Areva auch am dritten Block des [[Kernkraftwerk Olkiluoto|Kernkraftwerks Olkiluoto]] angewendet hatte, dass ganze Ringe des Reaktorgebäudes am Boden vormontiert werden, zusammen mit der Bewährung und diese dann auf das zuvor installierte und betonierte Segment aufsetzt.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Für das Kernkraftwerk Ostrowets ist man von dieser Bauweise abgesprungen und auf Segmentinstallation umgestiegen.

==== AES-2006/E ====
Der Aufbau des AES-2006/E differenziert vom AES-2006 hinsichtlich detaillierter Merkmale. Generell ist die räumliche Trennung konsequenter umgesetzt, sowie wichtige Gebäude durch ihre Lage zueinander physikalisch am Standort getrennt. Sinn dahinter die sind die EUR-Vorgaben, denn durch dieses Schema soll verhindert werden, dass es zu einem Ausfall eines anliegenden Systems aufgrund gemeinsamer Ursache kommt, eine direkte Lehre aus dem Zwischenfall im [[Kernkraftwerk Forsmark]] im Jahr 2006. Durch den kompakten Aufbau in einem großen Gebäudekomplex der Nuclear Island können Wege innerhalb des Kernkraftwerks gespart werden, die ansonsten für nötige Trassen oder für lange Laufwege des Personals benötigt werden müssten. Die Turbinenhalle ist längs angeordnet um etwaige Schäden am Reaktorgebäude durch fliegende Teile der Turbine zu verhindern. Insbesondere die Umsetzung der von den EUR geforderten 72 Stunden-Regel wurde konsequent umgesetzt. Die Automatisierung der Anlage wurde optimiert und die europäische Norm umgesetzt. Die Anlage kann nach Eintritt eines Unfalls sich 72 Stunden ohne Eingriff des Personals selbst regeln. Bei dem Eintritt einer passiven Nachwärmeabfuhr aus dem Block, fährt die Anlage allerdings nur 12 Stunden ohne Regelung durch das Personal eigenständig, entgegen zur Standardversion 491 hat die Version 522 jedoch größere Wasserspeicher für das System und kann 72 Stunden die Nachwärmeabfuhr passiv sicherstellen. Die 72 Stunden-Regel findet auch bei der Sicherstellung der Notstromversorgung Anwendung bei vollständigen Verlust der externen Stromversorgung, sowie bei der Vorhaltung von Speisewasser für die Dampferzeuger. Anders verhält sich die Regelung beim Eintritt auslegungsüberschreitender Unfall, bei der die Anlage nur, allerdings mindestens, 30 Minuten lang automatisch die Regelung übernimmt und das Containment mindestens 24 Stunden lang, ohne Berücksichtigung der Maßnahmen die durch das Personal getroffen werden, seine hermetische Dichtigkeit beibehalten muss.<ref name="V-522_2015-09-10">Ершов Г.А.: ''Проект АЭС-2006 – технология и философия безопасности'', 10.09.2015. [http://nuklearis.hu/sites/default/files/docs/Jersov_MNT_2015szeptember10.pdf Abgerufen] am 22.11.2015. ([http://www.webcitation.org/6dEq0JeiK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Auf Basis von Ergebnissen aus der probalistischen Sicherheitsanalyse und Empfehlungen sind im Gegensatz zur Variante AES-2006/91 auch alle Nebengebäude gebunkert ausgeführt worden. Durch diese Auslegungsvariante sind die Gebäude für einen Absturz eines 400 Tonnen schweren Verkehrsflugzeug ausgelegt, sowie gegen Querbeschleunigungen bei Erdbeben von 0,35 g.<ref name="V-522_2015-10-14"/>

=== Atomenergoprojekt Moskau ===
[[Datei:Novovoronezh Nuclear Power Plant II-1.JPG|mini|Bau von Nowoworonsch II-1]]
==== AES-2006/92 ====
Der Bau der Blöcke erfolgt nach dem Modell, dass bereits zur Sowjetzeit angewendet wurde, dass einzelne Segmente des Reaktorgebäudes nacheinander installiert werden auf das zuvor installierte und betonierte Segment.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Die 128 Spannseile für das Reaktorgebäude werden mit jeweils 11,4 Meganewton vorgespannt.<ref>Seogan: ''На втором блоке Нововоронежской АЭС-2 завершено инъектирование пучков системы преднапряжения защитной оболочки'', 12.10.2016. [http://www.seogan.ru/na-vtorom-bloke-novovoronezhskoiy-aes-2-zaversheno-inektirovanie-puchkov-sistemi-prednapryazheniya-zashitnoiy-obolochki.html Abgerufen] am 03.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6o00cDXEe Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ausgelegt ist das Reaktorgebäude für den Absturz eines LearJet 23 mit einer Masse von 5,7 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 100 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 12 m2. Für die späteren auf TOI-Basis ausgelegten Reaktorgebäude, beispielsweise auch für Bangladesch, ist zusätzlich der Absturz einer Phantom RF-4E mit einer Masse von 20 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 215 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 7 m2 als Auslegungsbasis vorgesehen, sowie der Absturz einer Boeing 747-400 mit einem Gewicht von 400 Tonnen bei einer Geschwindigkeit von 150 Meter pro Sekunde und einer Aufprallfläche von 50+50 m2.<ref>Yu. Shvyryaev, u.a.: ''Application of the Defense-in-Depth Concept in the Projects of New-Generation NPPs Equipped with VVER Reactors''. [http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/cn205p/Monday/Morozov.pdf Abgerufen] am 03.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6o00Mr2Or Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Konstruktiv bemängelt wurde von Experten mehrfach, dass es Bedenken bei den Luftwärmetauscher des SPOT gebe und unter bestimmten Bedingungen, beispielsweise an Küstenstandorten, korrodieren könnten.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Dagegen wurde 2017 mit dem zentralen Forschungsinstitut für Maschinenbau (kurz ''TsNIIMasch'') eine neue Stahlsorte des Typs 08H14MF entwickelt, die diesen Einflüssen besser standhalten soll, was allerdings nur theoretisch evaluiert wurde, da es kaum experimentelle Daten von den bestehenden Systemen in Kudankulam oder Nowoworonesch II gibt. Anfang 2017 wurden daher Labortests zusammen mit OKB Gidropress durchgeführt um die Standfestigkeit zu ermitteln, bei denen keine Korrosion >5,4 µm bei einer täglichen Salznebelbehandlung mit einer Salzkonzentration von 600±75 mg/m2 festgestellt werden konnte. Bei einer garantirten Standzeit von 60 Jahren würde dies eine Korrosion an den Luftwärmetauschern bedeuten, die 0,3 mm tiefe nicht überschreitet. Eingesetzt werden soll der neue Stahl erstmals für das [[Kernkraftwerk Akkuyu]].<ref>Rosatom Newsletter: ''Rosatom Offers Super Steel'', 29.08.2017. [http://rosatomnewsletter.com/2017/08/29/rosatom-offers-super-steel/ Abgerufen] am 02.09.2017. ([http://www.webcitation.org/6tBBoM1To Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Die Turbinenhalle ist im Gegensatz zur aktiven Variante V-491 bei der V-392M als einfache Metallrahmenkonstruktion ausgelegt.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Im Vergleich zum WWER-1000/320 ist der WWER-1200/392M viel aufwändiger konstruiert mit mehr Subsystemen<ref name="NwAES_V-392M_2016"/> und damit das völlige Gegenteil zum Konkurrenzprodukt [[Advanced Passive|AP1000]], der zum Ziel hatte weniger Systeme durch Vereinfachung im Gegensatz zu seinen Vorgängeranlagen zu haben,<ref name="KIT_Material">Karlsruhe Institute of Technology: ''Fortgeschrittene Leichtwasserreaktoren''. Seite 21, 23. [http://www.ifrt.kit.edu/downloads/INS_Chapter_3.pdf Abgerufen] am 15.04.2013 ([http://www.webcitation.org/6FtXcRnMF Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> wie aus der folgenden Tabelle hervorgeht.<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>

{| class="prettytable"
! Einrichtung
! V-320<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
! V-392M<ref name="NwAES_V-392M_2016"/>
! AP1000<ref name="KIT_Material"/>
|-
| Technologische Systeme
| 247
| 482
| N/A
|-
| Pumpen
| 339
| 482
| 180
|-
| Ventilationsanlagen
| 676
| 1600
| N/A
|-
| Hebeeinrichtungen
| 35
| 158
| N/A
|-
| Steuerstabanzahl
| 75
| 121
| 69
|-
| Ventile
| 4319
| 6175
| 1400
|-
| Schrittkettenabläufe
| 34
| 154
| N/A
|-
| Tech. Schutzeinrichtungen
| 3686
| 11.140
| N/A
|-
| Messkanäle
| 6238
| 12.081
| N/A
|-
| Prüfungen bei Inbetriebnahme
| 1638
| 2231
| N/A
|-
|}


=== Kühleinrichtungen ===
[[Datei:Будаўніцтва Астравецкай АЭС 002.jpg|mini|Bau von zwei Standardkühltürmen am [[Kernkraftwerk Ostrowets]]]]
Für die Basisprojekte wurden jeweils zwei unterschiedliche Lösungswege angewendet für die Kühlung der Anlage, auch für die Exportprojekte differenzieren die Kühlkonzepte. Für das Kernkraftwerk Leningrad II kommen beim ersten Block zwei Naturzug-Nasskühltürme mit einer Höhe von 150 Meter zum Einsatz nach einer russischen Konstruktion. 2012 wechselte man den Entwurf für die Kühltürme des zweiten Blocks und ersetzte beide Planungen durch einen einzelnen 167 Meter hohen Standardkühlturm.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Da das Kernkraftwerk Leningrad II als Kühlmedium das Meerwasser aus der Ostsee nutzt, sind die Kühltürme speziell ausgelegt worden für den Einsatz von Salzwasser. Die internationalen Erfahrungen dazu sind relativ knapp, da es weltweit bis 2015 nur etwa 60 Kühltürme gab, die mit Meerwasser arbeiteten.<ref>Atomprojekt: ''Ленинградская АЭС-2''. [http://atomproekt.com/activitycategories/generation/projects_with_reactors/lnpp-2/ Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://archive.is/IlyUD Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref> Für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II kommen zwei Naturzug-Nasskühltürme mit einer Höhe von 171,5 Meter zum Einsatz nach einer deutschen Konstruktion.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Die gleichen Kühltürme kommen auch für das [[Kernkraftwerk Rostow]] zum Einsatz. Die Kühltürme sind aus Beton des Typs V45 mit einer Standzeit von 60 Jahren.<ref name="Mostostroj_6_2012">Мостострой 6: ''Над потоком времени'', 2012. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/pr-at2012/Mostostroj.pdf Abgerufen] am 02.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nyaoj1JN Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref>

Nach dem Review der Konstruktionen für den WWER-TOI war aus Gründen des Aufwandes und der Kosten, insbesondere auch wegen dem Platzbedarf die Konstruktion von großen Kühltürmen, wie man sie für das Kernkraftwerk Nowoworonesch II einsetzte, vorteilhafter, weshalb man sich auf die Entwicklung eines Standardkühlturms einigte.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Bereits 2012 hatte man für das [[Kernkraftwerk Ostrowets]], das [[Kernkraftwerk Kaliningrad]] und das [[Kernkraftwerk Nischni Nowgorod]] mit dem Entwurf eines 167 Meter hohen Naturzug-Nasskühlturms mit einem Durchmesser an der Basis von 128 Meter begonnen. Hierbei sollte es sich insbesondere zur Lokalisierung um einen russischen Kühlturm handeln. Die Bauzeit wird auf 3 Jahre für einen Kühlturm veranschlagt, der für einen Betrieb von 60 Jahren ausgelegt ist, die technischen Anlagen aber nach 25 bis 30 Jahren getauscht werden müssen.<ref>Seogan: ''«СПбАЭП» планирует получить заказ на проектирование градирен для Нижегородской и Белорусской АЭС'', 28.05.2012. [http://www.seogan.ru/spbaep-planiruet-poluchit-zakaz-na-proektirovanie-gradiren-dlya-nizhegorodskoiy-i-belorusskoiy-aes.html Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://archive.is/PxtEX Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref><ref>AtomInfo.ru: ''СПбАЭП: градирни служат энергетике'', 02.06.2012. [http://www.atominfo.ru/newsb/k0065.htm Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://archive.is/7gIQK Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref>

Als Alternative zu den Nasskühltürmen wurde 2015 der Einsatz von Naturzug-Trockenkühltürmen mit einer Höhe von 190 und 210 Meter für die Blöcke-3 und 4 des Kernkraftwerks Leningrad II untersucht.<ref>Пресман М.Р.: ''Выбор системы технического водоснабжения энергоблоков №№3, 4 ЛАЭС-2'', 13.04.2015. [http://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/zasedania_2015/Zasedanie_13.04.2015/Presman_M.R._Vybor_sistemy_texnicheskogo_vodosnabzheniya_LAES_2.pdf Abgerufen] am 02.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nykEOW0o Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref> Ursache hierfür waren Konflikte mit Anwohnern, die unter anderem die Versalzung durch den Wassersdampf des Grünflächen kritisierten. Nach einem Kostenvergleich und der Vergleich der benötigten zusätzlichen Energie, die benötigt werden würde, verzichtete man auf die Option, zumal die Kosten für solch einen Trockenkühlturm etwa vierfach höher liegen als für einen Nasskühlturm.<ref>Российское атомное сообщество: ''В Сосновом Бору состоялось выездное заседание Общественного совета Росатома'', 23.04.2015. [http://www.atomic-energy.ru/news/2017/01/11/56459 Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://archive.is/drNw7 Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref>

Für das [[Kernkraftwerk Ruppur]] in Bangladesch ist der Einsatz von Naturzug-Nasskühltürmen keine Lösung, weshalb man den Einsatz von zwangsbelüfteten Zellenkühlern in Erwägung zieht. Da der Platz am Standort stark eingeschränkt ist entwirft Atomprojekt Sankt Petersburg ein kompakteres Zellenkühlerdesign speziellen für den Einsatz in Bangladesch.<ref>АО «АТОМПРОЕКТ»: ''АТОМПРОЕКТ – для АЭС «Руппур»'', 13.02.2015. [http://atomproekt.com/presscenter/news/14f3fc80474a5915b7bbffed5d96ec92 Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://archive.is/d9X0m Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref>

{| class="prettytable"
|-
|
! Nowoworonesch II<ref name="Mostostroj_6_2012"/>
! Leningrad II-1 (2 Kühltürme)
! Standard
! Trockenkühlturm Variante 1
! Trockenkühlturm Variante 2
|-
! Gesamthöhe
| 171,5 m
| 150,0 m<ref name="Karazin_05-09-2012">А.М.Казарин: ''Обоснование выбора системы технического водоснабжения энергоблоков ЛАЭС-2'', 05.09.2012. [http://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/VII_forum_2012/Kazarin.pdf Abgerufen] am 02.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nyeOhraR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref>
| 167,0 m<ref name="Karazin_05-09-2012"/>
| 190,0 m
| 210,0 m
|-
! Bewässerungshöhe
| 115 m
|
|
|
|
|-
! Rieselplattenhöhe
| 13,1 m
|
|
|
|
|-
! Ø Auslass
| 72,0 m
| 74,1 m<ref name="APSPb_24-11-2015">АО «АТОМПРОЕКТ»: ''Ленинградская АЭС-2 энергоблоки №1 и №2 Охрана окружающей среды'', 24.11.2015. Seite 356, 357. [http://www.sbor.ru/Files/file/ln2o_e_110_&_&&&&&&_0102&_077_gz_0001_&_f=1.pdf Abgerufen] am 02.02.2017. ([https://web.archive.org/web/20170202145331/http://www.sbor.ru/Files/file/ln2o_e_110_&_&&&&&&_0102&_077_gz_0001_&_f=1.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>
| 80,9 m<ref name="APSPb_24-11-2015"/>
| 114,9 m
|
|-
! Ø Einlass
| 129,5 m
| 124,1 m<ref name="APSPb_24-11-2015"/>
| 128,2 m<ref name="APSPb_24-11-2015"/>
| 191,9 m
| 196,3 m
|-
! Ø Fundament
| 136,5 m
|
|
|
|
|-
! Benötigte Fläche
|
| {{Akronym|20.000|2×10.000}} m2<ref name="Karazin_05-09-2012"/>
| 11.400 m2<ref name="Karazin_05-09-2012"/>
|-
! Thermische Leistung
| 2215 MW
|
|
|
|
|-
! Wassertemp. Eintritt
| 42,9 °C
|
|
|
|
|-
! Wassertemp. Austritt
| 31,0 °C
|
|
|
|
|-
! Temperaturdifferenz
| 11,9 °C
|
|
|
|
|-
! Kühlwasserdurchsatz
| 160.000 t/h
| {{Akronym|170.000|2×85.000}} t/h<ref name="Karazin_05-09-2012"/>
| 150.000 t/h<ref name="Karazin_05-09-2012"/>
|
| 195.000 t/h
|-
! Verdunstung
| 2896 t/h
| {{Akronym|3770|2×1885}} t/h<ref>Геннадий Полтараков: ''АЭС: ЭКОНОМИКА, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ'', 05.09.2012. [http://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/VII_forum_2012/Poltarakov.pdf Abgerufen] am 02.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nyfvJA1F Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org WebCite])</ref>
|
|
|
|-
|}

=== Abtransport abgebrannter Brennelemente ===
Zur Zwischenlagerung und zum Transport kommen Behälter des Typs {{Akronym|TUK-146|Транспортно-упаковочный комплект (ТУК)}} zum Einsatz. Dieser wurde zum Transport für Brennelemente der Reaktoren des Typs WWER-1000 und WWER-1200 gezielt von Atomenergomasch entwickelt, dessen Tochterunternehmen Petrosawodskmasch im September 2013 einen ersten Prototypen fertigte.<ref>Nuclear.ru: ''Транспортный контейнер ТУК-146 планируется сертифицировать до конца года.'', 09.08.2013. [http://nuclear.ru/news/75109/ Abgerufen] am 01.02.2017. ([https://archive.is/VHYST Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref> Anforderung war es neben dem Transport den Behälter so auszulegen, dass er auch in ein Endlager gebracht werden könnte. Der Behälter, der 18 Brennelemente aufnehmen kann, besteht aus hochfesten Gusseisen und Kugelgraphit. Das Arbeitsgewicht des Behälters liegt bei 118 Tonnen, eine Höhe von 5,916 Meter und einen Durchmesser von 2,48 Meter - mit Transportsicherung 2,77 Meter. Der Transportbehälter ist dafür ausgelegt, dass jedes Brennelement eine Nachwärmeleistung von 2 kW aufweist, weshalb der abgebrannte Brennstoff vor dem Beladen insgesamt sechs Jahre im Abklingbecken verbleiben muss.<ref>Atomenergomash: ''Возможности ОАО «Атомэнергомаш» в области обращения с ОЯТ и РАО'', Oktober 2013. [http://www.atomeco.org/mediafiles/u/files/Prezentetion_30_10_2013/Kirilov.pdf Abgerufen] am 01.02.2017. ([http://www.webcitation.org/6nxGFHHOt Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> 2015 kündigte das Ischorawerk der OMZ-Gruppe ebenfalls an einen gleichwertigen Behälter mit der Bezeichnung TUK-151 zu fertigen.<ref>OMZ: ''Ижорские заводы освоили технологию изготовления контейнера ТУК-151'', 12.11.2015. [http://omz.ru/news?id=597 Abgerufen] am 01.02.2017. ([https://archive.is/xd1OL Archivierte Version] bei [https://archive.is Archive.is])</ref>

== Wirtschaftlichkeit ==
Kernkraftwerke sind langfristige Investitionen, denn während des Abschreibungszeitraumes werden meist nur die Kosten für Betrieb und Kapitaldienst eingespielt. Erst nach erfolgter Abschreibung produziert ein Kernkraftwerk konkurrenzlos billigen Strom und wird für den Betreiber zum reinen Gewinnbringer. Da auf dem angelsächsischen Markt das kurzfristige Gewinndenken überwiegt, haben neue Kernkraftwerke einen schweren Stand. Neben einer hohen Einspeisevergütung im Abschreibungszeitraum, um dem Investor vom ersten Tag an Traumrenditen zu ermöglichen, kann auch eine erfolgreiche Kommunikationsstrategie das Interesse an einer Kernkraftinvestition wecken.

Eine Kommunikationsstrategie kann darin bestehen, die Investitions- und Betriebskosten von Kernkraftwerken klein zu rechnen, um auch während des Abschreibungszeitraumes gegen konventionelle Kraftwerke wettbewerbsfähig zu sein. So kommt eine Studie von Gidropress aus dem Jahr 2006 zu dem Schluss, dass der WWER-1200 bereits für 1000 €/kW (35500 Rubel/kW) errichtet werden könnte.<ref>Gidropress: ''The AES-2006 reactor plant, a strategic choice''. [http://www.gidropress.podolsk.ru/files/booklets/en/aes2006_en.pdf Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kz7IKJlx Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Tatsächlich kosteten die FOAK-Anlagen am [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] (V-392M) im Jahr 2013 rund 2933 $/kW,<ref> ''Сколько стоит атомная энергия?'', 15.02.2013. [http://energypolis.ru/portal/2013/1750-skolko-stoit-atomnaya-yenergiya.html#sel= Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mm5kUAehp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Steven C. Sholly, u.a.: ''ADVANCED NUCLEAR POWER PLANT CONCEPTS AND TIMETABLES FOR THEIR COMMERCIAL DEPLOYMENT'', Juni 2013. [http://www.risk.boku.ac.at/download/ehnur/EHNUR_WP04_report_final.pdf Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mmBOELEl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> als Schnittwert wird daher in Russland von Kosten in Höhe von 3200 $/kW ausgegangen. Die Kosten sind nur schwer konkurrierbar mit konventionellen abgeschriebenen Kraftwerken.<ref>A.P. Glebov, u.a.: ''Prospects of VVER-SKD reactor in a closed fuel cycle'', September 2015. [http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S245230381500014X Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://archive.is/YELe6 Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Das Modell V-491 ist im Schnitt um etwa 5 bis 7 % teurer, begründet durch den Mehraufwand der Sicherheitssysteme und der geringeren kompakten Bauweise, allerdings ist die Fertigung für den Export einfacher, insbesondere bei einer etwaigen Lokalisierung.<ref name="Atomic_expert_13-12-2014"/> Innerhalb von Europa sind die Anlagen im Schnitt teurer aufgrund des Ausschreibungsmodells, mit dem Rosatom kein Komplettpaket anbieten kann. Die europäische Referenzanlage [[Hanhikivi]] darf daher, um nach 30 Jahren abgeschrieben zu sein und um gleichzeitig die Erzeugungskosten konkurrenzfähig niedrig auf 35 €/MWh zu halten, nicht mehr als 7 Milliarden Euro kosten.<ref>iDNES.cz: ''Jádro není mrtvé. Finové staví novou elektrárnu s reaktory ruské výroby'', 19.11.2016. [http://ekonomika.idnes.cz/finsko-stavi-jadernou-elektrarnu-hanhikivi-fzd-/eko-zahranicni.aspx?c=A161118_2286608_eko-zahranicni_rts Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mm6veScr Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Über die gewährte Standzeit von 60 Jahren bei der angegebenen Verfügbarkeit von 92 % würde aus der Rechnung {{Akronym|60 a|Standzeit}}×{{Akronym|1200000 kW|Nettoblockleistung}}×{{Akronym|8766 h|Stunden pro Jahr}}×{{Akronym|0,92|Verfügbarkeit von 92 %}}×{{Akronym|0,035 €/kWh|Erwartete Erzeugungskosten von 35 €/MWh}} ein Reingewinn von zirka 20,32 Milliarden Euro mit dem Block über dessen gesamte Laufzeit erwirtschaftet werden, womit der Jahresgewinn bei rund 338 Millionen Euro liegt. Unter dieser Annahme wäre die Anlage nach etwa 20 Jahren abgeschrieben (bei Kosten zwischen den anvisierten 6,5 bis 7 Milliarden Euro).

Die Kosten für den WWER-1200 können weiter durch Lokalisierung gesenkt werden. Russland bietet an bis zu 90 % der Anlagenproduktion schrittweise zu lokalisieren.<ref>Newsbase: ''Russia’s nuclear dreams'', 04.08.2015. [http://newsbase.com/commentary/russia%E2%80%99s-nuclear-dreams-0 Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mmAuMDuZ Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Hierdruch können Zölle entfallen und auch lange Lieferwege, etwaige Produktionsanpassungen auf die Exportländer vermieden werden und für das Käuferland die Wirtschaft angekurbelt werden. Dies kann zu signifikanten Kosteneinsparungen führen. Für den WWER-1200 gibt es bisher kein Fallbeispiel, Indien ist allerdings potentieller Kandidat für diese Variante, die sie bereits für die WWER-1000 des [[Kernkraftwerk Kudankulam|Kernkraftwerks Kudankulam]] anwendet. Während die ersten beiden Blöcke nur eine Lokalisierung von 10 % aufwiesen, stieg diese für die Folgeblöcke auf 50 bis 60 %, wodurch die Kapitalkosten pro Block in Höhe von zirka 20 % reduziert werden konnten.<ref>Rosatom Newsletter: ''To Benefit of Two Countries'', #155, Dezember 2016. [http://rosatomnewsletter.com/to-benefit-of-two-countries.html Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mmBFHany Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

== Marktpotential ==
Der WWER-1200 besitzt als [[Druckwasserreaktor]] der [[Generation III+]] zwei direkte Konkurrenzprodukte in der gleichen Leistungsklasse zwischen 1100 und 1200 MW: Der [[Advanced Passive|AP1000]] der Firma Westinghouse, ein Unternehmen des japanischen Toshiba-Konzerns und den [[ATMEA1]] aus dem ATMEA-Konsortium der Firmen Mitsubishi Heavy Industries und Areva. Lizenziert oder für den Bau zugelassen (je nach Anforderung der Aufsichtsbehörde) ist der Reaktortyp, davon jeweils unterschiedliche Versionen, in Russland, Weißrussland, Tschechien, Vietnam, Finnland, Ungarn, Ägypten und Bangladesch. Aufträge für Argentinien, China, Indien, Südafrika und Nigeria für den WWER-1200, somit auch dessen Genehmigung, stehen noch aus.<ref name="WNA_2016-10-03">World Nuclear Association: ''Nuclear Power in Russia'', 30.09.2016. [http://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-o-s/russia-nuclear-power.aspx Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kzVpZJp7 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Im Jahr 2012 kündigte Rosatom auch die Absicht an den WWER-1200 im Vereinigten Königreich, sowie in den Vereinigten Staaten zu lizenzieren, insbesondere weil solch eine Zertifizierung im Auslandsmarkt ein gutes Bild auf das Design werde.<ref>«Новости энеретики»: ''Rosatom Intends to Certify VVER in Great Britain and USA'', 06.06.2012. [http://novostienergetiki.ru/rosatom-intends-to-certify-vver-in-great-britain-and-usa/ Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kzVEfoBC Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Nach Bestreben der Industrie des Vereinigten Königreich den WWER für das Neubauprogramm zu gewinnen, gib es seit 2013 entsprechende Verträge mit Firmen in diesem Land.<ref name="WNN_2013-09-05">World Nuclear News: ''Companies join forces to bring VVER to UK'', 05.09.2013. [http://www.world-nuclear-news.org/NN-Companies_join_forces_to_bring_VVER_to_UK-0509137.html Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kzUToAdH Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Da Rosatom ein Staatsunternehmen ist und die Expansion des Unternehmens als Staatsauftrag bei der Gründung festgeschrieben wurde, wirbt die russische Regierung, darunter insbesondere auch das Außenministerium der russischen Föderation, für Anlagen von Rosatom. Darunter erhalten Anlagen für den Export Kredite in Milliardenhöhe vom russischen Staaten für den Bau der Anlagen, sowie vertraglich eine Versorgung mit Kernbrennstoff mit Entsorgung angeboten, außerdem die Ausbildung des Personals, den Bau der nötigejn Infrastruktur und der Aufsichtssturktur für die zuständigen übergeordneten Behörden.<ref name="WNA_2016-10-03"/> Grund hierfür ist primär der Hintergrund, obwohl die Kredite und der Bau der Anlagen ein Verlustgeschäft sind, dass der finanzielle Gewinn über eine Betriebszeit von 60 Jahren viel höher ist und dem russischen Staat ebenfalls auf Basis von Abgaben einen größeren Gewinn erbringt. Im Falle des Kernkraftwerks [[Hanhikivi]] in Finnland mit WWER-1200/522 finanziert Russland einen Kredit von 2,3 Milliarden Dollar, während der Gesamtgewinn alleine für den russischen Staat durch die Gesamtbetriebszeit bei 5,2 Milliarden Dollar liegt,<ref>World Nuclear News: ''Rosatom explains benefits of state backing to plant projects'', 11.02.2016. [http://www.world-nuclear-news.org/C-Rosatom-explains-benefits-of-state-backing-to-plant-projects-11021601.html Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kzWnx7qs Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> obwohl es keine reine schlüsselfertige Anlage ist, sondern eine Beteiligung durch Rosatom von 34 % erfolgt. Als besondere Variante bot Rosatom für vier WWER-1200/392M für das türkische [[Kernkraftwerk Akkuyu]] (Auftrag hat mittlerweile Upgrade auf [[WWER-1300]] erhalten) im Jahr 2010 als erstes Unternehmen weltweit ein {{Akronym|BOO|Built Own Operate}} an. Damit würde Rosatom die Anlage errichten, selber der Besitzer sein und betreiben. Insbesondere für die Ausschreibungen in Ländern, die sich nur beschränkt Kernkraftwerke leisten können, ist dieses Angebot attraktiv, da Rosatom über die Tochter [[Rusatom Overseas]] die Kosten selbst übernimmt, durch dauerhafte Aufträge an russische Subunternehmen, die Teil des Rosatom-Konzerns sind, sowie durch garantierte Strompreise, einen großen finanziellen Gewinn einfährt und gleichzeitig als Jobmotor Arbeitsplätze in der russischen Atomwirtschaft schafft und erhält.<ref name="WNA_2016-10-03"/>

Bis September 2016 konnte Rosatom den WWER-1200 in 6 Länder mit einem Auftragsvolumen von 463,5 Milliarden Dollar vermarkten. Mit sämtlichen anderen Exporten bis Dezember 2015 (Ohne den Auftrag für das [[Kernkraftwerk El Dabaa]]) hatte Rosatom so viele Aufträge im Ausland in Auftrag wie kein anderer Reaktorbauer weltweit.<ref name="WNA_2016-10-03"/>

Innerhalb Russlands sind abseits der Reaktoren [[Nowoworonesch II]]-1 und 2, sowie [[Leningrad II]]-1 bis 4 keine weiteren WWER-1200 mehr geplant. Grund hierfür ist die Wahl des WWER-1200/392M als Standarddesigns, die als Endergebnis einen typisieren optimierten und informatisierten Reaktor (WWER-TOI) zur Folge hatten, die durch eine noch mal erhöhte Leistung und verbesserter Konstruktion den [[WWER-1300|WWER-1300/510]] als Standarddesign für die russische Atomwirtschaft etablierte.<ref>Gidropress ''Reactor plant WWER-TOI (V-510)''. [http://www.gidropress.podolsk.ru/en/projects/vver-toi.php Abgerufen] am 03.10.2016. ([http://www.webcitation.org/6kzYMsSrN Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

=== Zuliefererkette ===
Im Jahr 2013 äußerten die finnische Fortum und die britische Rolls-Royce zusammen mit Rosatom den WWER bereit für den Einsatz im Vereinigten Königreich zu machen, sodass er einem Generic Design Assessment standhalten würde und damit lizenziert wäre. Im September 2013 unterzeichneten die Unternehmen dazu ein dreiseitiges kommerzielles Abkommen. Zusätzlich gab es ein bilaterales Abkommen zwischen dem Energieminister des Vereinigten Königreichs, Michael Fallon und dem Generalsekretär von Rosatom, Sergej Kirijenko, das in Moskau offiziell unterzeichnet wurde.<ref name="WNN_2013-09-05"/> Im Rahmen des Baus des [[Kernkraftwerk Hanhikivi|Kernkraftwerks Hanhikivi]] und [[Kernkraftwerk Paks|Paks II]] hilft Rolls-Royce bei der Umsetzung von Leittechniksystemen für die Nuklearindustrie um zu verhindern, dass Rosatom bei Aufsichtsbehörden aufgrund falscher Auslegung ein Redesign der Auslegung vornehmen muss, was zu Verzögerungen führen kann. Dadurch Rolls-Royce nicht an ein Reaktormodell gebunden ist, sondern durch das Angebot von Rosatom eine individuelle Version zu entwerfen immer die Leittechnik an die örtlichen Anforderungen anpassen kann, ist das Unternehmen weitaus flexibler in der Erfüllung der Anforderungen der Aufsichtsbehörden.<ref>World Nuclear News: ''Rolls-Royce advises Russia how to approach regulators overseas'', 01.12.2015. [http://www.world-nuclear-news.org/RS-Rolls-Royce-teaches-Russia-how-to-approach-regulators-overseas-01121501.html Abgerufen] am 15.12.2016. ([http://www.webcitation.org/6mm0L73hO Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

==== MIR-Konsortium ====
Historisch bedingt ist die tschechische Firma Škoda JS ein Lizenznehmer des [[WWER-440]] und [[WWER-1000]] und hat in der Tschechoslowakei, sowie Länder in Osteuropa außerhalb der Sowjetunion, im Auftrag der Sowjetunion Kernkraftwerke errichtet. Nach dem Fall des eisernen Vorhangs und dem Zerfall der Sowjetunion wurden die meisten Unternehmen der Atomwirtschaft privatisiert, sodass insbesondere Tschechien heute noch über das Know-how verfügt, selbstständig Kernkraftwerke zu errichten, auch damit begründet, dass durch den relativ langen Bau des [[Kernkraftwerk Temelín|Kernkraftwerks Temelín]] ein Teil der Unternehmen stetig mit Aufträgen versorgt war. Eine Lizenz zur Fertigung von Komponenten für WWER-1200 besaß das Unternehmen allerdings nicht, sodass sich auch andere tschechische Unternehmen nur schwer bei anderen Projekten für Rosatom beteiligen konnten.

Am 3. August 2009 lancierte ČEZ die Ausschreibung für die Blöcke 3 und 4 im Kernkraftwerk Temelín, mit der Option für drei weitere Blöcke als Folgeaufträge, ein fünfter und sechster Block am zweiten tschechischen Standort Dukovany, und ein neuer Block im slowakischen [[Kernkraftwerk Bohunice|Kernkraftwerk Bohunice V3]].<ref>World Nuclear News: ''Tender launched for Temelin expansion'', 03.08.2009. [http://world-nuclear-news.org/NN-Tender_launched_for_Temelin_expansion-0308094.html Abgerufen] am 08.09.2012. ([http://www.webcitation.org/6AWWZdbAb Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> In der Folge wurde bereits am 14. Oktober 2009 das Konsortium MIR.1200 unter der Führung von Škoda JS gegründet, an dem sich neben dem Designer des WWER, Gidropress, auch der Exporteur Atomstroiexport beteiligte. Auftrag des Konsortium war es das Angebot der russischen Seite mit einem Reaktor des Typs WWER-1200 für Temelín vorzubereiten. Die dazu auf die Ausschreibung spezifizierte Variante V-508 des WWER-1200 wurde als MIR.1200 (Modernized International Reactor) bezeichnet. Gleichzeitig sollte für das Reaktorprojekt ein sehr großer Anteil an tschechischen Unternehmen als Zulieferer auftreten, anvisiert wurden bis zu 70 %.<ref>MIR-Konsortium: ''Projekt MIR.1200'', 01.11.2010. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/016/42016136.pdf Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jlx8W9LK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 20. November 2009 unterschrieb Atomstroiexport mit den Teilnehmern an dem MIR-Konsortium eine Absichtserklärung über die Teilnahme an Reaktorbauprojekten für Kernkraftwerke auf russischen Boden, sowie weltweit, womit die Unternehmen entsprechende Lizenzen zum Fertigen dieser Komponenten erhalten würden.<ref name="ASE_2010-03-19">Atomstroiexport: ''International project for Temelin'', 19.03.2010. [http://archive.rosatom.ru/wps/wcm/connect/ase/eng/journalists/press/136nws Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jlx8W9LK Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Bedingung war jedoch hierfür die erfolgreiche Ausschreibung und Bau von Temelín-3 und 4,<ref>Boris Arseev: ''Localization of Equipment Production in the Czech Republic Temelin NPP 3-4'', 09.10.2012. [http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex-Europe2012/Arseev_AEM_Temelin.pdf Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jm7I2Y79 Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> dann hätte man unter dem Konsortium ebenfalls den Reaktor als eine Lösung für Ausschreibungen in Europa weiter vermarkten können, darunter auch nach Ungarn und Finnland.<ref name="ASE_2010-03-19"/>

Mehr als 350 Unternehmen in Tschechien, der Slowakei, Russland und aus der gesamten EU unterzeichneten in den folgenden Monaten ein Abkommen im Bezug auf technische Zusammenarbeit mit dem Konsortium, insbesondere die führenden tschechischen Unternehmen aus dem Reaktorbau, als auch mit den drei größten Unternehmen des Landes.<ref>Surviving in the city: ''Czech-Russian consortium MIR.1200 CREATES NUCLEAR COMPANY'', 09.10.2012. [http://survincity.com/2013/10/czech-russian-consortium-mir-1200-creates-nuclear/ Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jm8l1Dfa Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Českého jaderného fóra: ''Bulletin - Dodavatelský řetězec Konsorcia MIR.1200 pro dostavbu 3. a 4. bloku JE Temelín'', Mai 2012. [http://nuclear-forum.cz/PDF/BULLETIN_CJF_2012_05.pdf Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jm8rk4sq Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Zusammen mit den Teilhabern gründeten die drei führenden Unternehmen im Juni 2013 das Unternehmen Nuclear Power Alliance mit Sitz in Prag. Atomstroyexport hielt an der neuen Firma einen Anteil von 51 %, Škoda JS von 34 % und Gidropress von 15 %. Das Unternehmen sollte als Kopfgesellschaft den späteren Bau der Reaktoren leiten, falls die Ausschreibung erfolgreich verlaufen sollte.<ref>NIAEP: ''The Czech-Russian consortium MIR.1200 establishes a company Nuclear Power Alliance'', 19.06.2013. [http://www.niaep.ru/wps/wcm/connect/niaep/site.eng/press/companynews/53e67f80401afdbbb8cafbb91cf41fe6 Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jm8l1Dfa Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>. Mit der Stornierung der Ausschreibung am 10. April 2014 seitens ČEZ,<ref>World Nuclear News: ''CEZ cancels Temelin expansion tender'', 10.04.2014. [http://www.world-nuclear-news.org/nn-cez-cancels-temelin-expansion-tender-1004144.html Abgerufen] am 15.08.2016. ([http://www.webcitation.org/6jm9TZphj Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> war der Auftrag für das MIR-Konsortium verloren. Die Folge davon war, dass die ehemalige tschechoslowakische Atomwirtschaft keine Lizenzen zur Fertigung von WWER-1200-Komponenten bekam, sodass sie auch weiterhin nur über einzelne Ausschreibungen an Bauprojekten des WWER-1200 teilhaben kann. Der MIR.1200 (WWER-1200/508) wird seither nicht mehr vermarktet. Eine voll russische Variante wurde in der Folgezeit von Rosatom selbst entwickelt und als AES-2006/E vermarktet.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Weblinks ==
* [http://www.rusatom-overseas.com/integrated-offer/energy-solution/ Rusatom Overseas: The Russian-designed VVER-1200 NPP App] (englisch) - Smartphone-App für die Dartstellung des WWER-1200/491 in 3D


== Siehe auch ==
* [[WWER]]
* [[Liste der WWER]]

{{Navigationsleiste WWER}}

[[Kategorie:Russische Nukleartechnologie|WWER-1200]]

Superphénix

2020-09-27T23:17:15Z

Superwip: /* ASTRID */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
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}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2020-09-27T23:16:11Z

Superwip: /* ASTRID */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

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| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2020-09-27T22:51:34Z

Superwip: /* ASTRID */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.
<ref>NEI-Magazine: France cancels ASTRID fast reactor project: https://www.neimagazine.com/news/newsfrance-cancels-astrid-fast-reactor-project-7394432</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2020-09-27T22:50:10Z

Superwip: /* ASTRID */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden sollte ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref> Ende August 2019 wurde das Projekt jedoch gestoppt, unter anderem aufgrund hoher Kosten und absehbar niedriger Uranpreise.

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Superphénix

2020-09-27T22:47:11Z

Superwip: /* Sicherheitstechnik */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =Superphénix 5.jpg
|BESCHR =Superphénix-1 im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]
|LAND =Frankreich
|JAHR =1967
|ENTWICKLER =Novatome
|HERSTELLER =Novatome/EDF
|R-TYP =Schneller Brutreaktor
|R-BAUART =Pool
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =UO2, [[MOX]]
|B-FORM =Ring-Pellets
|B-GEOMETRY =Hexagon
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND = ~100 000
|ERRICHTET =(1)
}}

Der '''Superphénix''' (SPX), auch bekannt als Na-1200 oder Super-Phénix ist der leistungsstärkste natriumgekühlte schnelle [[Brutreaktor]] der je realisiert wurde. Er wurde von dem französischen Industriekonsortium Novatome bestehend aus Creusot et Loire (40 %), Alstom (30 %) und der französischen Kernforschungsbehörde CEA (30 %) auf Basis des [[Phénix]] entwickelt und von Novatome in Zusammenarbeit mit EDF und etlichen weiteren Firmen aus Frankreich sowie aus dem Ausland, insbesondere der BRD und Italien, im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] errichtet. Der Superphénix-1 sollte ein industrieeller Prototyp eines schnellen Brutreaktors der Leistungsklasse damals üblicher Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren werden, sein Nachfolger, der Superphénix-2 sollte schließlich als kommerzieller schneller Brutreaktor umgesetzt werden.

== Geschichte ==
Die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich begann bereits in den 1950er Jahren motiviert von den ersten Versuchen mit solchen Anlagen in den USA wie etwa dem [[EBR-1]]. Vor allem zu Beginn spielte vermutlich auch die Möglichkeit mit Hilfe von schnellen Brutreaktoren große Mengen von besonders hochwertigem waffenfähigen Plutonium für die Kernwaffenproduktion herzustellen eine gewisse Rolle bei der Entwicklung, zudem war man bei der Versorgung mit angereichertem Uran zunächst auf Importe aus den USA angewiesen. 1962 wurde schließlich mit dem Bau des von der CEA entwickelten natriumgekühlten schnellen Brutreaktors [[RAPSODIE]] begonnen der 1967 in Betrieb ging, der allerdings als reiner Forschungsreaktor nicht über einen Turbosatz verfügte und keinen Strom produzieren konnte. Diesem Reaktor folgte schließlich das ebenfalls von der CEA entwickelte Versuchskernkraftwerk Phénix als Prototypanlage eines Kernkraftwerks mit einem größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW.<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref> Der Bau dieser Anlage wurde 1968 aufgenommen, 1973 ging der Phénix in Betrieb. Der Name Phénix wurde aufgrund der Fähigkeit des Reaktors wie der "Phönix aus der Asche" aus abgebranntem Brennstoff im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] neuen "erbrüten" zu können gewählt.

Bereits 1966 begann die CEA einen größeren Nachfolger des Phénix zu planen der als industrieeller Prototyp eine ähnliche elektrische Leistung wie große Druckwasserreaktorkaftwerke haben und den Grundstein für eine kommerzielle Brüterflotte legen sollte. Zunächst wollte man den Phénix einfach auf 800 MW hochskalieren und das Modell auch exportieren. Allerdings gelang es bei vielen Komponenten nicht diese einfach hochzuskalieren (insbesondere nicht nachdem die geplante Referenzleistung später auf 1000 MW erhöht wurde). <ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref>. Man legte daher zunächst bis 1968 Wunschparameter fest ohne näher auf die konkrete Realisierung einzugehen, man ließ auch offen ob der Reaktor als Pool-Reaktor wie der Phenix oder als Loop-Reaktor mit Primärkühlmittelschleifen ausgeführt werden sollte. Man erwartete damals 1975 mit dem Bau dieses neuen Reaktors beginnen zu können. <ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref>. Ab 1970 wurde der neue Reaktor mit 1200 MW elektrischer Referenzleistung anstelle von 1000 MW geplant und aufgrund seiner im Vergleich zum Phénix weit höheren Leistung "Superphénix" genannt.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>.

Anfang der 1970er Jahre begann die CEA schließlich die Industrie mit ins Boot zu holen und verständigte sich mit Électricité de France, Creusot et Loire und Babcock Atlantique auf den Bau von zwei "Superphenix" wovon einer einen Prototyp darstellen sollte und ein weiterer schließlich auf Basis der Erfahrungen mit dem Bau des ersten den Grunstein für eine kommerzielle Brüterfoltte legen sollte. Diesen beiden ersten Reaktoren sollte ein Großkernkraftwerk mit vier Blöcken folgen.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref>. Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für die ersten beiden Reaktoren. 1971/1972 kam es zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgungsunternehmen, allen voran EDF, ENEL und RWE zu Übereinkünften über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in der BRD und in Frankreich. Dies führte 1974 zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF, ENEL und RWE dessen Zweck die Errichtung und der Betrieb des Superphénix in Creys-Malville war und zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens ESK (''Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft'') für die Errichtung und den Betrieb eines Interatom [[SNR-2]] im [[Kernkraftwerk Kalkar]], die NERSA übernahm das Projekt von EDF und bestätigte noch im Gründungsjahr den Standort. 1976 wurde schließlich das Gemeinschaftsunternehmen Novatome gegründet das den Reaktor fertig entwickeln und errichten sollte. Am Bau war neben der NERSA auch EDF als zweiter Hauptauftragnehmer maßgeblich beteiligt sowie auch diverse andere Firmen, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden.<ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

== Technik ==
===Überblick===
Der Superphénix ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem natriumgefüllten Reaktokessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampferzeugern transportiert welche auch einen Dampfüberhitzer beinhalten sodass trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490 °C und 177 Bar erzeugt werden kann. Der zylindrische Reaktorkern ist von einem axialen und einer radialen Brutzone umgeben in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der [[Wiederaufbereitung]] anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert "erbrütet" wird.

===Reaktorkern===
[[Datei:Superphenix Kern 2.png|mini|Kartogramm des 2. Reaktorkerns von innen nach außen: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente (Stahl) 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)]]

Die Brennelemente bestehen aus 271 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr 17 Ni 13 Mo 2.5 Mn 1.5 Ti Si Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem 1,2 mm dicken Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im oberen und unteren Bereich enthalten die Brennstäbe Pellets aus abgereicherten Uran des oberen- und unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können. Die Brennstoffpellets in der Kernzone bestehen aus Plutonium-Uran Mischoxid ([[MOX]]), sie sind ringförmig und innen hohl. Eine Feder am oberen Ende des Brennstabs hält die Pelletsäule in Position. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 8,5 mm, eine Gesamtlänge von 2700 mm und eine aktive Länge von 1950 mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480 W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700 °C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 15,8 mm, die Brutelemente haben entsprechend weniger Stäbe. Um die Leistung über den Kern möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus zwei Zonen aufgebaut, einer inneren Kernzone und einer äußeren Kernzone mit höherer Anreicherung. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden im Brutmantel genutzt. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration aus 193 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 171 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 193 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von einer Doppelreihe aus 198 Reflektorelementen aus Stahl umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. Am inneren Rand des Brutmantels befinden sich zudem Brennelemente mit Neutronenflussmesseinrichtungen. Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben. Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns deutlich geringer als der Durchmesser, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-Brennstäbe sehr teuer sind (in den 1980er Jahren war die automatisierte Fertigung von MOX Brennelementen noch nicht so fortgeschritten) ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von über 100 000 MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt (zum Vergleich: bei LWR waren damals etwa 30 000-40 000 MWd/t üblich, heute bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt wurden die Brennelemente in einem teilweise zur Herstellung von Brennelementen für den Phénix kompatiblem Prozess in der ATPu MOX-Fabrik in Cardarache wo insgesamt etwa 450 000 Brennstäbe hergestellt wurden.

Im Kern befinden sich 21 Kontrollelemente aus boriertem Stahl welche genauso groß sind wie ein Brennelement. von diesen sind 6 in der inneren Kernzone angeordnet und und die restlichen 15 zwischen innerer und äußerer Kernzone. Hinzu kommen weitere drei Abschaltelemente mit noch höherem Borgehalt die komplett unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 8,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 1,5 %. Alle Steuerelemente werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben und können in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Die Abschaltstäbe hängen zudem an Elektromagneten; wird dieser ausgeschaltet fallen sie durch ihr Gewicht passiv in den Kern ein. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut: der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 173 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 5400 mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst. Insgesamt gibt es elf Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, sechs davon im Kernbereich, drei im radialen Brutmantel und zwei für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern.

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung.

Der Abstand zwischen den Brennelementoberflächen beträgt 6 mm und wird durch Abstandsstücke ungefähr in Höhe der Kernoberkante auf 0,4 mm bei Nullleistung reduziert. Im Leistungsbetrieb schließt sich dieser Spalt durch die unterschiedliche Wärmedehung der Elementkästen und der Kernumfassung. Im Fall einer weiteren, unzulässigen Erwärmung im Fall von Transientenstörfällen kommt es zu einer radialen Ausdehung des Kerns die einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten zur Folge hat.<ref>Albert Ziegler: Reaktortechnik Physikalisch-Technische Grundlagen ISBN:978-3-642-33845-8</ref>
====Transmutation minorer Aktinide====
In den 1990er Jahren gab es im Rahmen des Nacre Programms der CEA Pläne den Superphénix zur Transmutation und zum Spalten minorer Aktinide (vor allem 237Np) zu nutzen. Man wollte den Brennstäben in der Kernzone dafür 2 % 237Np-Oxid zusetzen. Als der Superphénix in Creys-Malville am 24. Dezember 1996 abgeschaltet wurde standen bereits Neptunium-Brennelemente für den neuen Kern zur Verfügung. Sie konnten jedoch nicht eingesetzt werden da Creys-Malville aus politischen Gründen stillgelegt und der Superphénix nie wieder angefahren wurde.

Die Transmutationsexperimente wurden daraufhin von der CEA im Phénix fortgesetzt wo auch Brennelemente mit jeweils 2 % 237Np und 241Am getestet wurden.

237Np ist in schnellen Brutreaktoren im allgemeinen ein vergleichsweise großes Problem da es im Brutmantel durch n-2n Reaktionen mit schnellen Neutronen anschließendem Betazerfall aus 238U gebildet wird. Andere minore Aktinide und auch höhere Plutoniumisotope entstehen eher in thermischen Reaktoren.<ref>OECD-NEA/CEA: Oxide fuels and targets for transmutation: https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/SUDREAU.pdf</ref>

===Brennelementwechsel===
[[Datei:SPXbeladen.png|mini|300px|Brennstoffbeladevorgang]][[Datei:SPXentladen.png|mini|300px|Brennstoffentladevorgang]]Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und frische abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzeren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der Superphénix eine spezielle Belademaschine die auf einem Doppeldrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt ist. Der Doppeldrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum ein weiterer exzentrisch positionierter drehbarer Deckel befindet, auf diesem ist, wiederum exzentrisch, die Belademaschine befestigt welche durch Drehen der beiden Deckel die gesamte Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Die Belademaschine kann Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladerampe aus dem Kern in eine argongefüllte Transferkammer und von dort in den natriumgefüllten Brennelementlager-und Transferbehälter transportiert werden. In diesem Behälter können bis zu 409 frische oder abgebrannte Brennelemente auf einem drehbaren "Lagerkarusell" gelagert werden. Ein Manipulator ähnlich der Belademaschine der auf einem einfachen Drehdeckel sitzt kann die Elemente versetzen und von- oder zur Lade/Entladerampe heben. An einer anderen Stelle können frische Brennelemente aus einem Trockenlager in den Brennelementlager-und Transferbehälter gehoben eingesetzt werden, an einer anderen Stelle können abgebrannte Brennelemente aus dem Behälter herausgehoben werden, sie werden anschließend in eine heiße Zelle befördert und dort mit einer Mischung von CO2 und Wasserdampf von Natriumresten befreit. Die abgebrannten Brennelemente werden anschließend entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder nass zwischengelagert.

Aufgrund von Korrosionsproblemen am Brennelementlager-und Transferbehälter infolge von Wasserstoffversprödung die zu einem Natriumleck geführt haben wurde der Behälter durch eine argongefüllte Transferkammer ersetzt durch die einzelne Brennelemente nur durchgehoben aber nicht gelagert werden. Beim Superphenix-2 sollte ebenfalls eine Brennelementtransferkammer eingesetzt werden allerdings sollte die Transferkammer wiederum natriumgekühlt werden. Als Lager für die abgebrannten Brennelemente diente nun ein Nasslager mit hoher Kapazität in einem eigenen Gebäude, das APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible) das sich aufgrund der nicht-Verfügbarkeit einer geeigneten Wiederaufbereitungsanlage zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des KKW Creys-Malville in diesem Fall sowieso als erforderlich herausstellte. Auch beim Superphenix-2 war ein Nasslager vorgesehen.

===Primärkreis===
[[Datei:SuperphenixBild.png|mini|500px|Primärsystem des Superphénix]]Der Superphénix ist ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 21 m Durchmesser und 17,3 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt, die Unterteilung erfolgt durch eine ringförmige Reaktorkerntragestruktur und eine diese umgebende torusförmige sowie eine konusförmige Struktur. Die Torusförmige Struktur übernimmt dabei die Druckdifferenz zwischen den beiden Räumen während die konusförmige Struktur den Thermoschock abschirmt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 545 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 8 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 395 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den vier primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Ein kleiner Teil strömt auch durch einen Wärmeschutzmantel entlang der Tankwand der die Wärmebelastung des Pools senkt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Axialpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 15 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der vier Pumpen hat eine Leistung von 4,17 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 3500 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 4,1 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,7 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Die feste Abdeckung und Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte welche den Natriumtank trägt. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher, die Primärpumpen und zwei Reinigungsvorrichtungen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen doppel-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Spannbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet und der an der Innenseite mit Kühlrohren belegt ist. Diese werden von einer Legierung aus Natrium und Kalium die bei Raumtemperatur flüssig ist als Kühlmittel durchströmt. Die Abdeckplatte wird durch eine metallische Wärmeisolierung geschützt in der sich Argon als Schutzgas befindet. Der Reaktorpool ist außerdem im Abstand von 75 cm von einem Sicherheitsbehälter umgeben der im Fall eines Lecks auslaufendes Natrium auffängt und verhindert das der Natriumfüllstand ein unzulässiges Niveau unterschreitet. Der Spalt zwischen Pool und Sicherheitsbehälter kann für Inspektionen (vor allem Ultraschallprüfungen von Schweißnähten, optische Prüfungen) vom MIR-Roboter befahren werden. Der Stahlbetonboden unter dem Sicherheitsbehälter ist wie die Zylinderwand mit Kühlrohren belegt, in der Mitte befinden sich externe Neutronenmesseinrichtungen.

Der Reaktorbehälter und der Sicherheitsbehälter des Superphénix wurden vor Ort in einer eigens errichteten Werkstatt aus vorgefertigten Komponenten gebaut und anschließend über ein Schienensystem und einen Spezialkran in das Reaktorgebäude gehoben.

===Sekundärkreis und Dampferzeuger===
[[Datei:SPX DE.png|mini|200px|Superphénix Dampferzeuger]][[Datei:SPXsekundaer.SVG|mini|550px|Sekundärkreislauf des Superphénix]]Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im [[Dampferzeuger]] zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in die Umwelt gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv belastet sind was ihre Wartung vereinfacht.<ref>Albert Ziegler Lehrbuch der Reaktortechnik Band 2: Reaktortechnik 1984 ISBN: 3-540-13180-9</ref>

Insgesamt gibt es 4 unabhängige Sekundärkreise und 4 Dampferzeuger. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe mit Natrium-Ausgleichsbehälter, ein Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet.

Die Wärme wird über 8 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf den Sekundärkreis übertragen. Das Natrium im Sekundärkreis wird dabei von 345 °C auf 525 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den 5380 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Natriumpool aufgehängt.

Das Natrium fließt weiter zum oberen Teil der Dampferzeuger und durchströmt dese von oben nach unten im Gegenstrom zum Wasser/Dampf. Der obere Teil des Dampferzeugers ist dabei als Dampfüberhitzer ausgeführt. Grundsätzlich sind die Dampferzeuger als Wendelrohr-Dampferzeuger umgesetzt wobei sich das Wasser bzw. der Dampf in den Rohren befindet welche vom Natrium umströmt werden. Das Wasser verdampft dabei zunächst im unteren Bereich und wird dann im oberen Bereich auf 490 °C bei einem Druck von 184 Bar überhitzt. Einen natriumbeheizten Zwischenüberhitzer gibt es nicht. Insgesamt gibt es 357 Heizrohre mit einer Länge von jeweils ~92 m und einem Außendurchmesser von jeweils 25mm. Die gesamte Wärmeübergangsfläche beträgt 2570 m² pro Dampferzeuger. Am oberen Ende der Dampferzeuger befindet sich ein Argon-Plenum.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit Natriumseitigen Nickel-Membran Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die minimale detektierbare Leckage beträgt 0,1 g/s (was extrem wenig ist wenn man den Druckgradienten berücksichtigt).

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. In diesem Fall bricht eine Berstscheibe an der Unterseite der Dampferzeuger. Das Natrium fließt dann durch die Berstscheibe aus dem Dampferzeuger in einen Sammeltank ab, durch einen Wasserstoffabscheider wird der Wasserstoff vom Natrium getrennt und in die Atmosphäre abgeleitet. Als weitere aktive Notmaßnahme sollte in so einem Fall die Speisewasserzufuhr des Dampferzeugers unterbrochen und der Dampferzeuger auch auf der Tertiärseite möglichst schnell druckentlastet werden.

Insgesamt gibt es zwei Natrium-Lagertanks, einer ist dem heißen Strang zugeordnet, einer dem kalten Strang. Das Natrium kann über Ventile in diese Lagertanks abgelassen werden, der "kalte" Lagertank ist zudem über die genannte Berstscheibe mit dem Dampferzeuger verbunden, der heiße mit einem Überlauf im integrierten Ausgleichsbehälter der Pumpe. Das Natrium kann über ein Reinigungssystem in den Kreislauf zurück gepumpt werden.

Die Dampferzeuger sowie die Natrium-Luft Wärmetauscher befinden sich nicht im Reaktorgebäude sondern in jeweils einem Dampferzeugergebäude die für eine möglichst gute räumliche Trennung an den vier Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet sind. Dazwischen befinden sich Hilfsanlagengebäude.

Das fortschrittliche Design der Dampferzeuger wurde beim Superphénix-2 weitgehend übernommen, das Material der Heizrohre wurde jedoch geädert, anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl sollte Incoloy 800 zum Einsatz kommen. Aufgrund der höheren Leistung wurde die Anzahl der Heizrohre pro Dampferzeuger auf 424 erhöht.

Parallel zu den Dampferzeugern sind Natrium-Luft Wärmetauscher in den Sekundärkreisen eingebaut. Sie werden ständig von einem geringen Natriumstrom durchflossen, die Wärmeabfuhr ist aber weitgehend blockiert da der Luftstrom in den Wärmetauschern durch Klappen blockiert wird. Sie werden aktiviert indem ABsperrventile in den Hauptkühlmittelleitungen geschlossen werden. Das Natium kann dann nur noch durch die Natrium-Luft Wärmetauscher fließen. Gleichzeitig werden die Lüftungsklappen geöffnet und fallweise ein Gebläse aktiviert.

Anschließend fließt das nun wieder auf Natrium über das untere Ende der Dampferzeuger in den Ausgleichsbehälter von dem aus es über die in diesem integrierte Pumpe wieder in den Zwischenwärmetauscher befördert wird. Die sekundären Natriumpumpen sind als senkrecht eingebaute hydrodynamisch gelagerte Kreiselpumpen aufgebaut, die Durchführungen für den Schaft der Pumpen befindet sich im Ausgleichsbehälter oberhalb der Natriumoberfläche. Das Gasvolumen in den Ausgleichsbehältern ist mit Argon gefüllt.

Um ein Erstarren des Natriums im Sekundärkreislauf bei längeren Stillständen zu verhindern gibt es ein elektrisches Heizsystem das den Kreislauf in diesem Fall auf einer Temperatur von 180 °C hält.

Die vier Sekundärkreisläufe enthalten insgesamt 1500 t Natrium, der Durchfluss beträgt 3,3 Tonnen pro Sekunde und Kreislauf.<ref>Nuclear Wallcharts Creys-Malville http://econtent.unm.edu/cdm/ref/collection/nuceng/id/2</ref>

===Tertiärkreis und Turbosatz===
Der Superphénix besitzt zwei konventionelle Heißdampfturbosätze von Ansaldo-NIRA mit jeweils einer Hochdruckturbine -> Zwischenüberhitzer -> 2 Niederdruckturbinen -> Kondensator -> Vorwärmer wobei die Zwischenüberhitzer und Vorwärmer wie auch bei Leichtwasserkernkraftwerken üblich dampfbeheizt sind. Aufgrund der Heißdampfbedingungen ähneln die Turbosätze stark den Turbosätzen konventioneller Kohlekraftwerke mit dem Unterschied das es dampfbetriebene Zwischenüberhitzer und Vorwärmer gibt.

Jeder der beiden Turbosätze hat eine elektrische Leistung von 621 MW.

Für den Superphénix-2 sollte ein großer Heißdampfturbosatz mit 1500 MW elektrischer Leistung entwickelt werden, dieser wäre der größte seiner Art weltweit gewesen.

Viele technische Probleme beim Betrieb des Superphénix im [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] in der Anfangsphase waren auf die Turbosätze zurückzuführen obwohl es sich um konventionelle und weitgehend etablierte Technik handelt. Der Höhepunkt dieser Probleme war der Einsturz eines Teils des Dachs des Maschinenhauses durch Schneelast am 13. Dezember 1990.

===Natriumaufbereitung===
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat zwei Kältefallen die mit Stickstoff gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat eine Kältefalle die mit einer organischen Kühlflüssigkeit gekühlt werden. Die Verunreinigungen sammeln sich auf diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

===Sicherheitstechnik===
Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend drucklos, was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet. Darüber hinaus sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von [[Kernschmelze]]n erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven [[Dampfblasenkoeffizient]] bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die [[Nachzerfallswärme]] zuverlässig abgeführt werden können.

====Containment und Reaktorgebäude====
Das Containment des Superphénix ist mehrteilig aufgebaut.

Die innerste Schutzhülle, das sogenannte "Intermediäre Containment" ist der Reaktorpool selbst und seine Abdeckung bestehen aus Pool-Dach und Drehdeckel sowie einer gasdichten Abdeckung über dem Drehdeckel. Dieses Containment soll bei einem prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall einer explosionsartigen Energiefreisetzung von mindestens 800 MJ standhalten ohne zerstört zu werden wobei Undichtigkeiten und eine Verformung nicht ausgeschlossen werden.

Die nächste Schutzebene bildet das primäre Containment bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und der Kammer über dem Reaktorpool die von der Containmenthaube abgedeckt wird. Dieses Containment schließt den kompletten Natriumpool von allen Seiten ein und ist für eine Druckbelastung von 3 Bar ausgelegt. Es kann zudem über ein Filtersystem druckentlastet werden. Die Aufgabe des Primären Containments ist die Rückhaltung radioaktiver Stoffe bei schweren Unfällen und das Verhindern der Ausbreitung von Bränden im Primärsystem. Es schützt außerdem das Notkühlsystem in der Reaktorgrube.

Die Reaktorgrube selbst wurde so ausgelegt das das in ihr installierte Notkühlsystem auch im Fall einer gleichzeitigen Leckage von Reaktor- und Sicherheitsbehälter funktionsfähig bleibt. Die Reaktorgrube wurde auch mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet.

Sollten der Reaktorbehälter ein Leck aufweisen müssen die Brennelemente möglichst schnell aus dem Pool entfernt werden da keine weitere Sicherheitsreserve mehr vorhanden ist und der Reaktorkern trocken fallen könnte wenn der Sicherheitsbehälter ebenfalls ein Leck hat.

Das Reaktorgebäude bildet das sekundäre Containment, ähnelt dem äußeren Containment neuerer französischer Druckwasserreaktoren und ist als zylindrischer Bunkerschwerbau mit einem Durchmesser von 64 m und einer Höhe von 84 m ausgelegt welcher den Reaktor vor äußeren Einwirkungen wie etwa Stürmen, Schneelast, atmosphärischen Explosionen oder Flugzeugabstürzen schützen soll. Das Reaktorgebäude wird unter Unterdruck gehalten und über ein Filtersystem entlüftet. Es ist jedoch nicht völlig gasdicht und die Rückhaltefähigkeit ist in hohem Maß von dem Funktionieren der Lüftung abhängig.

Das sekundäre Containment enthält alle radioaktiv belasteten Teile der Anlage und den gesamten Kontrollbereich, daher den Reaktor und seine Hilfssysteme, die Brennelementhandhabung sowie Wartungsbereiche für aktive Komponenten.

Um auslegungsüberschreitende Unfälle besser beherrschen zu können wurde die Reaktorgrube mit natriumfestem Spezialbeton ausgekleidet, das Kühlsystem in der Reaktorgrube ist ebenfalls dafür ausgelegt einen hypothetischen gleichzeitigen Bruch von Reaktorbehälter und Sicherheitsbehälter auszuhalten.

Beim Superphénix 2 wurde ein rechteckiges Reaktorgebäude vorgesehen.

====Notkühlsysteme====
[[Datei:SPX DHRS.svg|mini|350px|Superphénix Nachzerfallswärmeabfuhrsysteme]]
Der Superphénix verfügt über drei zueinander völlig unabhängige und diversifizierte Not- und Nachkühlsysteme zur Gewährleistung der Abfuhr der [[Nachzerfallswärme]]. Zunächst sei festgehalten das zur Abfuhr der Nachzerfallswärme keine aktive Umwälzung des Primärkreises erforderlich ist da die sich im Pool einstellende Naturkonvektion in Kombination mit der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums ausreichend ist. Die hohe Wärmekapazität der großen Natriummenge sorgt zudem dafür das die in den ersten Minuten noch sehr hohe Nachzerfallswärmeleitstung gepuffert wird; die Karenzzeit bei einem kompletten Ausfall der Nachwärmeabfuhr beträgt dadurch mindestens 30 Minuten.

Um die Wärme aus dem Pool abzuführen gibt es drei Möglichkeiten: Einerseits kann die Wärme über den Sekundärkreislauf abgeführt und über die dort vorhandenen Dampferzeuger oder alternativ die Natrium-Luft Wärmetauscher an die Umgebungsluft abgeführt werden. Dafür ist ein Betrieb der sekundären Hauptkühlmittelpumpen nötig. Zu diesem Zweck sind diese mit zusätzlichen kleineren Ponymotoren ausgestattet die auf der selben Achse sitzen und die mit Notstrom betrieben werden können. Die 4 Sekundärloops sind dabei zueinander redundant. Die Natrium-Luft Wärmetauscher können zwangsbelüftet werden oder passiv im Naturzugbetrieb arbeiten.

Zusätzlich gibt es vier eigene Notkühlloops (RUR-Loops) die jeweils mit einem Natrium-Luft Wärmetauscher und einem Zwischenwärmetauscher im Reaktortank ausgestattet sind. Die RUR-Loops können bei einem kompletten Ausfall der Notstromversorgung mit reduzierter Leistung auch passiv im Naturumlauf arbeiten.

Versagen all diese Systeme kann die Nachzerfallswärme durch Wärmestrahlung über die Wände des Pools an die Kühlschleifen in der Reaktorgrube abgegeben werden welche mit zwei Kreisläufen (RUS Kreisläufe) arbeiten. Die RUS Kreisläufe sind auch im Normalbetrieb immer aktiv und haben dann die Aufgabe den Beton der Reaktorgubenwände zu kühlen.

Beim Superphénix-2 wurden eigene passive Nachkühlloops eingerichtet an welche die Natrium-Luft Wärmetauscher angebunden sind die zudem keine Ventillatoren benötigen sondern mit Naturzug arbeiten.

Die Natrium-Luft Wärmetauscher können insgesamt eine Wärmeleistung von 48 MW (12 MW pro Loop) abführen, die Wärmeabfuhr aus der Reaktorgrube 15 MW. Beim Superphenix-2 wurde die Wärmeabfuhrleistung auf insgesamt ~100 MW erhöht.

====Kernfänger====
Aufgrund des nicht negativen Dampfblasenkoeffizienten sind (Teil-) [[Kernschmelze]]n bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren wesentlich wahrscheinlicher als in Leichtwasserreaktoren (etwa beim Verstopfen eines Kühlkanals), zudem sind prompt kritische Kernzerlegungsstörfälle prinzipiell möglich. Hinzu kommt das das relativ hoch angereicherte Corium wieder eine kritische Masse bilden kann.

Vorteilhaft ist aber das es zu keinen heftigen Reaktionen zwischen dem Natrium und Corium kommen kann, Wasserstoffbildung, Dampfexplosionen und die gefürchtete Hochdruckkernschmelze sind unmöglich.

Daher besitzten viele natriumgekühlte schnelle Reaktoren einen Kernfänger der das Corium auffangen sollen. So auch der Superphénix. Der Kernfänger ist im Pool integriert, besteht aus Stahl und wird vom umgebenden Natrium gekühlt.

Der massive Kernfänger soll auch im Fall eines explosionsartigen prompt kritischen Kernzerlegungsstörfalls verhindern das der Boden des Pools und/oder gar des Sicherheitsbehälters beschädigt wird. Er ist dafür ausgelegt den kompletten geschmolzenen Kern sicher und in einer unterkritischen Konfiguration auffangen zu können.

====Natriumbrandeindämmung====
Aufgrund der geringen Luftmenge im inneren Containment und dem Fehlen von Rohrleitungen die versagen könnten ist ein Natriumbrand im Primärkreis praktisch auszuschließen und leicht zu beherrschen. Im Sekundärkreislauf wurde vor allem darauf geachtet das auslaufendes Natrium sich nicht beliebig verbreiten und weitere Schäden verursachen kann.

Erst nachdem der Superphénix in Creys-Malville in Bau war wurden -ähnlich wie beim SNR-300- auch große Natriumlecks bis hin zum totalen Abriss der größten sekundären Rohrleitung und Sprühfeuer durch unter Druck austretendes Natrium berücksichtigt. Der Grund dafür war der fatale Natriumbrand im solarthermischen Kraftwerk Almeria 1986 der die Anlage schwer beschädigte. Anfang der 1990er Jahre wurden der Brandschutz an den sekundären Natriumleitungen verbessert, sie wurden unter anderem fortan zum Teil als Koaxialrohre ausgeführt sodass das Natrium beim Auslaufen aufgefangen wird und zusätzliche Maßnahmen zur Erkennung von Natriumlecks installiert sodass Leckagen frühzeitig erkannt werden können bevor es zu einem größeren Bruch einer Leitung kommt (im Zusammenhang mit dem Leck vor Bruch Kriterium basissicherer Leitungen). Beim Superphénix-2 wurden entsprechende erweiterte Maßnahmen zur Natriumbrandeindämmung von Anfang an vorgesehen.

Um die Auswirkungen von Natriumsprühfeuern bei großen Lecks besser abschätzen zu können wurden diese experimentell untersucht, unter anderem in der FAUNA-Anlage im Kernforschungszentrum Karlsruhe und der JUPITER Anlage in Cardarache.

Grundsätzlich sieht das Konzept der Natriumbrandeindämmung vor das Natriumbrände nicht gelöscht werden sondern das ihnen durch Ablassen des Natriums aus dem betroffenen Loop die Nahrung entzogen wird und das ein Abbrennen des Natriums unter kontrollierten Bedingungen stattfindet ohne das das Feuer auf andere Systeme übergreifen kann. Prinzipiell wäre es möglich einen Natriumbrand etwa mit Inertgas zu löschen; er könnte aber jederzeit wieder aufflammen.

Auf einen Loop begrenzte sekundäre Natriumbrände sind ein kalkulierbares Risiko da sie aufgrund dieser Auslegung keine Schäden anrichten können welche die Gesamtanlage gefährden während primäre Natriumbrände sehr unwahrscheinlich und gut beherrschbar sind.

Spätestens durch die Nachrüstungen Anfang der 1990er Jahre konnte damit jeder denkbare durch eine Leckage induzierte Natriumbrand beherrscht werden.

====Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall====
Bei einem schnellen natriumgekühlten Reaktor kann ein schwerer Transientenstörfall mit einer prompten Kritikalität welcher zu einer -schlimmstenfalls explosionsartigen- Zerstörung des Kerns führt nur schwer völlig ausgeschlossen werden.

Grundsätzlich gibt es zwei Mechanismen die zu einem solchen Störfall führen können.

Zum "Durchsatzstörfall ohne Schnellabschaltung" (Bethe-Tait Störfall) kommt es wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen oder der Kühlmittelstrom im Kern aus anderen Gründen unterbrochen wird und gleichzeitig die Reaktorschnellabschaltung unterbleibt was angesichts der beiden unabhängigen Abschaltsysteme extrem unwahrscheinlich ist. In diesem Fall könnte es nach einiger Zeit zu einer Überhitzung des Kerns kommen die zu einem Natriumsieden führt welches einen positiven Beitrag zur Reaktivität leistet. Die Reaktorleistung steigt daraufhin an, das Sieden wird stärker und irgendwann ist ein prompt überkritischer Zustand erreicht der zu einem explosionsartigen Anstieg der Reaktorleistung führen kann der erst mit der darauffolgenden Zerstörung des Kerns endet.

Beim Superphénix ist dieses Unfallszenario praktisch ausgeschlossen da sich der Kern (wie beschrieben) oberhalb einer gewissen Schwelltemperatur thermisch ausdehnt was die Reaktivität herabsetzt. Allerdings konnte nicht mit absoluter Sicherheit gesagt werden das die thermische Kopplung in jedem denkbaren Fall ausreicht um für eine ausreichend schnelle Ausdehnung zu sorgen. Hypothetisch ist die Bildung einer prompt kritischen Masse aus Corium in Folge einer im Zuge eines solchen Störfalls eventuell einsetzenden Kernschmelze im unteren Kernbereich, bevor das Corium den Kernfänger erreichen und sich dort verteilen kann.
Das zweite Szenario ist der Reaktivitätsstörfall durch eine fehlerhafte Reaktorsteuerung. Dieser Störfall, der als extrem unwahrscheinlich gilt, wird dadurch ausgelöst das die Steuerstäbe durch einen Fehler der Steuerung aus dem Kern gezogen werden während keine Schnellabschaltung ausgelöst wird. Dadurch könnte es eventuell schon zu einem Kernzerstörenden Transientenstörfall kommen. Auch in so einem Fall sollte die thermische Ausdehung des Kerns die Auswirkungen etwas abschwächen. Das große Natriumvolumen im Pool sowie vor allem auch das Gasvolumen an der Oberfläche des Pools sollte den Druckstoß abfangen können; wenn nicht kann eine Beschädigung des Pools durch den Sicherheitsbehälter toleriert werden. Das Containment ist auch für einen Überdruck von 3 Bar ausgelegt. Insgesamt sind damit auch im Bezug auf das Hypothetische Szenario einer explosionsartigen Kernzerlegung im Rahmen eines solchen extrem unwahrscheinlichen Störfalls große Sicherheitsreserven vorhanden. Insgesamt sollten das Containment und auch die Sekundärkreise einer explosionsartigen Energiefreisetzung von 800MJ (entsprechend ~190kg TNT) sowie einer schnellen Reaktion des Natriums mit der gesamten Luft im Containment und einer vollständigen Kernschmelze standhalten können was sehr großzügige Sicherheitsreserven beinhaltet.

Beim Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes durch einen Fehler der Steuerung kann es zu einer lokalen Kernschmelze kommen die zu einem weiteren Reaktivitätsgewinn durch Kompaktierung des Kerns führen kann. Durch die Kompaktierung könnten im Extremfall bereits drei geschmolzene Brennelemente eine kritische Anordnung bilden. Der Kernschaden sollte in diesem Fall aber nur lokal begrenzt bleiben. Der Reaktorschutz stellt sicher das die Steuerstäbe nicht in eine unsichere Stellung gebracht werden können in denen diese Bedingung nicht erfüllt ist und das der Reaktor bei einem Transienten schnellabgeschaltet wird.

Ein weiteres denkbares Szenario ist eine lokale Kernschmelze durch eine Blockade eines Kühlkanals als auslösendes Ereignis das dann zu einer Reaktivitätszunahme durch die Kompaktierung führt. Allerdings könnte hier nur eine komplette Blockade des Kühlmittelstroms in dem betroffenen Element zu einer Situation führen bei der die benachbarten Brennelemente ebenfalls in Mitleidenschaft gezogen werden können was praktisch unmöglich ist.

Weiters wurde noch die Möglichkeit postuliert das ein simultanes Versagen von Brennstoffhüllrohren oder eine Verformung des Kerns zu einer unkontrollierbaren Reaktivitätszunahme führen könnte. Als einzige denkbare Ursache für so ein Ereignis wurde ein schweres Erdbeben identifiziert das allerdings zu einer frühzeitigen Reaktorschnellabschaltung führen wurde wodurch die Gefahr gebannt wäre.[13]

Die Möglichkeit das Gasblasen die etwa durch ein Leck in gewissen Schutzgassystemen in den Kreislauf eingetragen werden können (was etwa im KNK-II passiert ist) einen solchen Unfallverlauf auslösen können wurde durch das Kerndesign konstruktiv ausgeschlossen was auch in kritischen Experimenten bei der Inbetriebnahme bestätigt wurde.

====Erdbebensicherheit====
Um eine ausreichende Erdbebensicherheit zu gewährleisten wurden wichtige Komponenten auf ihre Funktionsfähigkeit unter seismischer Belastung getestet da für viele keine oder nur unzureichende Erfahrungswerte vorlagen.<ref>IRSN Overview of Generation IV (Gen IV)Reactor Designs // Safety and Radiological Protection Considerations: http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/Scientific-books/Documents/GENIV_texte_VA_241012a.pdf</ref> Die maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung wurde auf 0,1-0,2 g festgelegt, die Vertikale auf 0,07-0,14 g. Zum Schutz vor Kernschäden durch schwere Erdbeben werden Erdbeben durch das Reaktorschutzsystem detektiert welches fallweise eine Reaktorschnellabschaltung auslöst. Insgesamt entspricht die Erdbebensicherheit weitgehend jener der französischen Druckwasserreaktoren der [[P4]] Generation.

====Brennstabversagen====
Beim Versagen eines Brennstabhüllrohrs kommt es zu einer chemischen Reaktion von Natrium und MOX die langsam zu einem starken Anschwellen des MOX führt. Das führt dazu das der Brennstab nach einiger Zeit komplett aufplatzen kann sodass sein Inhalt teilweise ausgewaschen wird und in den Primärkreis entweicht. Um ein solches Versagen frühzeitig zu erkennen und das betroffene Element zu lokalisieren um es entfernen zu können werden Primärnatrium und Argon auf Spuren von Spaltprodukten überwacht.

==Nachfolger==
===Superphénix-2===
Der Superphénix-2 (auch RNR-1500) wurde als direkter Nachfolger des Superphénix vorgesehen. Er sollte die kommerzielle Umsetzung des Superphénix darstellen und als neue französische Kernkraftwerksbaulinie umgesetzt werden. Beim Bau und Betrieb des Superphénix gewonnene Erkenntnisse sowie technologische Neuerungen flossen laufend in die Entwicklung des Superphénix-2 ein sodass sich dieses Modell im Laufe der Zeit langsam veränderte und immer stärker vom ursprünglichen Superphénix unterschied. Ende der 1980er Jahre wurde die Entwicklung zugunsten des [[EFR]] eingestellt.

Unterschiede zum Superphénix-1:
*Rechteckiges Reaktorgebäude
*Leistungssteigerung auf 1500 MW bzw. 1440 MW elektrisch analog zur parallel entwickelten Druckwasserreaktorbaulinie [[N4]]
*Einsatz eines einzigen Turbosatzes für höhere Wirtschaftlichkeit bei Serienproduktion
*Änderungen am Brennstoffhandhabungssystem, Verzicht auf ein natriumgekühltes Brennstofflager; erhebliche Beschleunigung des Brennstoffwechsels
*Materialtechnische Änderungen, etwa Incoloy-800 anstelle von anstelle von Ni 33 Cr 21 Ti Al Mn Stahl für die Dampferzeugerheizrohre
*Teilweise Hochskalierung von Komponenten für die größere Leistung insbesondere Hochskalierung der Dampferzeuger und Zwischenwärmetauscher
*Etwas höhere Dampftemperatur von 495 °C anstelle von 487 °C durch vergrößerte Dampferzeuger bei gleichen Natriumtemperaturen
*Verzicht auf einen oberen axialen Brutmantel zugunsten der Verringerung der Reaktivitätseffekte von Natriumdampfblasen, Blanket aus lediglich einer Reihe von Elementen
*Weitere Veränderungen des Kerndesigns
*Änderung der Reaktorregelung. 27 Steuer- und Abschaltstäbe anstelle von 21 Steuerstäben und 3 Abschaltstäben, insgesamt höhere Absorption des Abschaltsystems, verbesserte elektromechanische Antriebssysteme für die Steuerstäbe
*Reduzierung des sekundären Natriuminventars auf 800 t pro Loop
*Erhöhung des Primären- und Sekundären Kühlmittelstroms
*Passives Nachwärmeabfuhrsystem, Nachkühlkreislauf mit eigenen Zwischenwärmetauschern zu Radiatoren, Erhöhung der Kapazität des Nachwärmeabfuhrsystems auf ~100 MW
*Verbesserte Lastfolgefähigkeit durch Anpassung der Instrumentierung
*In späteren Versionen war eine Reduzierung der Anzahl der Zwischenkreise und Dampferzeuger auf 3 geplant
*Neu entwickelte leistungsfähigere und kompaktere Halbaxialpumpen für die Zwischenkreise, Verzicht auf Ausgleichsbehälter in den Pumpen

===EFR- European Fast Reactor===
Der [[EFR]] war -analog zum [[EPR]]- ein Europäisches Gemeinschaftsprojekt das die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Westeuropa bündeln sollte. In dem Projekt das 1988 in die technische Planungs- und Entwicklungsphase ging wurde das Know-How aus den westdeutschen Projekten [[Interatom]] [[SNR-300]] und Interatom [[SNR-2]], den französischen Projekten Novatome Superphénix und Novatome Superphénix-2 und dem britischen [[PFR]] und [[CDFR]] gebündelt. Beteiligt waren zudem auch Belgische, Niederländische und Italienische Behörden, staatliche Forschungszentren und Firmen. Wesentliche Teile des Konzepts bauten dabei auf dem bewährten Superphénix auf.

Sicherheitstechnische Verbesserungen standen bei der Entwicklung im Vordergrund so wurde etwa eine komplett passive Nachzerfallswärmeabfuhr implementiert, die Robustheit gegenüber hypothetischen Transientenstörfällen und massiven äußeren Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürzen wurde weiter verbessert. Damit wollte man den Reaktor ähnlich wie den EPR auch im Deutschland der 1990er Jahre genehmigungsfähig machen. Zudem wurde die elektrische Referenzleistung auf 1580 MW ähnlich dem EPR angehoben um die Wirtschaftlichkeit zu steigern.

Anfang der 1990er Jahre wurde die Finanzierung des EFR Programms durch Deutschland, Großbritannien und Italien schrittweise eingestellt, 1993 stieg Deutschland praktisch aus, 1994 folgte Großbritannien. Schlechte Aussichten des Projekts ohne politische Unterstützung in der Privatwirtschaft und Budgetknappheit führten dazu das das Projekt von Frankreich und/oder der Privatwirtschaft nicht alleine weitergeführt werden konnte.[[Datei:ASTRID.png|mini|200px|Konzept des ASTRID Primärsystems (2013)]]
<ref>KfK 5255 Geschichte der europäischen Zusammenarbeit beim Schnellen Brüter: http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK5255.pdf</ref>
===ASTRID===
Auf Basis des EFR und des Superphénix entwickelt ein Industriekonsortium dem sich auch einige japanische Firmen angeschlossen haben unter der Führung der CEA seit 2010 [[ASTRID]], einen neuen fortschrittlichen Brutreaktorprototypen im Rahmen der [[Generation IV]] allerdings zunächst keinen kommerziellen sondern ein mittelgroßes Versuchskernkraftwerk mit einer projektierten thermischen Leistung von 1500 MW und einer elektrischen Leistung von 600 MW. Gebaut werden soll ASTRID ab 2020 in [[Marcoule]] wo sich auch der Phénix befindet.<ref>ASTRID
ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR INDUSTRIAL DEMONSTRATION: https://setis.ec.europa.eu/energy-research/sites/default/files/project/docs/7.5_Vasile_ASTRID.pdf</ref>

==Datentabellen==
Bezieht sich auf den Superphénix 1 in Creyes-Malville

{| class="prettytable"
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|''''''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix'''
| align="center" style="background:#f0f0f0;"|'''Superphénix 2'''
|-
! Technische Daten||||
|-
| Reaktortyp||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design||Schneller natriumgekühlter Brutreaktor, Pool-Design
|-
| Thermische Reaktorleistung||2990 MW||3600 MW
|-
| Generatorleistung||2x621 MW||1440 MW
|-
| Elektrische Leistung Netto||1200 MW||
|-
| Wirkungsgrad Netto||40,13 %||
|-
| Elektrischer Eigenbedarf||42 MW||
|-
| Projektierte Betriebsdauer||40 Jahre||40 Jahre
|-
! Reaktorkern||||
|-
| Kartogramm||
{|
|-
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 1.png|160px]] 1. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 190 Brennelemente Kernzone 1 
      - 168 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 222 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 294 Neutronenreflektorelemente 
      - 18 Platzhalterelemente (Stahl) 
      - 980 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 2.png|160px]] 2. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 198 Neutronenreflektorelemente 
      - 12 Platzhalterelemente 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
| style="font-size:70%;" | [[Datei:Superphenix Kern 3.png|170px]] 3. Kern: 
      - 21 Steuerstäbe 
      - 3 Zusatzsteuerstäbe 
      - 193 Brennelemente Kernzone 1 
      - 171 Brennelemente Kernzone 2 
      - 3 Neutronenquellen 
      - 233 Brutelemente ({{Akronym|DU|Abgereichertes Uran}} innere Zone) 
      - 167 Neutronenreflektorelemente 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 1 
      - 6 Antiparasitäre Positionen Kernzone 2 
      - 1076 Stahlabschirmelemente (Stahl)
|-
|}
|-
| Kernaufbau||High-Leakage Pfannkuchenkern mit axialen und radialen Brutmantel||High-Leakage Pfannkuchenkern mit unterem axialen und radialen Brutmantel
|-
| Kernbrennstoff||MOX||MOX
|-
| Brutstoff||UO2||UO2
|-
| Zahl der Brennelemente in der inneren Kernzone||193||208
|-
| Zahl der Brennelemente in der äußeren Kernzone||171||180
|-
| Zahl der Brutelemente||233||78
|-
| Zahl der Reflektorelemente||198||
|-
| Zahl der Abschirmelemente||1076||
|-
| Brennstäbe pro Brennelement||271||271
|-
| Stäbe pro Brutelement||91||127
|-
| Stabdurchmesser Brennelement||8,5 mm||8,5 mm
|-
| Stabdurchmesser Brutelement||15,8 mm||13,6 mm
|-
| Stabgitter||Hexagonal||Hexagonal
|-
| Abstandhalter||Drahtwendel||Drahtwendel
|-
| Schlüsselweite der Elemente||173 mm||173 mm
|-
| Länge der Elemente||5,4 m||4,8 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone||1 m||1,2 m
|-
| Höhe der aktiven Kernzone inklusive Brutmantel||1,6 m||1,51 m
|-
| Durchmesser der inneren Kernzone||2,6 m||2,9 m
|-
| Durchmesser der äußeren Kernzone||3,7 m||3,97 m
|-
| Durchmesser inklusive Brutmantel||4,7 m||4,325 m
|-
| Plutoniummasse im Erstkern||5,78 t||
|-
| Anreicherung in der inneren Kernzone*||16 %||
|-
| Anreicherung in der äußeren Kernzone*||19,70 %||
|-
| Anzahl der Steuerelemente||21||27
|-
| Anzahl der zusätzlichen Abschaltelemente||3||0
|-
| Absorbermaterial Steuerelemente||Borierter Stahl, angereichert||Borierter Stahl, angereichert
|-
| Absorbermaterial Abschaltstäbe||Borcarbid, angereichert|| -
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Steuerelement||31||31 oder 20
|-
| Anzahl der Absorberstäbe pro Abschaltelement||16|| -
|-
| Steuerstabantrieb||Zahnstange||Mechanisch/Elektromechanisch
|-
| Einwurfzeit||0,8s||1s
|-
| Reaktivität der einzelnen Steuerelemente||0,4 % ΔK/K||0,44 % ΔK/K
|-
| Reaktivität der einzelnen Abschaltelemente||0,53 % ΔK/K|| -
|-
| Maximaler Neutronenfluss||6.1*1015 n/cm²s||5*1015 n/cm²s
|-
| mittlerer Neutronenfluss im Kern||3,6*1015 n/cm²s||
|-
| Typisches Betriebsintervall||640 Tage||270 Tage
|-
| Zeitdauer einer Kernneubeladung||120 Tage (komplett)||15 oder 45 Tage
|-
| Durchschnittlicher Schwermetallabbrand||113000 MWd/t||70000 MWd/t
|-
| Maximaler Schwermetallabbrand||136000 MWd/t||85000 MWd/t
|-
| Brutfaktor||1,18||
|-
| Maximale Hüllrohrtemperatur||700 °C||
|-
| Maximale längenbezogene Leistung der Brennstäbe||480 W/cm||
|-
| Primäres Natriuminventar||3200 t||3300 t
|-
| Reaktoreintrittstemperatur||392 °C||395 °C
|-
| Mittlere Reaktoraustrittstemperatur||545 °C||544 °C
|-
! Reaktorpool||||
|-
| Höhe||17,3 m||16,2 m
|-
| Durchmesser||21 m||20 m
|-
! Primäre Natriumumwälzpumpen||||
|-
| Anzahl||4||4
|-
| Typ||Axialpumpen||Axialpumpen
|-
| Massenstrom pro Pumpe||3925 kg/s||4925 kg/s
|-
| Motorleistung||4170 kW||4500 kW
|-
| Druckdifferenz||5,3 Bar||
|-
| Rotationsgeschwindigkeit||433 U/min||
|-
| Regelbarkeit||15-100 %||
|-
| Motorleistung||4,17 MW||4,5 MW
|-
! Zwischenkreise||||
|-
| Anzahl der Zwischenkreise||4||3 oder 4
|-
| Anzahl der Hauptkühlmittelpumpen pro Kreis||1||1
|-
| Anzahl der Zwischenwärmetauscher pro Kreis||2||2
|-
| Zwischenwärmetauschertyp||Geraderohr||Geraderohr
|-
| Anzahl der Dampferzeuger pro Kreis||1||1
|-
| Art der der Hauptkühlmittelpumpen||Radialpumpen||Halbaxialpumpen
|-
| Leistung der Hauptkühlmittelpumpen||1,62 MW||2 MW (4-Loop)
|-
| Druckdifferenz Hauptkühlmittelpumpen||2,5 Bar||
|-
| Drehzahl Hauptkühlmittelpumpen||470 U/min||
|-
| Temperatur kalter Strang||345 °C||345 °C
|-
| Temperatur heißer Strang||525 °C||525 °C
|-
| Massenstrom pro Kreis||3270 kg/s||3920 kg/s (4-Loop)
|-
! Dampferzeuger||||
|-
| Anzahl||4 (einer pro Zwischenkreis)||3 oder 4 (einer pro Zwischenkreis)
|-
| Typ||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer||Wendelrohrdampferzeuger mit integriertem Überhitzer
|-
| Wärmetauscherfläche pro Dampferzeuger||2570 m²||3100 m²
|-
| Anzahl der Heizrohre||357||424
|-
| Speisewassertemperatur||237 °C||237 °C
|-
| Dampftemperatur||490 °C||490 °C
|-
| Dampfdruck||177 Bar||177 Bar
|-
| Dampfmassenstrom (gesamt)||1360 kg/s||
|-
! Turbine||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Anzahl der Hochdruckturbinen pro Turbosatz||1||1
|-
| Anzahl der Mitteldruckturbinen pro Turbosatz||0||1
|-
| Anzahl der Niederdruckturbinen pro Turbosatz||2||2
|-
| Art der Zwischenüberhitzer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
| Drehzahl||3000 U/min||1500 U/min
|-
! Turbogeneratoren||||
|-
| Anzahl||2||1
|-
| Effektivleistung||621 MW||1500 MW
|-
! Kodensatoren||||
|-
| Anzahl||2 pro Turbosatz||2
|-
| Kondensatordruck||58 mBar||
|-
! Speisewasser||||
|-
| Speisewasserpumpen||2, Dampfturbinenbetrieben||1, Elektrisch (?)
|-
| Art der Speisewasservorwärmer||Dampfbeheizt||Dampfbeheizt
|-
! Sicherheitstechnik||||
|-
| Volumen primäres Containment||6500 m³||
|-
| Auslegungsdruck primäres Containment||3 Bar||
|-
| Volumen sekundäres Containment||170000 m³||
|-
| Notkühlsysteme||4 x 100 % aktiv + 100 % passiv||
|-
| Karenzzeit bei Ausfall der Nachwärmeabfuhr||30 min||30 min
|-
| Kernfänger||Integriert||Integriert
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Horizontal||0,1-0,2 g||
|-
| Maximale Erdbebenbeschleunigung Vertikal||0,07-0,14 g||
|-
|
|}
*Die Anreicherung bezieht sich auf das Verhältnis von U-238 zu Plutoniumisotopen und U-235 im MOX Brennstoff

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brutreaktor]]
* [[Kernkraftwerk Creys-Malville]]

[[Kategorie:Kernreaktor]]

Wiederaufbereitung

2020-09-20T09:21:51Z

Superwip: /* Tritium */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref> Tritium entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits, vor allem in Druckwasserreaktoren, auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr Tritium frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Wiederaufbereitung

2020-09-20T09:09:29Z

Superwip: Keine relevante Bildung aus Bor

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Wiederaufbereitung

2020-09-20T09:09:02Z

Superwip: /* Kohlenstoff-14 */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>
CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang im Sauerstoff, der Bestandteil des Kühlwassers in Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren ist, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke mit wassermoderierten Reaktoren setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Kernkraftwerk Creys-Malville

2020-08-04T22:50:26Z

Superwip:

{{Infobox Kernkraftwerk
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|GESESPG =8209
|STAND =2014
|DUALNUTZEN =
|COMMONSCAT =Superphenix
}}
Das Kernkraftwerk '''Creys-Malville''' an der Rhone bei Creys-Malville im Department Isère ist eine Prototypenanlage für ein Kernkraftwerk mit natriumgekühltem schnellem [[Brutreaktor]] (SNR). Der Reaktor vom Typ [[Superphénix]] (kurz "SPX" oder auch Na-1200), der eine Weiterentwicklung des älteren [[Phenix]] ist, ist bis heute der leistungsstärkste SNR der Welt<ref>IAEA-TECDOC-1691 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref>.

Das Kernkraftwerk war ähnlich wie das [[Kernkraftwerk Kalkar]] mit dem [[SNR-300]] und dessen nie realisierten Nachfolger [[SNR-2]] ein internationales Gemeinschaftsprojekt, führend beteiligt waren Frankreich, die BRD und Italien. Betrieben wurde das Kernkraftwerk von der NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.''), einem Gemeinschaftsunternehmen aus EDF (51%), ENEL (33%) und der "Schneller Brüter Kernkraftwerksgesellschaft" (16%) welche wiederum ein Gemeinschaftsunternehmen von RWE (65,85%) sowie belgischen, niederländischen und britischen Energieversorgern war.<ref>Willy Marth: The Story of the European Fast Reactor Cooperation, LLC; KfK 5255 https://pdfs.semanticscholar.org/ebe9/3d3be48a56cbaf78233b2554f41c78f7024f.pdf</ref>

Nachdem das Kernkraftwerk 1997 aus politischen Gründen stillgelegt werden musste wurde es zu 100% von EDF übernommen und befindet sich seit 2006 im Rückbau.

== Geschichte ==
Das französische Entwicklungs- und Bauprogramm für Brutreaktoren begann bereits Anfang der 1950er Jahre mit ersten Experimenten an Natriumkreisläufen und unterkritischen Anordnungen. Dem folgte der natriumgekühlte [[Forschungsreaktor RAPSODIE]] (ohne Stromproduktion) der 1962 in Bau ging und 1967 in Betrieb genommen wurde, als nächster Schritt folgte das [[Kernkraftwerk Phénix]] als Prototypanlage eines größeren, natriumgekühlten, schnellen Brutreaktorkernkraftwerks mit einer thermischen Leistung von 563 MW und einer elektrischen Leistung von 255 MW<ref>IAEA Status of Fast Reactor Research and Technology Development 2012 http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1691_web.pdf</ref>, welches 1968 in Bau und 1973 in Betrieb ging. Der Projektname ''„Phénix“'' ("Phönix") war an den mythologischen Vogel ''„Phönix“'' angelehnt welcher der Sage nach analog zum Brennstoff des Brutreaktors aus seiner Asche wiederaufersteht. Diese Mythologie bezieht sich darauf das der Reaktor während des Betriebs mehr Brennstoff neu entstehen lässt, als er verbraucht. Sicher war bereits 1966, dass man das Reaktormodell zu einem größeren Block auf dem Leistungsniveau damals üblicher Druckwasserreaktoren vergrößern wollte. Während des Baus von Phénix stellten sich allerdings bereits Probleme heraus, die insbesondere die Vergrößerung von Komponenten betrafen, die teilweise gänzlich neu geplant werden mussten.<ref>Kerntechnische Gesellschaft im Deutschen Atomforum: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, 1966. Seite 204, 328.</ref> Aufgrund der Tatsache, dass dies zu Verzögerungen beim Bau eines großen kommerziellen Brüters mit über 1000 MW hätte führen können, waren bis 1968 bereits die wichtigsten Parameter des zukünftigen Blocks festgelegt und erste Planungen initiiert worden. Zu diesem Zeitpunkt war allerdings noch nicht klar, ob es sich um ein Pool-Design (wie beim Phénix) oder ein Loop-Design handeln sollte. Lediglich die Wunschparameter waren festgelegt worden, welche die Planungsbasis für den Block schafften. Man erwartete, dass man ab 1975 mit der Realisierung des Blockes beginnen konnte.<ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Nuclear Science Abstracts, Band 22,Teil 3''. Oak Ridge Directed Operations, Technical Information Division, 1968. Seite 1917.</ref> Aufgrund der weitaus höheren Leistung im Vergleich zu Phénix erhielt das ab 1970 auf 1200 MW projektierte Werk den Namen ''„Super-Phénix“''.<ref>General Electric Company: ''In Support of Electric Power & the Environment'' 1970. Seite 9.</ref>

=== Planung ===
Anfang der 1970er verständigte sich Électricité de France mit der CEA, Creusot et Loire und Babcock Atlantique darauf, dass man zwei über 1000 MW starke Brutreaktoren plante, wobei es sich beim ersten Block um einen weiteren Prototypen handeln sollte, beim Folgemodell jedoch um einen Demonstrationsreaktor, der die Basis für eine Brüterflotte und als Nachfolgeprojekt für ein Kernkraftwerk mit vier Blöcken legen sollte. Auf Basis dieses Ansatzes wurde die Projektierung dieses Projekts vom Brutreaktor Phénix abgekoppelt.<ref>''The Electrical Review, Band 189,Ausgaben 10-18''. Electrical Review, Limited, 1971. Seite 4.</ref> Im Jahr 1973 entschied man sich für Creys-Malville an der Rhône als Standort für Superphénix.

Bereits 1971/1972, noch vor der Inbetriebnahme des Phénix, und auch vor der Ölkriese kam es zu Übereinkünften zwischen einigen großen Europäischen Energieversorgern, allen voran EDF, ENEL und RWE, über den Bau jeweils eines großen, kommerziellen Brutreaktorprototypen in Deutschland und in Frankreich. Dies führte 1974, nach der erfolgreichen Inbetriebnahme des Phénix zur Gründung des Gemeinschaftsunternehmens NERSA (Centrale ''nucléaire européenne à neutrons rapides SA.'') durch EDF (51%), ENEL (33%) und RWE (16%) welche gegründet wurde um den ersten plutoniumbetriebenen schnellen Brutreaktor der Welt zu bauen der sich in der selben Leistungsklasse wie damals typische moderne (westliche) Leichtwasserreaktoren bewegen sollte. Bis dahin war die Entwicklung schneller Brutreaktoren in Frankreich vor allem von der staatlichen Kernforschungsgesellschaft [[CEA]] ausgegangen welche auch am Phénix zu 80% direkt beteiligt war (die übrigen 20% hielt EDF). Die NERSA übernahm das Brutreaktorprojekt von EDF und bestätigte noch in ihrem Gründungsjahr den Standort Creys-Malville. 1975 übertrug RWE seine Anteile an der NERSA an die Schneller Brüter Kernkraftwerksgesellschaft (SBK). Eine Äquivalente Gesellschaft entstand in Deutschland zum Bau des [[SNR-2]]: die ESK (Europäische Schnellbrüter-Kernkraftwerksgesellschaft) an der die SBK einen 51% Anteil hielt, ENEL einen 33% Anteil und EDF einen 16% Anteil. Von Anfang an war der Bau des Reaktors sehr umstritten. Die Befürworter sahen die Entwicklung eines geschlossenen [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] inklusive schneller Brutreaktoren als im Angesicht schwindender fossiler Energieressourcen und schwindender Uranressourcen als unbedingt erforderlich an um die Energieversorgung Westeuropas mittelfristig sicherzustellen und betonten zudem das die Brütertechnologie als kurz-mittelfristiger Vorteil die europäische Atomwirtschaft in Kombination mit Wiederaufbereitung und europäischen Urananreicherungsanlagen wie der [[EURODIF]] (Inbetriebnahme 1979) unabhängiger von angereichertem Uran aus den USA und sonstigen Uranimporten machen würde. Gegner dagegen wiesen vor allem auf spezielle Sicherheitsrisiken schneller natriumgekühlter Brutreaktoren hin (und das auch noch bevor überhaupt eine genaue Auslegung bekannt war). Auch aus der Friedensbewegung und einigen linken Gruppierungen fanden sich viele Gegner des Projekts wobei hier die durch diese Gruppierungen unterstellte zunehmende Verflechtung der zivilen mit der militärischen Kerntechnik durch schnelle Brutreaktoren und die "Plutoniumwirtschaft" wohl der Hauptkritikpunkt war. Hinzu kam die zu diesem Zeitpunkt bereits relativ starke klassische "Anti-Atom Bewegung" für welche die Brütertechnik aus beiden genannten Gründen ein noch größeres Feindbild darstellte als Leichtwasser-Kernkraftwerke.

Hauptauftragnehmer für den Bau und die Entwicklung der Anlage wurden Novatome, ein 1976 eigens für diesen Zweck ins Leben gerufenes Gemeinschaftsunternehmen von Creusot et Loire (40%), Alstom (30%) und der CEA (30%), und EDF. Am Bau waren auch diverse andere Firmen beteiligt, auch aus den anderen an dem Projekt beteiligten Ländern, insbesondere Italien und der BRD wo zur selben Zeit auch eigene natriumgekühlte Brutreaktoren entwickelt und gebaut wurden. <ref>IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref><ref>The Realities of Nuclear Power: International Economic and Regulatory Experience https://books.google.at/books?id=4HW8aGfyACkC&pg=PA208&lpg=PA208&dq=Novatome+framatome&source=bl&ots=FVubnllzS8&sig=enMzKZLXBb-Q2X3GXVAJ9dWBtWQ&hl=de&sa=X&ei=GR_DVPP9C42BPa_agXA&redir_esc=y#v=onepage&q=novatome&f=false</ref>

===Bau===
Erste Erdarbeiten wurden im April 1976 begonnen nachdem das Projekt durch eine Komission unter President Valery Giscard d’Estaing abgesegnet worden war, offizieller Baubeginn war der 13. Dezember 1976. Der Bau war von massiven Protesten begleitet. Im Sommer 1976 besetzten 20000 Gegner des Projekts die Baustelle, am 31. Juli 1977 kam es zu großen Protesten mit 50000 Teilnehmern, von denen viele auch aus Deutschland, der Schweiz und Italien angereist waren und gewaltsamen Ausschreitungen, ein Demonstrant, der Lehrer Vital Michalon, wurde durch eine Blendgranate der Polizei getötet, einige weitere wurden durch Verbrennungen infolge des Einsatzes von Blendgranaten schwer verletzt.

1979 kam es zur weitgehenden Einstellung der SNR-Forschung in den USA durch den Präsidenten Jimmy Carter welcher dies mit Proliferationsrisiken in der Plutoniumwirtschaft begründete. Die französische Kernforschungsbehörde [[CEA]] und der französische Präsident Valéry Giscard d’Estaing hielten diesen Schritt für "total absurd" und hielt dagegen das Frankreich mit der Brütertechnologie fähig wäre auf absehbare Zukunft von Energieimporten unabhängig zu werden.

Zur Entwicklung des Superphénix wurde ein großes Modell im Maßstab 0,36 (Superpanoramix) gebaut welches mit Wasser anstelle von Natrium gefüllt war. Es sollte sich später auch für Störfallanalysen und zur Entwicklung von Reparaturverfahren als sehr nützlich herausstellen.

Am 18. Jänner 1982 griffen einige Terroristen die Baustelle an in dem sie sie von der anderen Seite der Rhône aus mit einem RPG-7 Rakentenwerfer beschossen. Das Reaktorgebäude wurde dabei von insgesamt fünf Raketen vier mal getroffen. Die Schäden waren aber minimal und verzögerten den Bau nicht, verletzt wurde niemand.<ref>Science 05 Feb 1982 https://science.sciencemag.org/content/215/4533/641.1</ref> 2003 gab Chaïm Nissim, Mitglied der Grünen Partei der Schweiz und ehemaliger schweizer Parlamentsabgeordneter zu den Angriff durchgeführt zu haben. Die Gruppe unter seiner Leitung hatte die Waffen von der linksextremen Belgischen Terrororganisation Cellules Communistes Combattantes erhalten.<ref>Die Saboteure (Memento vom 30. September 2007 im Internet Archive) Artikel in der Wochenzeitung https://web.archive.org/web/20070930201035/http://www.woz.ch/artikel/inhalt/2003/nr20/International/5889.html</ref>

Neben Terroristen und Demonstranten zog das fortschrittliche Kernkraftwerk auch interessierte Besucher an, alleine im ersten Halbjahr 1981 wurden fast 17000 gezählt. Darunter waren auch etliche Politiker aus dem In- und Ausland darunter der ehemalige US-Präsident Gerald Ford.

Zwischen August und Oktober 1984 wurden Primär- und Sekundärkreislauf nach einer Dichtheitsprüfung mit Druckluft zunächst mit Inertgas (Stickstoff) und anschließend mit insgesamt 5650 Tonnen 150°C heißem Natrium befüllt. Die Funktionalität des Biologischen Schildes wurde mit einer 18kCi Cobalt-60 Quelle getestet. im Jänner 1985 wurden beim kalten Probebetrieb hydrodynamische Probleme im Primärkreislauf festgestellt. Das Problem konnte durch eine Änderung an einigen Brennstabfüßen behoben werden.

Nachdem klar geworden war das zum Zeitpunkt der Inbetriebnahme des Superphénix noch keine geeignete Wiederaufbereitungsanlage verfügbar sein würde musste eine Lagermöglichkeit für eine größere Zahl von Brennelementen gefunden werden. Ursprünglich war nur die Lagerung von maximal 409 Brennelementen im natriumgekühlten Brennelementlagerbehälter vorgesehen (ein kompletter Kern hat 364 Brennelemente), abgebrannte Brennelemente sollten laufend, nach einem Abklingen auf maximal 7,5kW Restwärme pro Element, zur Wiederaufbereitung abtransportiert werden. Darum wurde 1984 mit dem Bau eines Zwischenlagergebäudes, dem APEC (Atelier Pour l’Evacuation du Combustible), begonnen in welchem eine große Anzahl von Brennelementen wassergekühlt gelagert werden können. Eine trockene Zwischenlagerung hochabgebrannter Brennelemente ist erst nach einer Abklingzeit von einigen Jahren möglich.Der Bau des Zwischenlagers wurde 1989 abgeschlossen.

Am 20. Juli 1985 wurden die ersten richtigen Brennelemente in den Kern geladen, am 7. September 1985 wurde der Reaktor erstmals kritisch, im Oktober begann der heiße Probebetrieb, am 31. Dezember 1985 wurde erstmals Dampf erzeugt, am 14. Jänner 1986 wurden die beiden Turbosätze erstmals mit dem Netz synchronisiert, die kommerzielle Inbetriebnahme folgte am 1. Dezember 1986. Die gesamte Bauzeit betrug damit etwas mehr als 9 Jahre und war damit trotz des Prototypenstatus und des unerschlossenen Standortes nur etwa zwei Jahre höher als die Bauzeit französischer Druckwasserreaktoren die im gleichen Zeitraum fertiggestellt wurden.

===Betrieb===
[[Datei:Betriebsdiagramm SPX.svg|mini|1000px|Betriebszeitraum Creys Malville]]
Insgesamt war das Kernkraftwerk zwischen seiner Inbetriebnahme am 14.1.1986 und dem Ende des Leistungsbetriebs am 24. Dezember 1996 53 Monate im Leistungsbetrieb (davon allerdings nicht die volle Zeit im kommerziellen Leistungsbetrieb), 25 Monate gab es Stillstände aufgrund von Störfällen und insgesamt 54 Monate musste das Kraftwerk aus politischen oder administrativen Gründen stillstehen wobei die letzte Betriebsperiode 1996 die längste und problemloseste war während der auch fast die gesamte insgesamt eingespeiste Energie erzeugt wurde.

Kurz nach Beginn des Probebetriebs am 14. Jänner 1986 musste der Betrieb wieder unterbrochen werden- eine Schutzkappe war am Fuß eines Brennelements vergessen worden und sorgte für hydrodynamische Probleme und einer Überhitzung des betroffenen Brennelements. Außerdem gab es Probleme mit dem Speisewassersystem, auch am Primärsystem mussten aufgrund der Ergebnisse des Warmprobebetriebs noch einige Modifikationen durchgeführt werden. Nachdem die Inbetriebnahme im Juni wieder aufgenommen werden konnte erreichte die Turbine B am 30. Juni 1986 erstmals ihre maximale Leistung und das KKW konnte 50% seiner Nominalleistung in das Netz einspeisen. Die Turbine A war vorrübergehend nicht verfügbar da bei den Turbinen abwechselnd Modifikationen am Dampf-Bypass System vorgenommen werden mussten. Am 22. August waren schließlich beide Turbinen verfügbar und am 9. Dezember 1986 erreichte das KKW erstmals seine volle Leistung.

Bald nach dem ersten Erreichen der maximalen Leistung musste das Kraftwerk aber wieder heruntergefahren werden. Kurz nachdem im Februar 1987 der Betrieb wieder aufgenommen werden konnte kam es durch einen Wasserhammer zu einem Schaden im Hilfsspeisewassersystem von Turbine A, die Reparatur dauerte etwa 3 Monate.

Im März 1987 kam es während des Stillstands erstmals zu einem Natriumleck. Betroffen war der natriumgekühlte Brennelementlager-und Transferbehälter. Das Leck wurde am 8. März 1987 entdeckt. Etwa 20 Liter Natrium pro Stunde flossen daraus in den umliegenden Sicherheitsbehälter. Um die Leckrate zu reduzieren versuchte man das Leck provisorisch zu stopfen und den Natriumfüllstand des Behälters zu reduzieren. Vor dem Durchführen ernsthafter Reparaturarbeiten musste der Behälter jedoch geleert werden. 49 Brennelemente wurden dafür vom Behälter in den Reaktor transferiert, 299 inaktive Dummy-Brennelemente und 73 schwach aktive Stahl-Reflektorelemente mussten einzeln aus dem Behälter entfernt, vom Natrium befreit und auf dem Gelände zwischengelagert werden wobei die Stahl-Reflektorelemente so aktiv waren das sie in einem Speziellen Lagerbehälter im APEC gelagert wurden. Das Entladen dauerte von April bis Juli. Im September gelang es schließlich das Leck zu orten und bis 9. September konnte das gesamte Natrium entfernt werden. Anfang Oktober stellte man mit einer Gamma-Radiographie fest das die Ursache für das Leck ein Riss an einer Schweißnaht an einer Befestigung für die Kühlrohre des Tanks war. Anfang 1988 zeigten umfangreiche Gammaradiographische Untersuchungen weitere Risse an der Außenwand des aus ferritischem 15D3 Stahl gefertigten Tanks. Die Ursache dafür war Wasserstoffversprödung. Im März 1988 entschied man sich den irreperabel beschädigten Natriumgekühlten Brennstofflagertank durch eine Argongekühlte Brennstofftransferkammer zu ersetzen. Die Brennelemente sollten nun im APEC zwischengelagert werden welches sich glücklicherweise seiner Fertigstellung näherte. Anschließend mussten noch Sekundärkreislauf und Reaktortank auf ähnliche Schäden hin untersucht und Störfallmaßnahmen für Primärlecks überarbeitet werden. Für die Untersuchung des Reaktortanks wurden alle Schweißnähte mit Hilfe des MIR-Roboters per Ultraschallprüfung untersucht. Am 29. November 1988 waren alle Arbeiten abgeschlossen, am 12. Jänner 1989 wurde schließlich die Genehmigung für die Wiederaufnahme des Leistungsbetriebs erteilt. Das Leck am Lager und Transferbehälter wurde auf Stufe 2 der INES Skala ("Störfall") eingeordnet.

Am 14. Jänner 1989 wurde der Reaktor erneut kritisch, nach umfangreichen weiteren Tests wurde am 21. April erstmals wieder Strom ins Netz eingespeist, am 16. Juni wurde wieder Vollast erreicht. Beim Hochfahren gab es einige kleinere technische Probleme einschließlich einem fehlerhaften Feueralarm in einem Dampferzeuger. Im Sommer musste die Leistung aufgrund des außergewöhnlich geringen Wasserstands der Rhône reduziert werden. Nach dem 17. August musste ein Turbosatz aufgrund von Vibrationen vom Netz genommen werden. Es gab eine Reihe von Problemen mit dem Tertiärsystem und der Stromerzeugung, etwa ein Wasserstoff-Leck am Kühlsystem eines Turbogenerators, sowie Probleme mit Dichtungen und Ventilen von Speisewasserleitungen. Am 7. September 1989 wurde der Reaktor wieder heruntergefahren da der Kern umgeschichtet werden musste und Arbeiten am Brennstofftransfersystem durchgeführt werden mussten welche nicht während dem Reaktorbetrieb möglich waren.

Während dem Stillstand wurden auch Sicherheitstests durchgeführt die zeigten das der Superphénix die Nachzerfallswärme wie in der Auslegung vorgesehen durch Naturkonvektion abführen konnte und das Argonblasen welche durch Undichtigkeiten in den Primärkreislauf gelangen könnten keinen schweren Reaktivitätsstörfall herbeiführen können. Es wurden auch zwei Argontanks ausgetauscht welche aus dem selben Stahl wie der Brennelementlagerbehälter gefertigt waren.

Am 14. April 1990 wurde der Betrieb wieder aufgenommen allerdings kam es durch ein kleines Natriumleck in einem Hilfskreislauf zu Verzögerungen, erst am 8. Juni konnten die Turbosätze wieder mit dem Netz synchronisiert werden, 3 Tage später wurde der Vollastbetrieb erreicht. Am 3. Juli kam es jedoch zu einem Leck im Argonsystem welches zu einem Eindringen von etwa 600l Argon-Luft Gemisch pro Stunde führte. Da es dadurch zu einer nicht tolerierbaren Oxidation des Natriums kam (insgesamt wurde etwa 350-400kg Natriumoxid gebildet) musste der Betrieb abermals unterbrochen werden. Am 23. Juli entdeckte man die Ursache für das Leck, Schuld war eine defekte Membran eines Argonkompressors. Die Reinigung des Natriums von dem Oxid dauerte bis Jänner 1991, diverse Reparaturen und Untersuchungen von möglicherweise beschädigten Komponenten dauerten bis März 1991. Im Oktober 1990 verlangten die Behörden außerdem eine Überarbeitung der Organisationsstruktur und Sicherheitskultur sowie weitere Sicherheitsstudien insbesondere im Bezug auf sekundäre Natriumbrände. Am 13. Dezember 1990 stürzte nach heftigen Schneefällen ein Teil des Dachs des Maschinenhauses ein wodurch ein Turbosatz schwer beschädigt wurde. Am 27. Mai 1991 wurde zudem die Genehmigung für den Betrieb ohne Brennelementlager wiederufen. Daher musste die Brennelementtransferkammer vor einer erneuten Inbetriebnahme fertiggestellt werden. Bis Anfang 1992 konnte die Brennstofftransferkammer fertiggestellt werden, bis Oktober konnten das Maschinenhaus und der Turbosatz rapariert werden. Im Juni dieses Jahres wurde außerdem die Genehmigung für ein Wiederanfahren erteilt. Allerdings widerrief der neue Premierminister Pierre Bérégovoy die Genehmigung am 29. Juni und verlangte eine öffentliche Untersuchung und die Verbesserung von Systemen zur Bekämpfung von Natriumbränden. Zudem sollte das Forschungsministerium einen Bericht über den möglichen Einsatz des Kernkraftwerks zur Transmutation nuklearer langlebiger radioaktiver Abfälle liefern. Nach Abschluss der nötigen Arbeiten wurde am 3. August 1994 die Genehmigung für ein erneutes Anfahren erteilt. Allerdings wurde zuvor politisch beschlossen das der Superphénix fortan primär nicht mehr als Brutreaktor sondern für die Transmutation langlebiger radioaktiver Abfälle genutzt werden soll. Das Eindringen von Luft in den Argonkreislauf wurde als INES 2 Störfall eingestuft.

Im August 1994 wurde der Betrieb wieder aufgenommen und erfolgte relativ problemlos bis es im Jänner 1995 zu einem Argonleck an einem Zwischenwärmetauscher kam in welchem das Argon als Sperrgas genutzt wird wodurch Argonblasen in den Primärkreislauf gelangten. Die Reparatur führte erneut zu einem 7 Monate dauernden Stillstand. Für die Reparatur wurde ein dünneres Rohr mit einem speziellen Endoskop in das betroffene Rohr eingeführt wofür der Zwischenwärmetauscher nicht entfernt werden musste. Im September 1995 ging der Reaktor wieder in Betrieb und lief problemlos bis zum 24. Dezember 1996 als er zu Routineuntersuchungen der Dampferzeuger heruntergefahren werden sollte. Außerdem sollte er erstmals mit speziellen Brennelementen zur Transmutation von Neptunium befüllt werden. Am 28. Februar 1997 wiederrief der Staatsrat (Conseil d’État) dem Kernkraftwerk jedoch die 1994 erteilte Betriebsgenehmigung, am 20. April 1998 wurde von der Regierung des neuen sozialistischen Premierministers Lionel Jospin der Antrag auf eine erneute Betriebsgenehmigung abgelehnt und die Stillegung des Kernkraftwerks angeordnet, die Stilllegung war eine Bedingung der Grünen (Les Verts) für ihre Beteiligung an der Regierung. Um das Programm zur Entwicklung schneller Brutreaktoren und der Transmutation von Transuranen fortzuführen wurde 1998 mit einer Instandsetzung des inzwischen stillgelegten Phénix begonnen, 2003 wurde der Phénix wieder in Betrieb genommen und lief anschließend weitgehend problemlos bis 2009.

Fazit: Aus technischer Sicht war vor allem die Schwierigkeit der Durchführung von Wartungsarbeiten im Natrium Ursache für lange Stillstandszeiten da auch das Beheben relativ kleiner Probleme unter Umständen Monate dauern konnte. Problematisch war auch, dass wechselnde Regierungen der Anlage in Folge von Störfällen immer wieder die Betriebsgenehmigung entzogen was ebenfalls mehrfach zu monatelangen Verzögerungen führte. Als die Anlage schließlich eingefahren und technisch weitgehend im Griff war musste sie schließlich aus politischen Gründen stillgelegt werden.

===Stillegung und Rückbau===
Offiziell stillgelegt wurde der Reaktor am 31. Dezember 1998 nachdem er am 24.12.1996 abgeschaltet worden war. Zuvor kaufte EDF das Kernkraftwerk am 30.12.1998 für den symbolischen Preis von einem Franc von der NERSA womit EDF alleine für den Rückbau verantwortlich ist, der Brennstoff blieb jedoch im Eigentum der NERSA. Der Rückbau erfolgt seit 2006.

Im Rahmen der Rückbauarbeiten wurde zunächst mit der Entfernung des nicht nuklearen Sekundär- und Tärtiärsystems begonnen. Außerdem wurde ein elektrisches Heizsystem installiert um ein erstarren des Natriums zu verhindern sollte die Nachzerfallswärme im Kern nicht mehr ausreichen. 2000-2004 wurde der eigentliche Kern entladen, 2004-2008 folgten Reflektor und Schildelemente. 2009 wurde begonnen die Kerninstrumentierung zu entfernen und das primäre Natrium wurde ab 2010 abgelassen. Obwohl nicht mehr nennenswert radioaktiv ist das primäre Natrium praktisch unverkäuflich und wird in einer eigens errichteten Anlage zu Natriumhydroxid (Soda) umgearbeitet um anschließend vermischt mit Beton in speziellen Betonbehältern deponiert zu werden. Bis 2022 soll das gesamte radioaktive Material aus der Anlage entfernt sein, der Rückbau soll bis 2025 abgeschlossen werden. Die Brennelemente lagern bis heute im Zwischenlager.

== Daten des Reaktorblocks ==
Das Kernkraftwerk Creys-Malville besteht aus einem Block, der Stillgelegt wurde.
{| class="prettytable" width="100%"
|-
! width="20%" rowspan="2" | Reaktorblock<ref name="IAEA">[http://pris.iaea.org/pris/ Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]]: [http://pris.iaea.org/pris/CountryStatistics/CountryDetails.aspx?current=FR „France“] (englisch)</ref>
! width="20%" colspan="2" | Reaktortyp
! width="20%" colspan="2" | Leistung
! width="10%" rowspan="2" | Baubeginn
! width="10%" rowspan="2" | Netzsyn- chronisation
! width="10%" rowspan="2" | Kommer- zieller Betrieb
! width="10%" rowspan="2" | Stilllegung
|-
! width="05%" | Typ
! width="15%" | Baulinie
! width="10%" | Netto
! width="10%" | Brutto
|-
| Super-Phénix
| align="center" | SBR
| align="center" | Na-1200
| align="right" | 1200 MW
| align="right" | 1242 MW
| align="right" | 13.12.1976
| align="right" | 14.01.1986
| align="right" | 01.12.1986
| align="right" | 31.12.1998
|-
|}

== Einzelnachweise ==
<references />
== Siehe auch ==
* {{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Liste der Kernkraftwerke]]

{{Navigationsleiste Kernkraftwerke in Frankreich}}

[[Kategorie:Kernkraftwerk in Frankreich|Creys-Malville]]
[[Kategorie:Kernkraftwerk errichtet in den 1970er Jahren|Creys-Malville]]

Abfallkonditionierung

2020-07-02T15:06:22Z

Superwip: /* Vitrifizierung */

Um radioaktive Abfälle besser lagern bzw. endlagern und handhaben zu können werden diese häufig ''konditioniert'' also in eine kompaktere und/oder chemisch stabilere Form umgewandelt um das notwendige Lagervolumen zu reduzieren und eine Freisetzung von Radionukliden aus dem Lager zu verhindern.

==Konditionierung von schwach- und mittelaktiven Abfällen==
Schwach- und Mittelaktive Abfälle liegen in unterschiedlichster Form vor- sein es Filterharze, aktivierter Metallschrott oder Beton, kontaminierte Schutzkleidung oder Putzlappen oder gebrauchte radioaktive Präparate. Meist bestehen sie nur zu einem geringen Anteil aus Radionukliden und zu einem viel größeren Anteil an inaktivem Material. Häufig handelt es sich auch um relativ sperrige Gegenstände. Bei der Konditionierung versucht man durch verschiedene Verfahren einerseits nach Möglichkeit das radioaktive Material zu konzentrieren und das Material zu kompaktieren um das Lagervolumen zu reduzieren und andererseits das radioaktive Material chemisch zu binden sodass eine Freisetzung unwahrscheinlicher wird.
===Verbrennung===
Viele Abfälle im Allgemeinen, so auch viele schwach- und mittelradioaktive Abfälle bestehen zu einem großen Teil aus organischen Stoffen wobei die Elemente welche bei der Verbrennung als Gas entweichen können (etwa Wasserstoff, Sauerstoff, Kohlenstoff, Stickstoff) nur in Ausnahmefällen [[Radioaktivität|radioaktiv]] sind. Das radioaktive Material bleibt also nach der Verbrennung als Asche zurück welche in der Regel ein wesentlich geringeres Volumen aufweist als das verbrannte Material.

===Verdampfen===
Manchmal sind radioaktive Abfallstoffe in einer nicht-radioaktiven Flüssigkeit gelöst. Zum Aufkonzentrieren der eigentlichen Abfallstoffe werden die Flüssigkeiten häufig verdampft.
===Extraktion===
Neben dem Verdampfen kommen auch andere Verfahren zur Exkraktion radioaktiver Abfallstoffe aus Gasen oder Flüssigkeiten zum Einsatz wie etwa Filter, Ionentauscher, Adsorption (etwa an Aktivkohle), Ausfällung oder Destillation.

===Verpressen===
Viele Abfallstoffe haben ein großes freies Volumen und lassen sich durch Verpressen erheblich kompaktieren. Hierzu wurden verschiedene Verfahren entwickelt, neben dem direkten Verpressen des Abfalls ist es auch möglich den Abfall zunächst in ein dünnwandiges Fass zu füllen und dieses dann als ganzes zu verpressen. Insbesondere auch alte Abfallfässer werden heute häufig als ganzes verpresst.
===Abfallfixierung===
Um die Abfallstoffe chemisch und physikalisch zu stabilisieren und eine Freisetzung zu vermeiden werden sie häufig mit Zement gemischt und anschließend in Fässer abgefüllt. Analog zur Zementierung ist auch eine Mischung mit Bitumen möglich. Problematisch ist, dass das Abfallvolumen dabei wieder mehr oder weniger vergrößert wird.<ref>Franz-Josef Dreyhaupt ''[https://books.google.at/books?id=wbvPBgAAQBAJ&pg=PA22&lpg=PA22&dq=bitumen+radioaktiv&source=bl&ots=EjPps_0yCS&sig=V-eyI8scoveKej1_UIqIxQzkUro&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwiGgtjOx5_OAhXL6RQKHXLeD1YQ6AEILjAD#v=onepage&q=bitumen%20radioaktiv&f=false VDI-Lexikon Umwelttechnik]'' Springer, 2013. ISBN 3642957501</ref>

==Konditionierung von hochradioaktiven Abfällen==
Das Spaltproduktkonzentrat das als hochradioaktiver Abfall bei der [[‎Wiederaufbereitung]] anfällt ist für eine Lagerung, insbesondere eine Endlagerung, nur bedingt geeignet da es wasserlöslich ist. Daher werden diese Abfälle meist durch entsprechende Verfahren in chemisch stabileren Stoffen gebunden.
===Vitrifizierung===
[[Datei:Glaskokille.jpeg|miniatur|Eine Glaskokille deutscher Bauart]]Das wichtigste Verfahren zur Konditionierung hochradioaktiver Abfallstoff ist die Vitrifizierung (Verglasung). Das als Pulver vorliegende Spaltproduktkonzentrat wird dabei mit Borsilikatglaspulver (als Alternative wurde auch Phosphatglas vorgeschlagen) gemischt. Das Pulvergemisch wird schließlich in einem speziellen Ofen zu Glasklumpen verschmolzen. Alternativ kann das Spaltproduktkonzentrat auch als Pulver getrennt vom Glas in die Schmelze eingebracht werden. Die Öfen sind meist durch einen Stromfluss in der Schmelze oder induktiv beheizte Öfen (die Glasschmelze ist elektrisch leitfähig) mit Spezialkeramikauskleidung (etwa Aluminium-Zirkonium-Silikat), die Temperatur der Glasschmelze liegt zwischen 1000°C und 1200°C. Das Glas wird in zylindrische Edelstahlbehälter ("Glaskokillen") gefüllt, die Behälter werden anschließend mit Blei ausgegossen und ein Deckel aufgeschweißt. Alternativ ist es auch möglich Glasklumpen herzustellen welche anschließend in die Behälter gefüllt werden, die Zwischenräume zwischen den Klumpen werden wiederum mit Blei ausgegossen, das eignet sich insbesondere für Abfälle mit sehr hoher Wärmeentwicklung. Glaskokillen sollten die enthaltenen Radionuklide je nach Auslegung mindestens 5000-10.000 Jahre sicher einschließen, unabhängig von der geologischen Beschaffenheit des [[Endlager|Endlagers]]. In diesem Zeitraum sollten alle wesentlichen Spaltprodukte weitgehend abgeklungen sein.<ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref><ref>KIT ''[https://www.ine.kit.edu/540.php VEK-Projekt]'', abgerufen 28.09.2017</ref><ref>Bhabha Atomic Research Centre ''[http://www.barc.gov.in/publications/eb/golden/nfc/toc/Chapter%2013/13.2.pdf MELTER TECHNOLOGIES FOR VITRIFICATION]'', abgerufen 28.09.2017</ref>

Unterschiedliche Verglasungsanlagen wurden in Deutschland, Frankreich, den USA, Indien, Japan und in der UdSSR entwickelt, Verglasungseinrichtungen wurden in Frankreich (La Hague, Marcoule), Großbritannien (Sellafield, französisches Design), Belgien (Eurochemic, deutsches Design), VR China (Guangyuan, deutsches Design), Deutschland (VEK), Indien (Trombay, Tarapur, Kalpakkam), Japan (Tōkai US Design, Rokkasho), Russland (Majak) und in den USA (Savannah River Site, West Valley, Hanford) errichtet.

===Keramische Verbindungen===
Als Alternative zur Verglasung wurde das Einsintern in keramischen Verbindungen, etwa Phosphaten, Aluminaten, Silikaten oder Titanaten vorgeschlagen da diese eine noch höhere chemische Beständigkeit haben als Gläser und potenziell chemisch besser mit dem Endlagergestein kompatibel sind. Die in Frage kommenden Keramiken finden sich auch in Form von Gestein in der Natur und haben ihre Langlebigkeit über Jahrmillionen unter Beweis gestellt. Bei porösen Keramiken muss man allerdings von einer geringeren Rückhaltefähigkeit im Vergleich zu Glas ausgehen, der Herstellungsaufwand nicht-poröser Keramiken ist wiederum sehr hoch. Bei den hohen Temperaturen die dafür im Normalfall nötig sind verflüchtigen sich viele Spaltprodukte. Verfahren die mit niedrigeren Temperaturen auskommen wie etwa die die isostatische Hochdruckpress- und Sintertechnik sind noch aufwendiger. Ein weiteres Problem ist die unterschiedliche Tauglichkeit verschiedener Keramiken für unterschiedliche Spaltprodukte- je nach Kompatibilität der Kristallgitter.

==Siehe auch==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Endlagerung]]
* [[Wiederaufbereitung]]
==Einzelnachweise==
<references />

[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Abfallkonditionierung

2020-07-02T15:05:34Z

Superwip: /* Vitrifizierung */

Um radioaktive Abfälle besser lagern bzw. endlagern und handhaben zu können werden diese häufig ''konditioniert'' also in eine kompaktere und/oder chemisch stabilere Form umgewandelt um das notwendige Lagervolumen zu reduzieren und eine Freisetzung von Radionukliden aus dem Lager zu verhindern.

==Konditionierung von schwach- und mittelaktiven Abfällen==
Schwach- und Mittelaktive Abfälle liegen in unterschiedlichster Form vor- sein es Filterharze, aktivierter Metallschrott oder Beton, kontaminierte Schutzkleidung oder Putzlappen oder gebrauchte radioaktive Präparate. Meist bestehen sie nur zu einem geringen Anteil aus Radionukliden und zu einem viel größeren Anteil an inaktivem Material. Häufig handelt es sich auch um relativ sperrige Gegenstände. Bei der Konditionierung versucht man durch verschiedene Verfahren einerseits nach Möglichkeit das radioaktive Material zu konzentrieren und das Material zu kompaktieren um das Lagervolumen zu reduzieren und andererseits das radioaktive Material chemisch zu binden sodass eine Freisetzung unwahrscheinlicher wird.
===Verbrennung===
Viele Abfälle im Allgemeinen, so auch viele schwach- und mittelradioaktive Abfälle bestehen zu einem großen Teil aus organischen Stoffen wobei die Elemente welche bei der Verbrennung als Gas entweichen können (etwa Wasserstoff, Sauerstoff, Kohlenstoff, Stickstoff) nur in Ausnahmefällen [[Radioaktivität|radioaktiv]] sind. Das radioaktive Material bleibt also nach der Verbrennung als Asche zurück welche in der Regel ein wesentlich geringeres Volumen aufweist als das verbrannte Material.

===Verdampfen===
Manchmal sind radioaktive Abfallstoffe in einer nicht-radioaktiven Flüssigkeit gelöst. Zum Aufkonzentrieren der eigentlichen Abfallstoffe werden die Flüssigkeiten häufig verdampft.
===Extraktion===
Neben dem Verdampfen kommen auch andere Verfahren zur Exkraktion radioaktiver Abfallstoffe aus Gasen oder Flüssigkeiten zum Einsatz wie etwa Filter, Ionentauscher, Adsorption (etwa an Aktivkohle), Ausfällung oder Destillation.

===Verpressen===
Viele Abfallstoffe haben ein großes freies Volumen und lassen sich durch Verpressen erheblich kompaktieren. Hierzu wurden verschiedene Verfahren entwickelt, neben dem direkten Verpressen des Abfalls ist es auch möglich den Abfall zunächst in ein dünnwandiges Fass zu füllen und dieses dann als ganzes zu verpressen. Insbesondere auch alte Abfallfässer werden heute häufig als ganzes verpresst.
===Abfallfixierung===
Um die Abfallstoffe chemisch und physikalisch zu stabilisieren und eine Freisetzung zu vermeiden werden sie häufig mit Zement gemischt und anschließend in Fässer abgefüllt. Analog zur Zementierung ist auch eine Mischung mit Bitumen möglich. Problematisch ist, dass das Abfallvolumen dabei wieder mehr oder weniger vergrößert wird.<ref>Franz-Josef Dreyhaupt ''[https://books.google.at/books?id=wbvPBgAAQBAJ&pg=PA22&lpg=PA22&dq=bitumen+radioaktiv&source=bl&ots=EjPps_0yCS&sig=V-eyI8scoveKej1_UIqIxQzkUro&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwiGgtjOx5_OAhXL6RQKHXLeD1YQ6AEILjAD#v=onepage&q=bitumen%20radioaktiv&f=false VDI-Lexikon Umwelttechnik]'' Springer, 2013. ISBN 3642957501</ref>

==Konditionierung von hochradioaktiven Abfällen==
Das Spaltproduktkonzentrat das als hochradioaktiver Abfall bei der [[‎Wiederaufbereitung]] anfällt ist für eine Lagerung, insbesondere eine Endlagerung, nur bedingt geeignet da es wasserlöslich ist. Daher werden diese Abfälle meist durch entsprechende Verfahren in chemisch stabileren Stoffen gebunden.
===Vitrifizierung===
[[Datei:Glaskokille.jpeg|miniatur|Eine Glaskokille deutscher Bauart]]Das wichtigste Verfahren zur Konditionierung hochradioaktiver Abfallstoff ist die Vitrifizierung (Verglasung). Das als Pulver vorliegende Spaltproduktkonzentrat wird dabei mit Borsilikatglaspulver (als Alternative wurde auch Phosphatglas vorgeschlagen) gemischt. Das Pulvergemisch wird schließlich in einem speziellen Ofen zu Glasklumpen verschmolzen. Alternativ kann das Spaltproduktkonzentrat auch als Pulver getrennt vom Glas in die Schmelze eingebracht werden. Die Öfen sind meist durch einen Stromfluss in der Schmelze oder induktiv beheizte Öfen (die Glasschmelze ist elektrisch leitfähig) mit Spezialkeramikauskleidung (etwa Aluminium-Zirkonium-Silikat), die Temperatur der Glasschmelze liegt zwischen 1000°C und 1200°C. Das Glas wird in zylindrische Edelstahlbehälter ("Glaskokillen") gefüllt, die Behälter werden anschließend mit Blei ausgegossen und ein Deckel aufgeschweißt. Alternativ ist es auch möglich Glasklumpen herzustellen welche anschließend in die Behälter gefüllt werden, die Zwischenräume zwischen den Klumpen werden wiederum mit Blei ausgegossen, das eignet sich insbesondere für Abfälle mit sehr hoher Wärmeentwicklung. Glaskokillen sollten die enthaltenen Radionuklide mindestens 10.000 Jahre sicher einschließen, unabhängig von der geologischen Beschaffenheit des [[Endlager|Endlagers]]. In diesem Zeitraum sollten alle wesentlichen Spaltprodukte weitgehend abgeklungen sein.<ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref><ref>KIT ''[https://www.ine.kit.edu/540.php VEK-Projekt]'', abgerufen 28.09.2017</ref><ref>Bhabha Atomic Research Centre ''[http://www.barc.gov.in/publications/eb/golden/nfc/toc/Chapter%2013/13.2.pdf MELTER TECHNOLOGIES FOR VITRIFICATION]'', abgerufen 28.09.2017</ref>

Unterschiedliche Verglasungsanlagen wurden in Deutschland, Frankreich, den USA, Indien, Japan und in der UdSSR entwickelt, Verglasungseinrichtungen wurden in Frankreich (La Hague, Marcoule), Großbritannien (Sellafield, französisches Design), Belgien (Eurochemic, deutsches Design), VR China (Guangyuan, deutsches Design), Deutschland (VEK), Indien (Trombay, Tarapur, Kalpakkam), Japan (Tōkai US Design, Rokkasho), Russland (Majak) und in den USA (Savannah River Site, West Valley, Hanford) errichtet.

===Keramische Verbindungen===
Als Alternative zur Verglasung wurde das Einsintern in keramischen Verbindungen, etwa Phosphaten, Aluminaten, Silikaten oder Titanaten vorgeschlagen da diese eine noch höhere chemische Beständigkeit haben als Gläser und potenziell chemisch besser mit dem Endlagergestein kompatibel sind. Die in Frage kommenden Keramiken finden sich auch in Form von Gestein in der Natur und haben ihre Langlebigkeit über Jahrmillionen unter Beweis gestellt. Bei porösen Keramiken muss man allerdings von einer geringeren Rückhaltefähigkeit im Vergleich zu Glas ausgehen, der Herstellungsaufwand nicht-poröser Keramiken ist wiederum sehr hoch. Bei den hohen Temperaturen die dafür im Normalfall nötig sind verflüchtigen sich viele Spaltprodukte. Verfahren die mit niedrigeren Temperaturen auskommen wie etwa die die isostatische Hochdruckpress- und Sintertechnik sind noch aufwendiger. Ein weiteres Problem ist die unterschiedliche Tauglichkeit verschiedener Keramiken für unterschiedliche Spaltprodukte- je nach Kompatibilität der Kristallgitter.

==Siehe auch==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Endlagerung]]
* [[Wiederaufbereitung]]
==Einzelnachweise==
<references />

[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Abfallkonditionierung

2020-07-02T15:01:19Z

Superwip: /* Konditionierung von hochradioaktiven Abfällen */

Um radioaktive Abfälle besser lagern bzw. endlagern und handhaben zu können werden diese häufig ''konditioniert'' also in eine kompaktere und/oder chemisch stabilere Form umgewandelt um das notwendige Lagervolumen zu reduzieren und eine Freisetzung von Radionukliden aus dem Lager zu verhindern.

==Konditionierung von schwach- und mittelaktiven Abfällen==
Schwach- und Mittelaktive Abfälle liegen in unterschiedlichster Form vor- sein es Filterharze, aktivierter Metallschrott oder Beton, kontaminierte Schutzkleidung oder Putzlappen oder gebrauchte radioaktive Präparate. Meist bestehen sie nur zu einem geringen Anteil aus Radionukliden und zu einem viel größeren Anteil an inaktivem Material. Häufig handelt es sich auch um relativ sperrige Gegenstände. Bei der Konditionierung versucht man durch verschiedene Verfahren einerseits nach Möglichkeit das radioaktive Material zu konzentrieren und das Material zu kompaktieren um das Lagervolumen zu reduzieren und andererseits das radioaktive Material chemisch zu binden sodass eine Freisetzung unwahrscheinlicher wird.
===Verbrennung===
Viele Abfälle im Allgemeinen, so auch viele schwach- und mittelradioaktive Abfälle bestehen zu einem großen Teil aus organischen Stoffen wobei die Elemente welche bei der Verbrennung als Gas entweichen können (etwa Wasserstoff, Sauerstoff, Kohlenstoff, Stickstoff) nur in Ausnahmefällen [[Radioaktivität|radioaktiv]] sind. Das radioaktive Material bleibt also nach der Verbrennung als Asche zurück welche in der Regel ein wesentlich geringeres Volumen aufweist als das verbrannte Material.

===Verdampfen===
Manchmal sind radioaktive Abfallstoffe in einer nicht-radioaktiven Flüssigkeit gelöst. Zum Aufkonzentrieren der eigentlichen Abfallstoffe werden die Flüssigkeiten häufig verdampft.
===Extraktion===
Neben dem Verdampfen kommen auch andere Verfahren zur Exkraktion radioaktiver Abfallstoffe aus Gasen oder Flüssigkeiten zum Einsatz wie etwa Filter, Ionentauscher, Adsorption (etwa an Aktivkohle), Ausfällung oder Destillation.

===Verpressen===
Viele Abfallstoffe haben ein großes freies Volumen und lassen sich durch Verpressen erheblich kompaktieren. Hierzu wurden verschiedene Verfahren entwickelt, neben dem direkten Verpressen des Abfalls ist es auch möglich den Abfall zunächst in ein dünnwandiges Fass zu füllen und dieses dann als ganzes zu verpressen. Insbesondere auch alte Abfallfässer werden heute häufig als ganzes verpresst.
===Abfallfixierung===
Um die Abfallstoffe chemisch und physikalisch zu stabilisieren und eine Freisetzung zu vermeiden werden sie häufig mit Zement gemischt und anschließend in Fässer abgefüllt. Analog zur Zementierung ist auch eine Mischung mit Bitumen möglich. Problematisch ist, dass das Abfallvolumen dabei wieder mehr oder weniger vergrößert wird.<ref>Franz-Josef Dreyhaupt ''[https://books.google.at/books?id=wbvPBgAAQBAJ&pg=PA22&lpg=PA22&dq=bitumen+radioaktiv&source=bl&ots=EjPps_0yCS&sig=V-eyI8scoveKej1_UIqIxQzkUro&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwiGgtjOx5_OAhXL6RQKHXLeD1YQ6AEILjAD#v=onepage&q=bitumen%20radioaktiv&f=false VDI-Lexikon Umwelttechnik]'' Springer, 2013. ISBN 3642957501</ref>

==Konditionierung von hochradioaktiven Abfällen==
Das Spaltproduktkonzentrat das als hochradioaktiver Abfall bei der [[‎Wiederaufbereitung]] anfällt ist für eine Lagerung, insbesondere eine Endlagerung, nur bedingt geeignet da es wasserlöslich ist. Daher werden diese Abfälle meist durch entsprechende Verfahren in chemisch stabileren Stoffen gebunden.
===Vitrifizierung===
[[Datei:Glaskokille.jpeg|miniatur|Eine Glaskokille deutscher Bauart]]Das wichtigste Verfahren zur Konditionierung hochradioaktiver Abfallstoff ist die Vitrifizierung (Verglasung). Das als Pulver vorliegende Spaltproduktkonzentrat wird dabei mit Borsilikatglaspulver (als Alternative wurde auch Phosphatglas vorgeschlagen) gemischt. Das Pulvergemisch wird schließlich in einem speziellen Ofen zu Glasklumpen verschmolzen. Alternativ kann das Spaltproduktkonzentrat auch als Pulver getrennt vom Glas in die Schmelze eingebracht werden. Die Öfen sind meist durch einen Stromfluss in der Schmelze oder induktiv beheizte Öfen (die Glasschmelze ist elektrisch leitfähig) mit Spezialkeramikauskleidung (etwa Aluminium-Zirkonium-Silikat), die Temperatur der Glasschmelze liegt zwischen 1000°C und 1200°C. Die Glasklumpen werden in zylindrische Edelstahlbehälter ("Glaskokillen") gefüllt, die Behälter werden anschließend mit Blei ausgegossen und ein Deckel aufgeschweißt. Alternativ ist es auch möglich das flüssige Glas direkt in Edelstahlbehälter zu gießen. Glaskokillen sollten die enthaltenen Radionuklide mindestens 10.000 Jahre sicher einschließen, unabhängig von der geologischen Beschaffenheit des [[Endlager|Endlagers]]. In diesem Zeitraum sollten alle wesentlichen Spaltprodukte weitgehend abgeklungen sein.<ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref><ref>KIT ''[https://www.ine.kit.edu/540.php VEK-Projekt]'', abgerufen 28.09.2017</ref><ref>Bhabha Atomic Research Centre ''[http://www.barc.gov.in/publications/eb/golden/nfc/toc/Chapter%2013/13.2.pdf MELTER TECHNOLOGIES FOR VITRIFICATION]'', abgerufen 28.09.2017</ref>

Unterschiedliche Verglasungsanlagen wurden in Deutschland, Frankreich, den USA, Indien, Japan und in der UdSSR entwickelt, Verglasungseinrichtungen wurden in Frankreich (La Hague, Marcoule), Großbritannien (Sellafield, französisches Design), Belgien (Eurochemic, deutsches Design), VR China (Guangyuan, deutsches Design), Deutschland (VEK), Indien (Trombay, Tarapur, Kalpakkam), Japan (Tōkai US Design, Rokkasho), Russland (Majak) und in den USA (Savannah River Site, West Valley, Hanford) errichtet.

===Keramische Verbindungen===
Als Alternative zur Verglasung wurde das Einsintern in keramischen Verbindungen, etwa Phosphaten, Aluminaten, Silikaten oder Titanaten vorgeschlagen da diese eine noch höhere chemische Beständigkeit haben als Gläser und potenziell chemisch besser mit dem Endlagergestein kompatibel sind. Die in Frage kommenden Keramiken finden sich auch in Form von Gestein in der Natur und haben ihre Langlebigkeit über Jahrmillionen unter Beweis gestellt. Bei porösen Keramiken muss man allerdings von einer geringeren Rückhaltefähigkeit im Vergleich zu Glas ausgehen, der Herstellungsaufwand nicht-poröser Keramiken ist wiederum sehr hoch. Bei den hohen Temperaturen die dafür im Normalfall nötig sind verflüchtigen sich viele Spaltprodukte. Verfahren die mit niedrigeren Temperaturen auskommen wie etwa die die isostatische Hochdruckpress- und Sintertechnik sind noch aufwendiger. Ein weiteres Problem ist die unterschiedliche Tauglichkeit verschiedener Keramiken für unterschiedliche Spaltprodukte- je nach Kompatibilität der Kristallgitter.

==Siehe auch==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Endlagerung]]
* [[Wiederaufbereitung]]
==Einzelnachweise==
<references />

[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Abfallkonditionierung

2020-07-02T15:00:55Z

Superwip: /* Abfallfixierung */

Um radioaktive Abfälle besser lagern bzw. endlagern und handhaben zu können werden diese häufig ''konditioniert'' also in eine kompaktere und/oder chemisch stabilere Form umgewandelt um das notwendige Lagervolumen zu reduzieren und eine Freisetzung von Radionukliden aus dem Lager zu verhindern.

==Konditionierung von schwach- und mittelaktiven Abfällen==
Schwach- und Mittelaktive Abfälle liegen in unterschiedlichster Form vor- sein es Filterharze, aktivierter Metallschrott oder Beton, kontaminierte Schutzkleidung oder Putzlappen oder gebrauchte radioaktive Präparate. Meist bestehen sie nur zu einem geringen Anteil aus Radionukliden und zu einem viel größeren Anteil an inaktivem Material. Häufig handelt es sich auch um relativ sperrige Gegenstände. Bei der Konditionierung versucht man durch verschiedene Verfahren einerseits nach Möglichkeit das radioaktive Material zu konzentrieren und das Material zu kompaktieren um das Lagervolumen zu reduzieren und andererseits das radioaktive Material chemisch zu binden sodass eine Freisetzung unwahrscheinlicher wird.
===Verbrennung===
Viele Abfälle im Allgemeinen, so auch viele schwach- und mittelradioaktive Abfälle bestehen zu einem großen Teil aus organischen Stoffen wobei die Elemente welche bei der Verbrennung als Gas entweichen können (etwa Wasserstoff, Sauerstoff, Kohlenstoff, Stickstoff) nur in Ausnahmefällen [[Radioaktivität|radioaktiv]] sind. Das radioaktive Material bleibt also nach der Verbrennung als Asche zurück welche in der Regel ein wesentlich geringeres Volumen aufweist als das verbrannte Material.

===Verdampfen===
Manchmal sind radioaktive Abfallstoffe in einer nicht-radioaktiven Flüssigkeit gelöst. Zum Aufkonzentrieren der eigentlichen Abfallstoffe werden die Flüssigkeiten häufig verdampft.
===Extraktion===
Neben dem Verdampfen kommen auch andere Verfahren zur Exkraktion radioaktiver Abfallstoffe aus Gasen oder Flüssigkeiten zum Einsatz wie etwa Filter, Ionentauscher, Adsorption (etwa an Aktivkohle), Ausfällung oder Destillation.

===Verpressen===
Viele Abfallstoffe haben ein großes freies Volumen und lassen sich durch Verpressen erheblich kompaktieren. Hierzu wurden verschiedene Verfahren entwickelt, neben dem direkten Verpressen des Abfalls ist es auch möglich den Abfall zunächst in ein dünnwandiges Fass zu füllen und dieses dann als ganzes zu verpressen. Insbesondere auch alte Abfallfässer werden heute häufig als ganzes verpresst.
===Abfallfixierung===
Um die Abfallstoffe chemisch und physikalisch zu stabilisieren und eine Freisetzung zu vermeiden werden sie häufig mit Zement gemischt und anschließend in Fässer abgefüllt. Analog zur Zementierung ist auch eine Mischung mit Bitumen möglich. Problematisch ist, dass das Abfallvolumen dabei wieder mehr oder weniger vergrößert wird.<ref>Franz-Josef Dreyhaupt ''[https://books.google.at/books?id=wbvPBgAAQBAJ&pg=PA22&lpg=PA22&dq=bitumen+radioaktiv&source=bl&ots=EjPps_0yCS&sig=V-eyI8scoveKej1_UIqIxQzkUro&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwiGgtjOx5_OAhXL6RQKHXLeD1YQ6AEILjAD#v=onepage&q=bitumen%20radioaktiv&f=false VDI-Lexikon Umwelttechnik]'' Springer, 2013. ISBN 3642957501</ref>

==Konditionierung von hochradioaktiven Abfällen==
Das Spaltproduktkonzentrat das als hochradioaktiver Abfall bei der [[‎Wiederaufbereitung]] anfällt ist für eine Lagerung, insbesondere eine Endlagerung nur bedingt geeignet da es wasserlöslich ist. Daher werden diese Abfälle meist durch entsprechende Verfahren in chemisch stabileren Stoffen gebunden.
===Vitrifizierung===
[[Datei:Glaskokille.jpeg|miniatur|Eine Glaskokille deutscher Bauart]]Das wichtigste Verfahren zur Konditionierung hochradioaktiver Abfallstoff ist die Vitrifizierung (Verglasung). Das als Pulver vorliegende Spaltproduktkonzentrat wird dabei mit Borsilikatglaspulver (als Alternative wurde auch Phosphatglas vorgeschlagen) gemischt. Das Pulvergemisch wird schließlich in einem speziellen Ofen zu Glasklumpen verschmolzen. Alternativ kann das Spaltproduktkonzentrat auch als Pulver getrennt vom Glas in die Schmelze eingebracht werden. Die Öfen sind meist durch einen Stromfluss in der Schmelze oder induktiv beheizte Öfen (die Glasschmelze ist elektrisch leitfähig) mit Spezialkeramikauskleidung (etwa Aluminium-Zirkonium-Silikat), die Temperatur der Glasschmelze liegt zwischen 1000°C und 1200°C. Die Glasklumpen werden in zylindrische Edelstahlbehälter ("Glaskokillen") gefüllt, die Behälter werden anschließend mit Blei ausgegossen und ein Deckel aufgeschweißt. Alternativ ist es auch möglich das flüssige Glas direkt in Edelstahlbehälter zu gießen. Glaskokillen sollten die enthaltenen Radionuklide mindestens 10.000 Jahre sicher einschließen, unabhängig von der geologischen Beschaffenheit des [[Endlager|Endlagers]]. In diesem Zeitraum sollten alle wesentlichen Spaltprodukte weitgehend abgeklungen sein.<ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref><ref>KIT ''[https://www.ine.kit.edu/540.php VEK-Projekt]'', abgerufen 28.09.2017</ref><ref>Bhabha Atomic Research Centre ''[http://www.barc.gov.in/publications/eb/golden/nfc/toc/Chapter%2013/13.2.pdf MELTER TECHNOLOGIES FOR VITRIFICATION]'', abgerufen 28.09.2017</ref>

Unterschiedliche Verglasungsanlagen wurden in Deutschland, Frankreich, den USA, Indien, Japan und in der UdSSR entwickelt, Verglasungseinrichtungen wurden in Frankreich (La Hague, Marcoule), Großbritannien (Sellafield, französisches Design), Belgien (Eurochemic, deutsches Design), VR China (Guangyuan, deutsches Design), Deutschland (VEK), Indien (Trombay, Tarapur, Kalpakkam), Japan (Tōkai US Design, Rokkasho), Russland (Majak) und in den USA (Savannah River Site, West Valley, Hanford) errichtet.

===Keramische Verbindungen===
Als Alternative zur Verglasung wurde das Einsintern in keramischen Verbindungen, etwa Phosphaten, Aluminaten, Silikaten oder Titanaten vorgeschlagen da diese eine noch höhere chemische Beständigkeit haben als Gläser und potenziell chemisch besser mit dem Endlagergestein kompatibel sind. Die in Frage kommenden Keramiken finden sich auch in Form von Gestein in der Natur und haben ihre Langlebigkeit über Jahrmillionen unter Beweis gestellt. Bei porösen Keramiken muss man allerdings von einer geringeren Rückhaltefähigkeit im Vergleich zu Glas ausgehen, der Herstellungsaufwand nicht-poröser Keramiken ist wiederum sehr hoch. Bei den hohen Temperaturen die dafür im Normalfall nötig sind verflüchtigen sich viele Spaltprodukte. Verfahren die mit niedrigeren Temperaturen auskommen wie etwa die die isostatische Hochdruckpress- und Sintertechnik sind noch aufwendiger. Ein weiteres Problem ist die unterschiedliche Tauglichkeit verschiedener Keramiken für unterschiedliche Spaltprodukte- je nach Kompatibilität der Kristallgitter.

==Siehe auch==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Endlagerung]]
* [[Wiederaufbereitung]]
==Einzelnachweise==
<references />

[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Benutzer Diskussion:Segelboot/Energiediät

2020-06-02T18:43:58Z

Superwip:

Ich hab mal die "Klimaleugnung" etwas abgeschärft.

Abgesehen davon:
-Das "Linzer Volksblatt" war, anders als unterstellt keine gleichgeschaltete NS-Zeitung sondern eine der CSP (ÖVP) nahestehende katholisch-konservative österreichische Zeitschrift welche 1938 von den Nationalsozialisten geschlossen wurde.
-Während es bei den Nationalsozialisten sicherlich einflussreiche Strömungen gab die man als "ökoreligiös" oder "rechtsgrün" bezeichnen könnte ist es doch zweifelhaft ob man den NS-Staat als "Öko-Diktatur" bezeichnen kann und sollte.
-Ob man den "Spiegel" als "links" und als "damals noch Leitmedium statt Abstiegskandidat" bezeichnen sollte sei auch dahingestellt, auch wenn man sicherlich dafür argumentieren kann das es so ist ist das in diesem Artikel meiner Meinung nach doch eher fehl am Platz und wird dem Objektivitätsanspruch der Nucleopedia nicht gerecht.
-In dem Sinne halte ich es auch für sehr fraglich ob die "Melonenanalogie" hier erwähnt werden sollte.

:Hallöchen Superwip. Ich schreibe "meine" Artikel immer, nachdem ich hinreichend literatur zu einem thema konsumiert habe. ich möchte deshalb gerne auf ein paar deiner änderungen eingehen. wobei ich es besser fände, wenn du vorher nachfragen würdest warum und wieso und ob man das nicht anders schreiben könnte, statt es einfach zu ändern.

Für so etwas habe ich hier leider keine Zeit. Der Artikel wurde mehrfach kritisiert, zurecht, wie ich finde, ihn nicht möglichst schnell zu entschärfen hätte den Ruf der Nucleopedia beschädigt. Allenfalls hätte ich den Artikel mit einem Baustellen-Hinweis versehen können. Die Nucleopedia ist kein Meinungsblog. Unabhängig von der inhaltlichen Richtigkeit sollten Artikel in jedem Fall auch neutral formuliert sein.

* Grünsprech - TZV hat im Artikel 'Kernkraftwerk' das wort Grünjargon verwendet, ich habe daran angelehnt. Da der begriff in einem milieu geformt wurde, das sich als 'grün' bezeichnet, ist dagegen nichts einzuwenden.
Man könnte Argumentieren das "Grünjargon" und "Grünsprech" dasselbe meinen aber "Grünsprech" hat etwas von "Neusprech" was als implizite Kritik und Abwertung gesehen werden könnte. Berechtigt oder nicht, diese ist nicht neutral und hier fehl am Platz.
→Einigen wir uns auf Grünjargon? ich finde jargon nicht abwertend ❓
→→Ich denke das ist in Ordnung
* Sogenannten „DDR“ - vor der linken machtergreifung durch herbert frahm war dies die offizielle sprachregelung der brd bzgl "ddr", da diese diese nicht anerkannte. Durch die neue ostpolitik, die nur durch [https://www.bundestag.de/dokumente/textarchiv/2012/38507921_kw17_misstrauensvotum_brandt-208272 bestechung][https://www.mdr.de/zeitreise/stoebern/damals/artikel69762.html] möglich war, wurde die ddr von der brd anerkannt, und in offiziellen dokumenten das sogenannte und die "" fallen gelassen. Ich sehe aufgrund der historischen vorgänge keinen grund, diese regelung zu übernehmen. die ddr war weder deutsch, noch demokratisch (im linken verständnis ist es demokratisch, wenn linke an der macht sind, weswegen sich die ddr als demokratisch bezeichnete) noch eine republik
Ich denke aus heutiger Sicht besteht kein Grund mehr die Legitimität der "DDR" explizit in Frage zu stellen, das wirkt allenfalls seltsam altmodisch und auch nicht sehr neutral.
→dann lassen wir es eben bei ddr 🆗
→→🆗
* Kohlensäuregase in der Atmosphäre - dies ist die formulierung, die sacharow und Frolow verwendeten. Es ist im sinne klarer kommunikation unerlässlich, die dinge so zu nennen wie sie genannt wurden, damit die ideengeschichte und das narrativ deutlicher wird.
Wenn das ein Zitat ist dann sollte man das auch als solches kenntlich machen. Also etwa "Kohlensäuregase in der Atmosphäre" (Sacharow und Frolow)
→der ganze abschnitt ist eine aufzählung ihrer narrative, von daher würde ich einfach nur die formulierungen 1:1 übernehmen 🤔
* Linke Massenmedien - es waren ausschließlich linke massenmedien wie der spiegel, die harich interviewten. Die springer presse, damals noch rechts, wäre nie im traum darauf gekommen, diesen verbrechern eine plattform zu bieten.
Okay, von mir aus
→🆗
→→🆗
* Hypothese von einer menschengemachten „Klimaerwärmung“ durchgesetzt. - zitat aus dem buch. Es gab damals keine angst, weil die angst durch die linksgrün gleichgeschalteten massenmedien erst noch erzeugt werden musste. Auch hier geht die ideengeschichte verloren, wenn man den satz einfach ändert
Auch hier: Wenn das ein Zitat ist muss es als solches gekennzeichnet werden. Beispielsweise:
In der Zwischenzeit hatte sich allerdings, befördert durch die Thatcher-Regierung in Großbritannien, die damit die Kernenergie fördern, und die streikenden Kohlebergwerkarbeiter deklassieren wollte, die "Hypothese", so Robert L. Bradley Jr, von einer menschengemachten „Klimaerwärmung“ durchgesetzt.
→🆗
→→🆗
* Selbst als der Klimaschwindel - grenzwertig, da es um die klimapropaganda von linksgrün geht. Kann man aber so lassen
* islamische Erpressung - zwar hat die OPEC erpresst, aber nur, weil die islamischen länder es wollten. Grenzwertig.
Das mag stimmen aber ich denke nicht das der Islam als Vorherrschende Religion in dieser Gruppe von Ländern hier von maßgeblicher Bedeutung war sondern eben eher der Umstand das es sich um arabische Länder gehandelt hat. Der Panarabismus spielte damals noch eine sehr große Rolle und wohl eine größere als der politische Islam.
→🆗
→→🆗
* Klimaschwindelpapst - der herr wurde von den linksgrün gleichgeschalteten massenmedien als "klimapapst" bezeichnet. Wenn man heute zb streek in einer talkshow bei lanz beobachtet sehe ich einen wissenschaftler vor mir. Schellnhuber ist ein politischer agitator, der affirmativ glaubenswahrheiten verkündet, und keine abwägenden formulierungen trifft. Auch sein buch spricht ideologische bände. Und wer auf grünenparteitagen auftaucht, muss es sich gefallen lassen, politisch angegangen zu werden.
Wie gesagt: Die Nucleopedia ist kein Meinungsblog und sollte hier neutral bleiben. Ich denke schon das es an dieser Stelle sinnvoll ist hervorzuheben das Schellnhuber nicht einfach nur ein neutraler Wissenschaftler sondern vor allem auch ein politischer Aktivist ist. Das sollte man aber auf neutrale Art und Weise machen, etwa mit "Der prominente Klimaforscher und grüne Aktivist Hans Joachim Schellnhuber,...". Wobei man sogar mit einer solchen Formulierung vorsichtig sein und idealerweise irgendeinen Nachweis verlinken sollte. Wenn Schellnhuber etwa Miglied in einem einschlägigen Verein oder einer einschlägigen Partei ist und sich das irgendwie nachweisen lässt wäre das optimal. Ansonsten kann man das auch auf Basis seiner politischen Aussagen agrumentieren.
→Ich zitiere ihn ja schon recht detailliert, und die ideengeschichte seines "scheideweges" ist auch deutlich im artikel sichtbar. Wie wäre es mit „Klimapapst“ in "" ❓
→→Ich denke das ist in Ordnung
* der CO2-Glaube - das ganze als "Furcht vor dem menschengemachten Klimawandel" ist irreführend, denn es insinuiert, das des einen menschengemachten wandel des klimas gibt. Ich wüsste nicht, dass dies abseits von computersimulationen und adjustierten messdaten existiert. Korrekt müsste es also "Furcht vor dem "menschengemachten" Klimawandel", oder "Furcht vor dem angeblich menschengemachten Klimawandel" oder "Furcht vor dem sogenannten "Klimawandel"" heißen.
Die Nucleopedia darf sich auf keinen Fall in die Klimadiskussion hineinziehen lassen und muss hier neutral bleiben. Sonst macht sie sich bei vielen Leuten einfach unglaubwürdig, auch im Bezug auf andere Themen.
→Da stimme ich dir im prinzip zu, aber die frage beim klimaschwindel ist eben eine frage der existenz desselben. Alle linksgrünen forderungen basieren maßgeblich auf dieser Hyposthese. 🌩
* melone - das gesamte gedankengut der grünen wurde von kommunistischen oder sozialistischen vordenkern geschaffen. harich war einer davon. Das diese forderungen, ideen und narrative heute wirkmächtig sind, geht maßgeblich auf das wirken dieser kreise zurück, die die sozialistischen ziele grün verpackt haben. Die melonenanalogie kam, weil sie passend war, zusammen mit den grünen auf, und wurde gerne von konservativen wie strauß gebraucht.
Ich mag die Melonenanalogie auch und ich denke auch das sie richtig ist aber ich denke auch das sie, aus genannten Gründen, an dieser Stelle unpassen ist.
→Dann lassen wir ihn weg, und bauen ihn dann bei Ökoreligion/Ökologismus ein 🆗
→→🆗
* "Linzer Volksblatt" - guter einwand, das blatt hat die ideen vom stürmer "nur" übernommen. ich werde es die tage korrigieren.
→🆗
→→🆗
* NS-Staat als "Öko-Diktatur" - das ist in der tat politisch überspitzt, aber notwenig für den zwischensatz "manischen Fokussierung auf Biologie und Natur" - um analogien zu heute aufzuzeigen, und dann mit dem schlusssatz zur adenauer-ära überzuleiten. Den meisten leuten ist leider nicht klar, das die politische fokussierung auf natur und biologie noch nie so stark war wie heute und im ns staat.
Ich denke es ist ein guter Kompromiss das auch an dieser Stelle im Artikel unter Anführungszeichen zu setzen.
→🆗
→→🆗
:ich plane mittelfristig noch die artikel Ökologismus (wolfgang harich et al und ihr grünsozialistisches wirken, harich hat sich und seine mitstreiter als ökologisten bezeichnet) sowie Ökoreligion (über die grünen esoteriker seit dem kaiserreich, und die ideen und narrative damals bis heute). Die historischen und politischen Analogien werden dann deutlicher werden. Da ich aber gerade noch andere bücher lese, werde ich frühstens ende des jahres dazu kommen, weil ich für den ersten noch sacharow lesen muss. Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] [[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]] 00:19, 31. Mai 2020 (CEST)
→→Okay, ich bin schon gespannt. Ich persönlich denke jedenfalls das es sehr wichtig ist die Geschichte der grünen Bewegung und ihre Ideen und Gesellschaftskonzepte kritisch aufzuarbeiten- aber gleichzeitig denke ich eben auch das man mit solchen politischen Themen auf der Nucleopedia vorsichtig sein sollte. Wie auch immer liebe Grüße Superwip.

Benutzer Diskussion:Segelboot/Energiediät

2020-05-31T20:31:14Z

Superwip:

Ich hab mal die "Klimaleugnung" etwas abgeschärft.

Abgesehen davon:
-Das "Linzer Volksblatt" war, anders als unterstellt keine gleichgeschaltete NS-Zeitung sondern eine der CSP (ÖVP) nahestehende katholisch-konservative österreichische Zeitschrift welche 1938 von den Nationalsozialisten geschlossen wurde.
-Während es bei den Nationalsozialisten sicherlich einflussreiche Strömungen gab die man als "ökoreligiös" oder "rechtsgrün" bezeichnen könnte ist es doch zweifelhaft ob man den NS-Staat als "Öko-Diktatur" bezeichnen kann und sollte.
-Ob man den "Spiegel" als "links" und als "damals noch Leitmedium statt Abstiegskandidat" bezeichnen sollte sei auch dahingestellt, auch wenn man sicherlich dafür argumentieren kann das es so ist ist das in diesem Artikel meiner Meinung nach doch eher fehl am Platz und wird dem Objektivitätsanspruch der Nucleopedia nicht gerecht.
-In dem Sinne halte ich es auch für sehr fraglich ob die "Melonenanalogie" hier erwähnt werden sollte.

:Hallöchen Superwip. Ich schreibe "meine" Artikel immer, nachdem ich hinreichend literatur zu einem thema konsumiert habe. ich möchte deshalb gerne auf ein paar deiner änderungen eingehen. wobei ich es besser fände, wenn du vorher nachfragen würdest warum und wieso und ob man das nicht anders schreiben könnte, statt es einfach zu ändern.

Für so etwas habe ich hier leider keine Zeit. Der Artikel wurde mehrfach kritisiert, zurecht, wie ich finde, ihn nicht möglichst schnell zu entschärfen hätte den Ruf der Nucleopedia beschädigt. Allenfalls hätte ich den Artikel mit einem Baustellen-Hinweis versehen können. Die Nucleopedia ist kein Meinungsblog. Unabhängig von der inhaltlichen Richtigkeit sollten Artikel in jedem Fall auch neutral formuliert sein.

* Grünsprech - TZV hat im Artikel 'Kernkraftwerk' das wort Grünjargon verwendet, ich habe daran angelehnt. Da der begriff in einem milieu geformt wurde, das sich als 'grün' bezeichnet, ist dagegen nichts einzuwenden.
Man könnte Argumentieren das "Grünjargon" und "Grünsprech" dasselbe meinen aber "Grünsprech" hat etwas von "Neusprech" was als implizite Kritik und Abwertung gesehen werden könnte. Berechtigt oder nicht, diese ist nicht neutral und hier fehl am Platz.
* Sogenannten „DDR“ - vor der linken machtergreifung durch herbert frahm war dies die offizielle sprachregelung der brd bzgl "ddr", da diese diese nicht anerkannte. Durch die neue ostpolitik, die nur durch [https://www.bundestag.de/dokumente/textarchiv/2012/38507921_kw17_misstrauensvotum_brandt-208272 bestechung][https://www.mdr.de/zeitreise/stoebern/damals/artikel69762.html] möglich war, wurde die ddr von der brd anerkannt, und in offiziellen dokumenten das sogenannte und die "" fallen gelassen. Ich sehe aufgrund der historischen vorgänge keinen grund, diese regelung zu übernehmen. die ddr war weder deutsch, noch demokratisch (im linken verständnis ist es demokratisch, wenn linke an der macht sind, weswegen sich die ddr als demokratisch bezeichnete) noch eine republik
Ich denke aus heutiger Sicht besteht kein Grund mehr die Legitimität der "DDR" explizit in Frage zu stellen, das wirkt allenfalls seltsam altmodisch und auch nicht sehr neutral.
* Kohlensäuregase in der Atmosphäre - dies ist die formulierung, die sacharow und Frolow verwendeten. Es ist im sinne klarer kommunikation unerlässlich, die dinge so zu nennen wie sie genannt wurden, damit die ideengeschichte und das narrativ deutlicher wird.
Wenn das ein Zitat ist dann sollte man das auch als solches kenntlich machen. Also etwa "Kohlensäuregase in der Atmosphäre" (Sacharow und Frolow)
* Linke Massenmedien - es waren ausschließlich linke massenmedien wie der spiegel, die harich interviewten. Die springer presse, damals noch rechts, wäre nie im traum darauf gekommen, diesen verbrechern eine plattform zu bieten.
Okay, von mir aus
* Hypothese von einer menschengemachten „Klimaerwärmung“ durchgesetzt. - zitat aus dem buch. Es gab damals keine angst, weil die angst durch die linksgrün gleichgeschalteten massenmedien erst noch erzeugt werden musste. Auch hier geht die ideengeschichte verloren, wenn man den satz einfach ändert
Auch hier: Wenn das ein Zitat ist muss es als solches gekennzeichnet werden. Beispielsweise:
In der Zwischenzeit hatte sich allerdings, befördert durch die Thatcher-Regierung in Großbritannien, die damit die Kernenergie fördern, und die streikenden Kohlebergwerkarbeiter deklassieren wollte, die "Hypothese", so Robert L. Bradley Jr, von einer menschengemachten „Klimaerwärmung“ durchgesetzt.
* Selbst als der Klimaschwindel - grenzwertig, da es um die klimapropaganda von linksgrün geht. Kann man aber so lassen
* islamische Erpressung - zwar hat die OPEC erpresst, aber nur, weil die islamischen länder es wollten. Grenzwertig.
Das mag stimmen aber ich denke nicht das der Islam als Vorherrschende Religion in dieser Gruppe von Ländern hier von maßgeblicher Bedeutung war sondern eben eher der Umstand das es sich um arabische Länder gehandelt hat. Der Panarabismus spielte damals noch eine sehr große Rolle und wohl eine größere als der politische Islam.
* Klimaschwindelpapst - der herr wurde von den linksgrün gleichgeschalteten massenmedien als "klimapapst" bezeichnet. Wenn man heute zb streek in einer talkshow bei lanz beobachtet sehe ich einen wissenschaftler vor mir. Schellnhuber ist ein politischer agitator, der affirmativ glaubenswahrheiten verkündet, und keine abwägenden formulierungen trifft. Auch sein buch spricht ideologische bände. Und wer auf grünenparteitagen auftaucht, muss es sich gefallen lassen, politisch angegangen zu werden.
Wie gesagt: Die Nucleopedia ist kein Meinungsblog und sollte hier neutral bleiben. Ich denke schon das es an dieser Stelle sinnvoll ist hervorzuheben das Schellnhuber nicht einfach nur ein neutraler Wissenschaftler sondern vor allem auch ein politischer Aktivist ist. Das sollte man aber auf neutrale Art und Weise machen, etwa mit "Der prominente Klimaforscher und grüne Aktivist Hans Joachim Schellnhuber,...". Wobei man sogar mit einer solchen Formulierung vorsichtig sein und idealerweise irgendeinen Nachweis verlinken sollte. Wenn Schellnhuber etwa Miglied in einem einschlägigen Verein oder einer einschlägigen Partei ist und sich das irgendwie nachweisen lässt wäre das optimal. Ansonsten kann man das auch auf Basis seiner politischen Aussagen agrumentieren.
* der CO2-Glaube - das ganze als "Furcht vor dem menschengemachten Klimawandel" ist irreführend, denn es insinuiert, das des einen menschengemachten wandel des klimas gibt. Ich wüsste nicht, dass dies abseits von computersimulationen und adjustierten messdaten existiert. Korrekt müsste es also "Furcht vor dem "menschengemachten" Klimawandel", oder "Furcht vor dem angeblich menschengemachten Klimawandel" oder "Furcht vor dem sogenannten "Klimawandel"" heißen.
Die Nucleopedia darf sich auf keinen Fall in die Klimadiskussion hineinziehen lassen und muss hier neutral bleiben. Sonst macht sie sich bei vielen Leuten einfach unglaubwürdig, auch im Bezug auf andere Themen.
* melone - das gesamte gedankengut der grünen wurde von kommunistischen oder sozialistischen vordenkern geschaffen. harich war einer davon. Das diese forderungen, ideen und narrative heute wirkmächtig sind, geht maßgeblich auf das wirken dieser kreise zurück, die die sozialistischen ziele grün verpackt haben. Die melonenanalogie kam, weil sie passend war, zusammen mit den grünen auf, und wurde gerne von konservativen wie strauß gebraucht.
Ich mag die Melonenanalogie auch und ich denke auch das sie richtig ist aber ich denke auch das sie, aus genannten Gründen, an dieser Stelle unpassen ist.
* "Linzer Volksblatt" - guter einwand, das blatt hat die ideen vom stürmer "nur" übernommen. ich werde es die tage korrigieren.
* NS-Staat als "Öko-Diktatur" - das ist in der tat politisch überspitzt, aber notwenig für den zwischensatz "manischen Fokussierung auf Biologie und Natur" - um analogien zu heute aufzuzeigen, und dann mit dem schlusssatz zur adenauer-ära überzuleiten. Den meisten leuten ist leider nicht klar, das die politische fokussierung auf natur und biologie noch nie so stark war wie heute und im ns staat.
Ich denke es ist ein guter Kompromiss das auch an dieser Stelle im Artikel unter Anführungszeichen zu setzen.

:ich plane mittelfristig noch die artikel Ökologismus (wolfgang harich et al und ihr grünsozialistisches wirken, harich hat sich und seine mitstreiter als ökologisten bezeichnet) sowie Ökoreligion (über die grünen esoteriker seit dem kaiserreich, und die ideen und narrative damals bis heute). Die historischen und politischen Analogien werden dann deutlicher werden. Da ich aber gerade noch andere bücher lese, werde ich frühstens ende des jahres dazu kommen, weil ich für den ersten noch sacharow lesen muss. Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] [[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]] 00:19, 31. Mai 2020 (CEST)

Benutzer Diskussion:Segelboot/Energiediät

2020-05-29T13:27:04Z

Superwip: Die Seite wurde neu angelegt: „Ich hab mal die "Klimaleugnung" etwas abgeschärft. Abgesehen davon: -Das "Linzer Volksblatt" war, anders als unterstellt keine gleichgeschaltete NS-Zeitung s…“

Benutzer:Segelboot/Energiediät

2020-05-29T13:15:45Z

Superwip: "Klimaleugnung" etwas abgeschärft, politisch ein Stück neutraler gestaltet

[[File:20140510 xl 6479.JPG|right|400px|Demonstration für die Energiediät in Berlin]]
Bei der '''Energiediät''', von ihren Verfechtern auch '''Energiewende''' genannt, handelt es sich um ein Energiekonzept, das von Gegnern der kapitalistischen Massenwohlstandsgesellschaft propagiert wird. Ziel ist seit über 50 Jahren die Halbierung des Primärenergiebedarfs einer Industrienation, um das [[Atomzeitalter]] abwickeln zu können. Die Begründung dafür wurde stets dem Zeitgeist angepasst, ebenso die konkrete Ausgestaltung. Dahinter steht unter anderem die grüne Verschwörungstheorie, dass technische Geräte mehr Energie verbrauchen, als zur Erfüllung ihrer Aufgabe notwendig sei. Diese baut auf der längst widerlegten linken Legende auf, wonach der marktwirtschaftliche Prozess zur Ressourcenallokation ineffizient sei, und der rationale Plan von oben bessere Ergebnisse erzielen würde. Entsprechend setzen auch alle Energiekonzepte, die von grünen Vordenkern erdacht wurden, auf planwirtschaftliche Eingriffe des Staates in Wirtschaft und Gesellschaft.

== Vorspiel ==
Mit der Lebensreformbewegung formte sich Mitte des 19. Jahrhunderts insbesondere von Deutschland und der Schweiz aus eine Gegenbewegung zur Industrialisierung. Die Menschheit sollte in einen fiktiven Naturzustand zurückversetzt werden. Der Kern dieser ewiggestrigen Gruppen mit ökologischer Landwirtschaft, vegetarischer Ernährung ohne alkoholische Getränke und Tabakrauchen, Naturheilkunde, Yoga und Reformpädagogik bilden heute das Fundament der sogenannten „Grünen“. Diese Gruppen hatten damals alle einen Hang nach rechts; Anthroposophie, Germanenschwärmerei, Arierkult und anderer esoterischer Unsinn waren damals Mainstream. Mit dem Nationalsozialismus kamen diese Gruppen an die Macht.<ref name="macht"/>

Diese ökoreligiöse Sichtweise schlug sich auch auf die Pläne einer Energieversorgung nieder. Die deutsche Stromversorgung sollte naturnah auf Windkraft umgestellt werden. Im Februar 1932 berichtet der „Völkische Beobachter“ über die Vision eines „riesenhaften Projekts“ des Erfinders Hermann Honnef. Die Verwirklichung, heißt es, würde „eine völlige Umwälzung unserer wirtschaftlichen Verhältnisse herbeiführen“. Die „Reichskrafttürme“ sollen im Herzen der Großstädte stehen und mehrere Windräder mit je 60 Metern Durchmesser auf einem 250 Meter hohen Turm vereinigen. Damit könne die „nationale Großversorgung“ mit Strom gesichert werden.<ref name="türme"/> Das Linzer Volksblatt vom 2. März 1932 bereitete die Massen auf das Kommende vor:<ref name="nat"/>

:''„Unsere heutige Großkrafterzeugung ist im wesentlichen auf der Kohle aufgebaut; das ist nach zwei Richtungen äußerst nachteilig: einmal ist die Verbrennung der Kohle in der Kesselfeuerung die roheste und am wenigsten wirksame Ausnützung der in der Kohle enthaltenen Wertstoffe, zweitens ist die Kohle eine Energieform, die sich nicht erneuert. Mit jedem Zentner Kohle, den wir verbrauchen, wird die Erde um einen Naturschatz ärmer und wenn auch nach der Berechnung der Geologen auf absehbare Zeit hinaus noch nicht mit einer Verknappung dieses unseres wichtigsten Energiespenders zu rechnen ist, so besteht doch keinerlei Zweifel daran, daß der Zeitpunkt einmal erreicht werden wird, zu dem die Kohlenvorräte der Erde sich ihrem Ende nähern. Eine auf lange Sicht betriebene Energiewirtschaft sollte daher in erster Linie darauf bedacht sein, solche Energien auszunützen, die uns die Natur immer wieder aufs neue schenkt.“''

Präsentiert wurden die Wasserkraft und die Windkraft, wobei nicht vergessen wurde zu erwähnen, dass zukünftige Windkraftwerke billigeren Strom als „die einfachsten und billigsten Dampfkraftwerke“ erzeugen würden. Die unstetige Erzeugung des so erzeugten Stroms sollte durch geographische Verteilung der Windkraftanlagen kompensiert werden. Weiter schrieb das nationalsozialistisch gleichgeschaltete Blatt:

:''„Natürlich würde, da der Wind auch während der Nacht weht, ein beträchtlicher Überschußstrom erzeugt werden, für den kein unmittelbarer Absatz vorhanden wäre. Diesen Strom will Honnef zum Teil in den vorhandenen Wasserspeicheranlagen aufspeichern, zum Teil zur Erzeugung billigen Wasserstoffes verwenden. Da der Strom nach den honnefschen Berechnungen zum Bruchteil eines Pfennigs je Kilowattstunde erzeugt werden könnte, ergäben sich ganz neue Anwendungsmöglichkeiten der elektrischen Energie: [...] Ein neues, weiteres Gebiet würde die Erzeugung billigen Wasserstoffes erschließen. Bereits heute wird am Wasserstoffmotor gearbeitet. [...] Aber auch neue Probleme, wie das der elektrischen Erdbeheizung in der Landwirtschaft, könnten eine durchgreifende Lösung finden, wenn Überschußstrom nahezu kostenlos abgegeben werden könnte.“''

Die Dauerbeschallung durch die rechtsgrün gleichgeschaltete Presse ging am Beispiel des Linzer Volksblattes am 10. Juni desselben Jahres weiter, als unter der Überschrift „Kraft aus der Luft“ zum Bau der ersten Versuchsanlage in Berlin verkündet wurde:<ref name="nat2"/>

:''„Die Erzeugung des Strom stellt sich sehr billig, da die Kraft ja umsonst geliefert wird. [...] Die Riesenmenge Überschußstrom, die nicht von der „Bewag“ abgenommen wird, soll dazu verwendet werden, Wasserstoff zu erzeugen. Hierfür gibt es heute soviel Verwendungsmöglichkeiten, daß man getrost von einem kommenden Wasserstoffzeitalter sprechen kann“''

Nach dem Ende der ersten Öko-Diktatur auf deutschem Boden, mit ihrer manischen Fokussierung auf Biologie und Natur, waren die Ökos und Esoteriker von der politischen Bildfläche verschwunden. Die goldenen Zeiten des Wirtschaftswunders in einer bürgerlichen, liberalen, konservativen und technokratischen Gesellschaft mit schlankem Staat und geringen Steuern und Staatsquoten begann. Die Gegner der modernen Industrie- und Massenwohlstandsgesellschaft waren nicht verschwunden, aber ihr Wirkungskreis war beschränkt. Der rechtsdrehende „Philosoph“ Martin Heidegger verwarf zB 1954 in „Die Frage nach der Technik“ die Vernutzung der Natur:{{Anmerkung|F}}

:''„Das in der modernen Technik waltende Entbergen ist ein Herausfordern, das an die Natur das Ansinnen stellt, Energie zu liefern, die als solche herausgefördert und gespeichert werden kann. Gilt dies aber nicht auch von der alten Windmühle? Nein. Ihre Flügel drehen sich zwar im Winde, seinem Wehen bleiben sie unmittelbar anheimgegeben. Die Windmühle erschließt aber nicht Energien der Luftströmung, um sie zu speichern. Ein Landstrich wird dagegen in die Förderung von Kohle und Erzen herausgefordert. Das Erdreich entbirgt sich jetzt als Kohlenrevier, der Boden als Erzlagerstätte. Anders erscheint das Feld, das der Bauer vormals bestellte, wobei bestellen noch hieß: hegen und pflegen. Das bäuerliche Tun fordert den Ackerboden nicht heraus. Im Säen des Korns gibt es die Saat den Wachstumskräften anheim und hütet ihr Gedeihen. Inzwischen ist auch die Feldbestellung in den Sog eines andersgearteten Bestellens geraten, das die Natur stellt. Es stellt sie im Sinne der Herausforderung. Ackerbau ist jetzt motorisierte Ernährungsindustrie. Die Luft wird auf die Abgabe von Stickstoff hin gestellt, der Boden auf Erze, das Erz z.B. auf Uran, dieses auf Atomenergie, die zur Zerstörung oder friedlichen Nutzung entbunden werden kann.''

:''Das Stellen, das die Naturenergien herausfordert, ist ein Fördern in einem doppelten Sinne. Es fördert, indem es erschließt und herausstellt. Dieses Fördern bleibt jedoch im voraus darauf abgestellt, anderes zu fördern, d.h. vorwärts zu treiben in die größtmögliche Nutzung bei geringstem Aufwand. Die im Kohlenrevier geförderte Kohle wird nicht gestellt, damit sie nur überhaupt und irgendwo vorhanden sei. Sie lagert, d.h. sie ist zur Stelle für die Bestellung der in ihr gespeicherten Sonnenwärme. Diese wird herausgefordert auf Hitze, die bestellt ist, Dampf zu liefern, dessen Druck das Getriebe treibt, wodurch eine Fabrik in Betrieb bleibt.''

:''Das Wasserkraftwerk ist in den Rheinstrom gestellt. Es stellt ihn auf seinen Wasserdruck, der die Turbinen daraufhin stellt, sich zu drehen, welche Drehung diejenige Maschine umtreibt, deren Getriebe den elektrischen Strom herstellt, für den die Überlandzentrale und ihr Stromnetz zur Strombeförderung bestellt sind. Im Bereich dieser ineinandergreifenden Folgen der Bestellung elektrischer Energie erscheint auch der Rheinstrom als etwas Bestelltes. Das Wasserkraftwerk ist nicht in den Rheinstrom gebaut wie die alte Holzbrücke, die seit Jahrhunderten Ufer mit Ufer verbindet. Vielmehr ist der Strom in das Kraftwerk verbaut. Er ist, was er jetzt als Strom ist, nämlich Wasserdrucklieferant, aus dem Wesen des Kraftwerks.''“

Heideggers mystische, ästhetisierende Perspektive kritisiert die Vernutzung der Natur. Statt dessen sollte sich der Mensch der Natur anheimgeben, sich von ihr und ihren Launen abhängig machen. Aus dieser Perspektive bleibt nur Sonnen- und Windkraft, um die Natur nicht herauszufordern. Diese Ansicht wurde 1969 von Barry Commoner aufgegriffen, der den Übergang zu sich erneuernden Energieformen{{Anmerkung|C}} forderte, um die moderne Zivilisation in Harmonie mit der Ökosphäre zu bringen, und die Planwirtschaft als am besten dafür geeignet ansah. Auch Kommunisten wie Murray Bookchin forderten bereits 1962 die Rückkehr zur Agrargesellschaft.<ref name="forb"/>

Dies war die Phase, als die Linken das antikapitalistische Potential des Ökologismus erkannten, um aus der sozialistischen Mangelwirtschaft eine nachhaltige Tugend zu machen. Ideengeber hier waren Andrei Sacharow, Iwan Timofejewitsch Frolow, Rudolf Bahro und Wolfgang Harich, um nur ein paar zu nennen. Aus den Schriften dieser Vordenker gehen alle Forderungen, Ideen und Sprachbilder der heutigen Grünen hervor. Besonders hervorzuheben ist Wolfgang Harich, der in der DDR, an der Humboldt-Universität zu Berlin, eine Marxismus-Professur innehatte. Harich war einer der großen kommunistischen Theoretiker; er erkannte, dass der Sozialismus des 21. Jahrhunderts nur noch mit dem Druckmittel der Ökologie legitimiert und durchgesetzt werden kann. Die Idee aller kommunistischen Vordenker war dabei wie folgt: Wenn die Planwirtschaft des Sozialismus nur Mangel und Verzicht erzeugt, und der kapitalistische Westen volle Regale und Überfluss hat, muss der Mangel zur Tugend und der Konsum zur Umweltsünde erklärt werden. Harich, der auch in SPIEGEL-Interviews keinen Hehl daraus machte, dass er ein Stalinist war und die kommunistische Diktatur wollte,<ref name="harich"/> schrieb dazu in seinem lesenswerten Buch ''Kommunismus ohne Wachstum – Babeuf und der "Club of Rome"'':

:''„Unserem Programm der Bedürfnisbefriedigung müssen wir, mit dem Vorsatz, es in ökologisch verantwortbaren Grenzen zu halten, eine differenzierende kritische Bestandsaufnahme all der Bedürfnisse vorausschicken, die sich im Verlauf des Geschichtsprozesses beim Menschen herausgebildet haben (...) Wobei es dann selektiv zu unterscheiden gilt zwischen solchen Bedürfnissen, die beizubehalten, als Kulturerbe zu pflegen, ja gegebenenfalls erst zu erwecken bzw. noch zu steigern sind, und anderen, die den Menschen abzugewöhnen sein werden - soweit möglich, mittels Umerziehung und aufklärender Überzeugung, doch, falls nötig, auch durch rigorose Unterdrückungsmaßnahmen, etwa durch Stillegung ganzer Produktionszweige, begleitet von gesetzlich verfügten Massen-Entziehungskuren. (...) Daß ich deren politische Omnipotenz [der DDR-Führung], wie überhaupt die autoritären Strukturen unseres Systems, für überlebensnotwendig erkläre, kann ihr (...) nur recht sein. (...) Mit Pluralismus, mit dem Ruf nach mehr Freiheit u. dgl. habe ich offensichtlich nichts im Sinn; ganz im Gegenteil.“''

Mit Harich und den anderen linksgrünen Vordenkern kamen nun Elemente in das Denken, die vorher bei den Rechtsgrünen nicht vorhanden waren: Das Flugzeug, Automobil und Kernkraftwerk als Feindbild, die Reduzierung der Bevölkerung besonders in den Industriestaaten, die Forderung nach Ersetzungsmigration der dritten in die erste Welt, das Ideal einer zentral geplanten und gesteuerten Verzichtsgesellschaft, Forderungen nach Milliardenüberweisungen von der Ersten in die dritte Welt, der Klimatod durch Kohlendioxidemissionen usw usf. Diese „Dissidenten“, die zwar mit dem Marxismus-Leninismus über Kreuz lagen, aber das kommunistische Endziel stets vor Augen hatten, übten auf die geschlagene Linke in den westlichen Industrieländern eine ungeheure Sogwirkung aus. Massenmedien wie der SPIEGEL halfen dabei, ihre Ideen zu verbreiten. Als 1980 die Partei der „Grünen“ gegründet wurde, traten K-Gruppen, Kommunistischer Bund Westdeutschland (KBW) und andere linksextreme Gruppierungen praktisch geschlossen in die noch junge Partei ein. Da es sich um eine kommunistische Abspaltungsbewegung handelt, hat sich dafür der Begriff der Wassermelonen eingebürgert: Dünne grüne Schale, innen rot mit braunen Kernen.

== Energiekonzepte ==
=== Sanfte Energie ===
1976 veröffentlichte das Magazin ''Foreign Affairs'' einen Artikel von Amory B. Lovins, einem Mitglied der Öko-NGO ''Friends of the Earth'' (in Deutschland BUND).{{Anmerkung|E}}<ref name="lov_kur"/> Er stellte dort sein Konzept für eine zukünftige Energieversorgung vor, die er später in seinem Buch ''Soft Energy Paths: Towards a Durable Peace'' (1979) detaillierter darlegte. Lovins stellte die Prämisse auf, dass es zwei Pfade gebe, entlang derer sich die Energieversorgung der USA in den nächsten 50 Jahren entwickeln könne. Der eine sei ein Festhalten am bisherigen Weg, wie er auch von der Regierung vertreten werde. Er sei durch die Zentralisierung von Hochtechnologie geprägt, mit dem Ziel, immer mehr Energie zu produzieren, besonders Elektrizität. Der zweite Pfad sei durch eine Verpflichtung zu einer effizienten Energienutzung, und einer raschen Entwicklung hin zu sogenannten „Erneuerbaren Energien“{{Anmerkung|C}} gekennzeichnet, mit dem Ziel, in Menge und Qualität die Bedürfnisse der Endverbraucher zu decken, mit fossilen Technologien als Übergangslösung („special transitional fossil-fuel technologies“). Beide Pfade würden sich, so Lovins, gegenseitig ausschließen. Denn die Entscheidung für den ersten Pfad würde den zweiten Pfad überflüssig machen.<ref Name="Lovins"/>

Die offizielle US-Energiepolitik hatte ihren Schwerpunkt auf Kohle, Öl, Gas und Kernspaltung was kurzsichtig sei. "Unkonventionelle" Energieversorgung sollte erst ab dem Jahr 2000 eine signifikante Rolle spielen, und sei nur vage durch [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], Fusionsreaktoren und Solarenergie angedeutet. Lovins behauptete ferner, dass die aktuelle Energiepolitik durch Subventionen die Energiepreise niedrig halten würde, um das Wirtschaftswachstum nicht zu beschädigen. Ferner behauptete Lovins, dass in den nächsten zehn Jahren (1976–1985) sich die Öl- und Gasförderung verstärkt Richtung offshore und Alaska verlagern werde, und weitere 900 Bohrtürme in 48 Staaten erfordern würde. 170 neue Kohleminen würden öffnen, ebenso 100 neue [[Uranbergbau|Uranminen]], 40 Brennelementefabriken und drei Wiederaufarbeitungsanlagen. Der Energiebedarf würde sich verdoppeln, daher seien weitere 180 Kohlekraftwerke, über 140 zusätzliche Kernkraftwerke, 60 neue Wasserkraftwerke und 100 neue Pumpspeicherkraftwerke und 350 neue Gaskraftwerke in den USA nötig. Wenn der Trend sich fortsetzte, so Lovins, würden im Jahr 2000 450 bis 800 Kernkraftwerke erforderlich sein, 500 bis 800 Kohlekraftwerke, 1000 bis 1600 neue Kohleminen und 15 Millionen Elektroautos. Dies würde eine Verdopplung der CO2-Konzentration in der Atmosphäre bedeuten, was das globale Klima ändern würde.{{Anmerkung|A}}<ref Name="Lovins"/>

Diese Energiestrategie sei, so Lovins, defizitär, da sie ineffizient sei (die Häfte der Energie ginge auf dem Weg zum Verbraucher verloren) und teuer: Die Investitionskosten zur Erschließung von Kohleflötzen und Erdöl seien beständig am steigen, was auch für Systeme zur Stromerzeugung gelte. Deshalb sei der Punkt erreicht, an dem sich kaum noch ein Land zentralisierte Hochtechnologie leisten könnte. Entsprechend würden sich die Kosten für eine Kilowattstunde in zehn Jahren verdreifachen, davon würden 2/3 Kapitaldienst sein. Energie würde vielfach unbezahlbar werden. Als maßgebliche Lösung für das von ihm selbst konstruierte Problem sah Lovins das Energiesparen:<ref Name="Lovins"/>

:„''First, we can plug leaks and use thriftier technologies to produce exactly the same output of goods and services — and bads and nuisances— as before, substituting other resources (capital, design, management, care, etc.) for some of the energy we formerly used. When measures of this type use today's technologies, are advantageous today by conventional economic criteria, and have no significant effect on life-styles, they are called "technical fixes." In addition, or instead, we can make and use a smaller quantity or a different mix of the outputs themselves, thus to some degree changing (or reflecting ulterior changes in) our life-styles. We might do this because of changes in personal values, rationing by price or otherwise, mandatory curtailments, or gentler inducements. Such "social changes" include car-pooling, smaller cars, mass transit, bicycles, walking, opening windows, dressing to suit the weather, and extensively recycling materials. Technical fixes, on the other hand, include thermal insulation, heat-pumps (devices like air conditioners which move heat around—often in either direction—rather than making it from scratch), more efficient furnaces and car engines, less overlighting and overventilation in commercial buildings, and recuperators for waste heat in industrial processes.''“
[[File:Lovins energiediat.png|thumb|500px|Abb.1 Amory B. Lovins Energiediät für die USA. Angepeilt wurden ca 50 % Verbrauchsreduzierung]]
Er behauptete, dass diese "{{Akronym|technical fixes|Framing-Begriff der suggeriert, etwas sei kaputt}}" die Energieeffizienz in den USA um den Faktor 3 bis 4 anheben könnten; zumindest sei eine Verdoppelung der Energieeffizienz möglich. Er verwies darauf, dass Schweden pro Kopf 1/3 weniger Energie verbrauchte als die USA, und das Kraftfahrzeuge des Jahres 1976 im Schnitt 27% weniger Kraftstoff verbrauchen würden als die Modelle des Jahres 1974. Die Kapitaleinsparungen durch Energieeinsparungen seien so groß, dass bei Neubauten die Zusatzkosten zum Energiesparen mit den geringeren Heiz- und Kühlkosten ausgeglichen würden. Ferner könnte bis 1985 die Industrie durch Nutzung der Abwärme der Industrieanlagen zur Stromerzeugung (Abwärmekraftwerke) etwa die Hälfte ihres Strombedarfs decken.<ref Name="Lovins"/>

Die Kraft-Wärme-Kopplung würde ebenso wie Fernwärme durch staatliche Regulierung zurückgehalten, ebenso wie alle anderen durch Lovins propagierten Optionen. Über 3000 sinnlose Bauvorschriften, eine innovationsscheue Industrie, Gewerkschaften, Festpreise für Heizungs- und Klimaanlageneinbau in Gebäude, unsinnige Steuer- und Hypothekenvorschriften, zweideutige Signale an Konsumenten, fehlender Zugang zu den Kapitalmärkten, verteilte Zuständigkeiten in der Regierung usw. seien das Problem.<ref Name="Lovins"/>

Lovins propagierte die Abschaffung von Industriestrom-Rabatten bzw eine Invertierung, dh Mehrkosten bei höherem Stromverbrauch, sowie eine ökologisierte Kostenrechnung („pricing energy according to what extra supplies will cost in the long run“, „charging environmental costs“), eine Abschaffung von Subventionen, eine Auswahl von Energieerzeugunganlagen gemäß ihrer Lebenszykluskosten und mehr Wettbewerb im Energiesektor, um eine (O-Ton) ''nachhaltige, menschliche Energieversorgung'' zu erreichen. In der Frage, in wiefern eine Umerziehung der Bevölkerung notwendig sei zeigte sich Amory Lovins optimistisch. Die "{{Akronym|technical fixes|Framing-Begriff der suggeriert, etwas sei kaputt}}" würden bereits zu einer Verdopplung der Energieeffizienz führen, sodass eine Änderung des Lebensstils kaum bzw nicht nötig sei.<ref Name="Lovins"/>

Die Zielstruktur, die sich Lovins vorstellte, war sogenannte „Sanfte Energie“. Diese sollte sich durch folgende Charakteristika auszeichnen: Sogenannte „erneuerbare Energie“{{Anmerkung|C}} wie Wind, Sonne und Vegetation, die stets vorhanden sind. Die Anlagen sollten divers sein, so dass jede Anlage nur einen minimalen Beitrag zur gesamten Produktion liefert. Jede Anlage müsste für maximale Effektivität für ihre jeweiligen Umstände optimiert sein. Ferner sollte nur low-tech verwendet werden. Lovins nennt hier „''easy to understand and use without esoteric skills, accessible rather than arcane''“ was eine Verachtung von Naturwissenschaft, Technik und Fachwissen bedeutet. Die räumliche Verteilung und Anpassung an die Endverbraucher sollte ebenso gewährleistet sein wie die Energiequalität.<ref Name="Lovins"/> Mit Energiequalität meinte Lovins das Ergebnis für die Endverbraucher. So nennt er als Beispiel, dass nur 8% des Energiebedarfs elektrische Energie in der Endanwendung sei, die momentanen 13% Elektrizität am Energiebedarf kämen nur dadurch zu Stande, dass Strom auch zum Kühlen und Heizen verwendet würde. Dies sei Aufgrund der Gesetze der Physik ineffizient, da der Wirkungsgrad eines Kraftwerks bei nur einem Drittel läge. Ferner forderte er eine Reduzierung der kommerziellen Beleuchtung, da so zusammen mit Energieeinsparung ("{{Akronym|technical fixes|Framing-Begriff der suggeriert, etwas sei kaputt}}") alle Kohle-, Gas- und [[Kernkraftwerk|Kernkraftwerke]] abgeschaltet werden könnten, und Strom nur aus Wasser- und Abwärmekraftwerken kommen sollte:<ref Name="Lovins"/>

:„''So limited are the U.S. end uses that really require electricity that by applying careful technical fixes to them we could reduce their 8 percent total to about 5 percent (mainly by reducing commercial overlighting), whereupon we could probably cover all those needs with present U.S. hydroelectric capacity plus the cogeneration capacity available in the mid-to-late 1980s. Thus an affluent industrial economy could advantageously operate with no central power stations at all!''“

Er stellt korrekt fest, dass etwa die Hälfte der Stromrechnung aus Netzkosten besteht, und diese durch eine lokalisierte Energieerzeugung sinken würden. Damit würden auch Übertragungsverluste im Netz reduziert werden. Durch viele kleine Einheiten zur Energieerzeugung würden auch große, teure Reservekraftwerke eingespart werden können. Durch Massenproduktion vieler kleiner Einheiten sollten die Kosten pro Einheit sinken. Solarkollektoren auf Hausdächern sollten zu kommunalen Wärmespeichern zusammengeschlossen werden. Biomass-to-Liquid sollte Kraftstoffimporte zu einem Drittel ersetzen, wobei die Mobilität dreimal so energieeffizient wie 1976 sein sollte, sodass 100% der Mobilität durch Biomasse erreicht werde. Windkraftwerke sollten Kernkraftwerke ersetzen, wobei die launenhafte Einspeisung ausgeklammert wird, denn: Das Netz ist der Speicher:<ref Name="Lovins"/>

:„''Energy storage is often said to he a major problem of energy-income technologies. But this "problem" is largely an artifact of trying to recentralize, upgrade and redistribute inherently diffuse energy flows. Directly storing sunlight or wind—or, for that matter, electricity from any source— is indeed difficult on a large scale. But it is easy if done on a scale and in an energy quality matched to most end-use needs. Daily, even seasonal, storage of low- and medium-temperature heat at the point of use is straightforward with water tanks, rock beds, or perhaps fusible salts. Neighborhood heat storage is even cheaper. In industry, wind-generated compressed air can easily (and, with due care, safely) be stored to operate machinery: the technology is simple, cheap, reliable and highly developed. (Some cities even used to supply compressed air as a standard utility.) Installing pipes to distribute hot water (or compressed air) tends to be considerably cheaper than installing equivalent electric distribution capacity. Hydroelectricity is stored behind dams, and organic conversion yields readily stored liquid and gaseous fuels. On the whole, therefore, energy storage is much less of a problem in a soft energy economy than in a hard one''“

Als Brückentechnologie („transitional technologies“) wurde von Lovins die Kohle angesehen. Namentlich erwähnt wird die Wirbelschichtverbrennung für KWK-Kraftwerke, die Industriebetriebe versorgen sollten, und in einer Mini-Version für Haushalte. So könnte die Wärmeversorgung eines Distrikts aus Heißwassertanks erfolgen, die durch Solarkollektoren, oder Wärmepumpen die durch Windräder angetrieben werden, oder der Abwärme einer Fabrik, oder Geothermie oder was auch immer lokal gerade verfügbar sei gespeist würden. Abschließend schlägt Lovins noch ein Subventionsschema für Solarkollektoren als "Übergangslösung" vor.<ref Name="Lovins"/>

Die Ablehnung der Kernenergie wird zeitgeistgemäß mit dem angeblichen Proliferationsrisiko begründet. Die Gleichsetzung von Bombe mit Kraftwerk ist die Kernbegründung für „Sanfte Energie“ als Lösung für die Energieprobleme der Welt: Die USA sollten auf Kernkraftwerke verzichten, auf „Sanfte Energie“ setzen und andere Länder dabei unterstützen, und die Abschaffung der zivilen Kernenergienutzung und strategischen Rüstung auf eine Stufe setzen. Am Ende des Beitrags für ''Foreign Affairs'' folgt die übliche soziologische Kampfrhetorik gegen die etablierte Energiewirtschaft, gegen Kernenergie und für „Sanfte Energie“.{{Anmerkung|B}}<ref Name="Lovins"/>

=== Energiewende 1.0 ===

Da der Ökosozialismus keinen Bezug zu Wissenschaft und Realität hat, wurde im Jahr 1977 das Öko-Institut in Freiburg gegründet um der Ökoreligion einen seriösen, wissenschaftlichen Anstrich zu verpassen. Ziel dieser Think-Tanks und pseudowissenschaftlichen Vereine ist es, jedes noch so irrelevante Thema nach Maßgabe der eigenen Ideologie zu behandeln, um durch Aufmerksamkeitsbewirtschaftung linksgrüne Gedankengänge in den Diskurs einzuspeisen.

Die meiste Publicity erntete die 1980 veröffentlichte Studie ''Energie-Wende: Wachstum und Wohlstand ohne Erdöl und Uran; ein Alternativ-Bericht des Öko-Institut, Freiburg''. In ihr forderten die drei Wissenschaftler Florentin Krause, Hartmut Bossel und Karl-Friedrich Müller-Reißmann, dem Problem der Energieversorgung nicht mehr mit einem ständig steigenden Energieangebot zu begegnen, sondern der besseren Energienutzung und dem Energiesparen Vorrang zu geben. Bis zum Jahr 2030, so die These der drei Forscher, könne sich die Bundesrepublik von Energieimporten weitgehend unabhängig machen. Erdöl und Kernenergie seien überflüssig, heimische Kohle und „erneuernde Energiequellen“{{Anmerkung|C}} würden ausreichen, wenn der Energiebedarf um mindestens vierzig Prozent reduziert würde.<ref Name="zeit"/>

Die jahrelange Förderung der Kernenergie durch die Bundesregierung habe nur erreicht, dass gerade 10% des Stromverbrauchs und nur 2% des Endenergieverbrauchs durch Kernenergie gedeckt sei. Der Ausbau der Kernenergiebasis zusammen mit der großtechnischen Kohleverflüssigung sei nicht der richtige Weg, die Versorgungsunsicherheit zu lösen. Es käme darauf an, sich von der selbst geschaffenen Erdölabhängigkeit so schnell wie möglich wieder zu lösen. Die Geschwindigkeit der Substitution sei deshalb entscheidend. Aber selbst wenn es gelänge, wie vorgesehen zwei Kernreaktoren jährlich fertigzustellen, sei dies nicht genug, um den prognostizierten Energiebedarf des Jahres 2000 zu decken, und gleichzeitig den Verbrauch von Kohle, Öl und Gas zu reduzieren. Man erwartete von 1980 ausgehend mit 350 Mio. t {{Akronym|SKE|Steinkohleeinheiten}} einen Anstieg des Energiebedarfs der Bundesrepublik bis ins Jahr 2000 auf 600 Mio. t {{Akronym|SKE|Steinkohleeinheiten}}, wobei jedes Jahr durch den Bau zweier [[Kernkraftwerk|Kernkraftwerke]] zusätzliche 6 Mio. t {{Akronym|SKE|Steinkohleeinheiten}} durch Kernenergie erzeugt würden. Auf Basis der selbst erstellten Energieprognosen kamen die Autoren zu dem Schluss: ''„Die Hoffnung, daß es mit dem geplanten Ausbau der Kernenergie logistisch möglich sei, das Öl frühzeitig und wirkungsvoll zu ersetzen, ist eine Illusion“'' Ein weiteres Problem sei, dass Uran die falsche Art der Energie liefere: Bei der Stromerzeugung werde nur 6% des Mineralölverbrauchs eingesetzt, ferner seien 90% des Endenergiebedarfs nichtelektrisch.<ref name="energie-wende"/>

:''„Das Energieproblem der Bundesrepublik ist, wie wir uns in Zukunft billige Wärme und billige Treibstoffe beschaffen können. Uran kann man aber nicht in den Tank füllen oder in den Heizofen stecken. Wollte man die nicht stromspezifischen Funktionen des Heizens und Autofahrens mit Atomenergie versorgen, so müßte man folgende Maßnahmen ergreifen:''<ref name="energie-wende"/>

::''Atomkraftwerke errichten, elektrische Verteilungsnetze ausbauen und elektrische Direktheizungen bzw. Wärmepumpen installieren und / oder Atomkraftwerke in die Nähe von größeren städtischen Zentren bauen und von dort aus Fernwärmenetze verlegen bzw. Fernenergiesysteme aufbauen — all dies, um eine Raumtemperatur von 20 Grad Celsius bzw. warmes Wasser zu liefern.''

::''Atomkraftwerke bauen, elektrische Verteilungsleitungen ausbauen, ein elektrisches Tankstellensystem errichten, Elektroautos fahren (Reichweite 80 Kilometer).''

::''Den nuklearen Hochtemperaturreaktor weiterentwickeln, so daß er — nach 2000 — vielleicht zur großtechnischen Kohleveredlung eingesetzt werden könnte.“''

Ein solches System sei wegen der langen Bauzeiten schwerfällig und teuer. Ein Unfall wie in Harrisburg könnte die Ausbaupläne durcheinanderwerfen,{{Anmerkung|D}} was in Folge dessen Wirtschaftswachstum und Arbeitsplätze gefährden würde. Da Strom der teuerste Energieträger sei, der zentral erzeugt und über weite Strecken transportiert werden müsse, sei das Heizen mit Strom unwirtschaftlich.<ref name="energie-wende"/>

:''„Wenn wir den Stromeinsatz auf die Bereiche des Heizens und Kraftfahrzeugantriebs ausdehnen, die bisher nicht elektrifiziert waren, oder wenn wir diese Bereiche in Zukunft über weitere ähnlich verlustreiche Umwandlungsstufen und Verteilungsnetze versorgten, wie sie die zentrale Stromerzeugung mit sich bringt, so würden die vom Bürger zu tragenden Energiekosten sich vervielfachen, zumal da die entsprechenden neuen Endverbrauchsgeräte (Elektroauto, Wärmepumpe, etc.) ebenfalls mit erheblichen Mehrkosten verbunden sind. [...] Können wir uns wirklich erlauben, den Wärmebedarf und den Antriebsbedarf der Kraftfahrzeuge mit einer Energieform zu decken, die um das fünf bis zehnfache teurer ist als die Energie, mit der wir unseren Nachkriegswohlstand aufgebaut und bisher betrieben haben?“''
[[File:1982_energiewende_2.png|thumb|500px|Abb. 2 Die Energiediät des Öko-Institutes mit der ''Energie-Wende''. Angepeilt wurden ca. 50% Verbrauchsreduzierung]]
Das Heizen und Autofahren mit Strom sei unwirtschaftlich, statt dessen sollten „wir“ uns fragen, ob nicht ''„mehr Energie, mehr Arbeitsplätze und mehr Umweltsicherheit für weniger Geld durch bessere Energienutzung, durch den Einsatz fossiler Brennstoffe in dezentraler Kraftwärmekopplung und durch die Verwendung sich erneuernder Energieträger“'' gewährleistet werden könne. Am Ende des Kapitels folgt eine scheinbare Kausalkette, für die keine belastbaren Argumente oder Erkenntnisse vorgelegt werden: So sei ohne [[Endlagerung]] kein Ausbau, ohne Zwischenlagerung kein Betrieb, ohne [[Wiederaufarbeitung]] kein Export der Kerntechnik möglich.<ref name="energie-wende"/>

Die Autoren versuchten aufzuzeigen, wie der Energiebedarf der Bundesrepublik unter das heutige Niveau (1982) gesenkt werden könne, ohne den Einsatz von Erdöl oder [[Kernbrennstoff|Kernbrennstoffen]], und dass bei weiter steigendem Bruttosozialprodukt. Kurz gesagt ging es um den Versuch zu skizzieren, wie Wirtschaftswachstum vom Energieverbrauch entkoppelt werden könnte. Die Idee war auch hier, dass die Energieversorgung "angepasst" erfolgt, dh dass zB die Nachfrage nach niedrigem Temperaturniveau durch Abwärme oder Solarwärme gedeckt wird. In Berechnung gestellt wurde auch der Strukturwandel, also das energieintensive Betriebe (Investitionsgüterindustrie, chemische Veredelungsindustrie, Stahl, Zement, usw) abwandern, während sich die Gesellschaft hin zu ''„Handel, Staat und sonstige(n) Dienstleistungen“'' bewegt. Der spezifische Energieverbrauch, dh der Energieverbrauch pro BIP, würde sich allein dadurch um 40–50% reduzieren. Ferner wurde die Entwicklung der Bundesrepublik in Richtung Nullwachstum angenommen, mit einem stetig sinkenden Wachstum des BIP pro Kopf auf schließlich 0,5% in den Jahren 2021–2030. Ebenso wurde eine schrumpfende Bevölkerung von 57 Mio. im Jahr 2000 und 45 Mio. im Jahr 2030 angenommen. Die Autoren des Öko-Institutes geben dann eine Reihe von erstaunlichen Zahlen an, wo wie viel Energie eingespart werden könnte; nach Ansicht der Autoren wäre es kostengünstiger die Energie zu sparen als durch den Bau von Kraftwerken den Mehrbedarf zu decken.<ref name="energie-wende"/>

* '''Raumheizung:''' Durch ''„schwedische Wärmedämmungspraxis“'' und heiz- und regelungstechnische Verbesserungen könne 70% der Energie eingespart werden.
* '''Auto:''' Eine Energieeinsparung von 60% sei möglich, als Beispiel wird der Unterschied zwischen einem VW Käfer und VW Golf Diesel genannt.
* '''Industrielle Prozesswärme:''' Durch Wärmerückgewinnung, Abwärmenutzung, verbesserter Prozessführung und "neue Prozesse" seien 30% einsparbar.
* '''Elektrische Haushaltsgeräte:''' Durch bessere Isolierung, bessere Motoren und Pumpen, Brauchwasseranschluss bei Geschirrspül- und Waschmaschinen, Wärmerückgewinnung bei Trocknern ließen sich fantastische 65% einsparen.
* '''Elektrische Antriebe:''' Hier wird durch eine verbesserte Steuerung sowie eine ''„verbesserte Anpassung von Motorgröße an (die) Aufgabe“'' ein großartiges Einsparungspotential von 30% gesehen.
[[File:1982_energiewende_1.png|thumb|left|500px|Abb. 3 Konzept des Energiemixes mit Schwerpunkt Kohle]]
Für den Bedarf wurde ein Mix aus Kohle und „erneuerbarer Energieträger“{{Anmerkung|C}} empfohlen (Abb. 3). Der Wärmeenergiebedarf der Haushalte und Kleinverbraucher sollte zu 50% durch Sonnenenergie gedeckt werden, der Rest aus der Kohleverbrennung mit Kraft-Wärme-Kopplung (KWK) nach der Wirbelschichttechnik. Der Niedertemperaturprozesswärmebedarf <300°C würde zu zwei Dritteln durch kohle-befeuerte KWK-Anlagen gedeckt werden, das restliche Drittel mit Sonnenenergie (Solarkollektoren mit Speichersystemen). Die übrige industrielle Prozesswärme würde durch die direkte Verfeuerung von Kohle erzeugt. Der geschrumpfte Strombedarf sollte zu 40% durch Kohlekraftwerke mit KWK erzeugt werden, der Rest mittels Wasserkraft und Windkraft. Der Kraftstoffbedarf im Verkehrssektor sollte zu 65% durch Biomass-to-Liquid vom heimischen Acker gedeckt werden, der Rest ''„durch Importe aus flächenreicheren Nachbarländern bzw. durch Biostoffproduktion auf landwirtschaftlichen Flächen, die bisher für die Fleischerzeugung beansprucht waren, jedoch aufgrund des Bevölkerungsrückgangs freigesetzt werden. Überdies besteht die Möglichkeit, Kohle in Methanol umzuwandeln (Kohleveredlung). Die bisherigen Verbrennungsmotoren würden beibehalten.“''. Insgesamt würden 50% des Primärenergiebedarfs durch Kohle gedeckt werden, der Rest wäre durch naturinvasive Energien wie Wasser, Wind, Biomasse und Sonne zu decken. Die Frage, wie eine solche Energiediät erzwungen werden kann, wird vom Öko-Institut ebenfalls beantwortet:<ref name="energie-wende"/>

:''„Eine Erwartungssicherheit, bis wann wieviel Energie mindestens eingespart wird, läßt sich dadurch erreichen, daß man der Industrie, die die jeweilige energieverbrauchende Technik produziert, Rahmenbedingungen schafft, etwa in Form von Subventionen und gesetzlichen Vorschriften, die angeben, wieviel Energie z.B. ein im Jahre X produziertes Auto bzw. ein im Jahre Y hergestellter Kühlschrank höchstens verbrauchen kann. Dabei sind selbstverständlich gewisse Umstellungsfristen zu gewähren. Solche Produktnormen sind nichts Revolutionäres, denn es gibt sie ja schon, z.B. die Abgas- und Emissionsvorschriften für PKWs und Feuerungsanlagen bzw. die Bauvorschriften.“''

Durch den Öko-Sozialismus in die Energiediät folgern die Autoren: ''„Langfristig gibt es, wie gezeigt wurde, keine Notwendigkeit, die Atomenergie einzusetzen. Kurzfristig haben wir unausgelastete Kraftwerkskapazitäten, und mittelfristig können wir die bessere Nutzungstechnik bei stromverbrauchenden Geräten und Maschinen bereits zum Greifen bringen oder die Windenergie, ohnehin vorgesehene Kohlekraftwerke und die Kraft-Wärmekopplung, einsetzen, sodaß jeder Engpaß bei der Stromversorgung vermeidbar wäre. Wir können also die Kernkraftwerke umgehend abschalten, wenn wir diese Möglichkeiten nutzen.“'' Das Ende der Studie bilden die üblichen Negativfloskeln gegen Kernenergie. Einwände gegen die Energiediät werden mit Öl-, Strom- und Kraftwerkskonzernen in Verbindung gebracht, um diese als Lobbyismus zu diskreditieren.<ref name="energie-wende"/>

=== Energiewende 2.0 ===
Nach der rot-grünen Machtergreifung gab im September 2010 die Bundesregierung ihre Pläne zur Umstellung der Energieversorgung in Deutschland bekannt. Der ewige grüne Traum von „Sanfter Energie“ und „Energie-Wende“ sollte umgesetzt werden. In der Zwischenzeit hatte sich allerdings, befördert unter anderem durch die Thatcher-Regierung in Großbritannien, die damit die Kernenergie fördern, und die streikenden Kohlebergwerkarbeiter deklassieren wollte, die Angst vor der menschengemachten Klimaerwärmung durchgesetzt.<ref Name="cap"/> Strategisch basiert die 2010 ausgerufene „Energiewende“ deshalb auf Angst: Angst vor den hypothetischen Gefahren eines menschengemachten Klimawandels, und [[Radiophobie|Angst vor radioaktiver Strahlung]]. Ein positives Zukunftsbild wird nicht vermittelt.<ref Name="diät1"/> Alle seit 2010 vorgenommenen Anpassungen der Zielvorstellungen ändern das Gesamtkonzept der „Energiewende“ nicht, sondern verschoben die politischen Forderungen nur stärker in Richtung Utopismus. Die Vorstellungen der Energiewende 2.0 sind hier nach dem Stand von 2010 skizziert.<ref Name="gut"/>
[[File:Energiediaet1.jpg|thumb|500px|Abb. 4 Der geplante deutsche Energiemix 2050]]
[[File:Energiediaet41.jpg|thumb|500px|Abb. 5 Die Energiediät bis 2050. Angepeilt werden ca 50 % Verbrauchsreduzierung]]
Neben den Zielen der Energiewende 1.0 soll die Verwendung der mit Kohlendioxid-Emissionen verbundenen Primärenergieträger wie Kohle, Erdöl und Erdgas sukzessive verringert werden. Naturinvasive Energieformen (NIEs) wie Sonne, Wind und Biomasse sollen statt dessen ausgebaut werden. Wie von den grünen Vordenkern angedacht gelten neu zu errichtende Kohle- und Gaskraftwerke als Brücke in die Zukunft.<ref Name="diät1"/> Die Zielszenarien für die Zukunft der deutschen Energieversorgung wurden dabei von der Politik vorgegeben. Die geplante Reduzierung von Treibhausgasemissionen (-40% bis 2020, -85% bis 2050, jeweils gegenüber 1990) und der geplante Anteil der NIEs am Primärenergieverbrauch von 50% in 2050 wurden festgeschrieben. Andere denkbare Zukünfte wurden nicht berechnet und berücksichtigt. Die allen kalkulierten Szenarien gemeinsamen Eckdaten sind die Folgenden:<ref Name="prio"/>

* Um die Zielstellungen zu erreichen, muss der Primärenergieverbrauch gegenüber 1990 halbiert werden, wie bereits durch „Sanfte Energie“ und „Energie-Wende“ aufgezeigt. Dies kann nur gelingen, wenn Maßnahmen ergriffen werden, die die Energieeffizienz um etwa 2,5% pro Jahr steigern. In den letzten 20 Jahren konnten etwa 1,9% pro Jahr realisiert werden. Dieser Wert wird auch im Referenzszenario ohne Laufzeitverlängerung der Kernkraftwerke angesetzt und führt zu einem Rückgang des Primärenergieverbrauches um etwa 34%.
* Um die Zielstellungen zu erreichen, muss der Bedarf an elektrischem Strom um etwa 30% gegenüber 2008 sinken (von etwa 635 TWh auf etwa 450 TWh). Gleichzeitig wird Deutschland vom Stromexporteur zum Stromimporteur. Während 2008 noch der gesamte Bedarf im Inland produziert werden konnte (und zusätzlich etwa 20 TWh ins Ausland verkauft wurden), können im Jahr 2050 nur noch etwa 350 TWh bereitgestellt werden. Etwa 100 TWh sind zuzukaufen.

Die Energiewende 2.0 wird also einerseits mit der Verringerung der Abhängigkeit von Importen von Primärenergieträgern begründet, andererseits aber schafft sie eine Abhängigkeit von Stromimporten, die weiter nicht thematisiert wird. Den Hauptanteil an der Senkung von Primärenergie- und Stromverbrauch haben in allen Szenarien die privaten Haushalte zu tragen. Hierzu sind, wie bereits 1980 vom Öko-Institut gefordert, Zwangsmaßnahmen erforderlich, die erhebliche Kosten verursachen. Diese wurden 2010 von den Gutachtern der Energiewende auch detailliert dargestellt. Besonders im Stromverbrauch wurde eine radikale Trendumkehr gefordert: Zwar sank der Primärenergieverbrauch in Deutschland seit 1990, der Stromverbrauch stieg aber leicht an. Dazu kommt:<ref Name="prio"/>

* Die NIEs müssen im Jahr 2050 etwa 3.000 bis 3.500 PJ an Primärenergie liefern (gegenüber etwa 1.200 PJ im Jahr 2008). Ungefähr 60% dieser Menge entfallen auf die Nutzung von Biomasse, 20% auf die Nutzung von Windenergie (On- wie Offshore) und die restlichen 20% entfallen auf Solarthermie, Geothermie, Photovoltaik, Wasserkraft sowie Müllverbrennung und Deponiegase (in der Reihenfolge ihrer Bedeutung). Gegenüber 2008 müssen die Biomassekapazitäten also mehr als verdoppelt und die Windenergienutzung sogar mehr als verdreifacht werden. Den stärksten Ausbau erfährt die Geothermie (Faktor 130), aber auf niedrigem absoluten Niveau.
* Neben dem endgültigen Ausstieg aus der Kernenergie nach Ablauf der Laufzeitverlängerung beschreiben die Szenarien auch den Ausstieg aus der Verstromung von Braunkohle.
* Laut den Gutachtern der Energiewende wird ''„Der annahmegemäß zunehmende Stromeinsatz durch Elektromobilität [wird] in den Szenarien durch rückläufigen Stromverbrauch in der Industrie, den Haushalten und im GHD-Sektor [Gewerbe, Handel und Dienstleistungen] überkompensiert.''“<ref Name="gut"/>, dh trotz Elektromobilität soll erheblich weniger Strom verbraucht werden als heute.

Die Szenarien sahen vor, dass das Bruttoinlandsprodukt bis 2050 im Schnitt um real 0,8% pro Jahr steigt, was der Forderung nach einem Trend zum Nullwachstum der „Energie-Wende“ entspricht. Die Preise für Heizöl und Benzin sollten um 1 bis 1,5% pro Jahr steigen, der Gaspreis um 0,7% und die Strompreise sollten weitgehend unverändert bleiben, ebenso die Beschäftigungszahlen.<ref Name="prio"/> Abbildung 4 stellt die Situation 2010 der des Jahres 2050 gegenüber. Bezogen auf den Bedarf des Jahres 2010 steigt der Anteil der NIEs also nicht von 9 auf 50%, wie oft in den Medien kolportiert, sondern lediglich auf 25%. Der angesetzte Gesamtbedarf von 6600 PJ entspricht etwa dem des unter den Kriegsfolgen leidenden Deutschlands (Ost und West) des Jahres 1950, der Mix mit Biomasse als wichtigstem Energieträger etwa dem des Deutschen Reiches aus dem Jahr 1880.<ref Name="diät1"/>

Wie bei den öko-sozialistischen Plänen von „Sanfter Energie“ und „Energie-Wende“ erfolgt eine Neudefinition des Begriffes „Verfügbarkeit“. In kapitalistischen Systemen ist die Stromversorgung darauf ausgerichtet, das Angebot an die Nachfrage anzupassen. Man bekommt so viel Strom wie man braucht, wann immer man will. Die Energiewende erfordert allerdings eine Ausrichtung des Bedarfs am Angebot, wie in der Mangelwirtschaft des Ostblocks üblich. Man hat sich als Verbraucher in Zukunft danach zu richten, wann denn der Energieversorger Strom im Angebot hat – und wann nicht. Ein System von sogenannten „intelligenten Zählern“ mit Fernüberwachung und ferngesteuerten Haushaltsgeräten und ebenso ferngesteuerter Aufladung von Elektromobilen soll diese Verhaltensänderung erzwingen.<ref Name="prio"/>

== Fazit ==
=== Die Entwicklung ===
Da sich die Forderungen der grünen Energiehasser im Laufe der Jahre im Detail änderten, soll hier die Entwicklung der grünen Positionen aufgezeigt werden. Im Kontrast dazu sollen die Vorstellungen des [[Atomzeitalter|Atomzeitalters]] gesetzt werden. Diese werden aus den Bänden der Verlagsreihe ''Das neue Universum'', die bis in die 70er Jahre einen ökologismusfreien Blick auf die Welt boten, dem Buch ''Zukunft – Das Bild der Welt von morgen'' (1974) und den in der sogenannten „DDR“ herausgegebenen Werken ''unsere welt von morgen'' (1960) und ''gigant atom'' (1960) genommen. Der Inhalt dieser Bücher ist recht ähnlich, obwohl aus BRD und DDR, da alle auf Basis eines physikalisch-technischen Weltbildes von Fachleuten geschrieben wurden.

*'''Die grüne 42''': Die Preise für Kraftwerke steigen? Der Energieverbrauch muss um die Hälfte reduziert, und alle Kernkraftwerke abgeschaltet werden! Der Energieverbrauch steigt linear mit dem Wirtschaftswachstum? Der Energieverbrauch muss um die Hälfte reduziert, und alle Kernkraftwerke abgeschaltet werden! Die Abhängigkeit von Erdölimporten ist zu groß? Der Energieverbrauch muss um die Hälfte reduziert, und alle Kernkraftwerke abgeschaltet werden! Die Ablösung des Erdöls geht nicht schnell genug voran? Der Energieverbrauch muss um die Hälfte reduziert, und alle Kernkraftwerke abgeschaltet werden! Das Spurengas CO2 bedroht das Klima? Der Energieverbrauch muss um die Hälfte reduziert, und alle Kernkraftwerke abgeschaltet werden! Egal was in den letzten 50 Jahren als Problem aufkam, die grüne Position ist immer die Gleiche.

*'''Verzicht''': Die Vision des Atomzeitalters war steigender Wohlstand für alle Menschen, was mit einem steigenden Energieverbrauch einher geht.<ref Name="welt"/> Die ökoreligiöse Behauptung ist hingegen, dass der Primärenergieverbrauch um die Hälfte reduziert werden kann, ohne größere Wohlstandseinbußen. Im Gegenteil, der Verzicht auf Energieverbrauch würde es ermöglichen auf teure Großkraftwerke zu verzichten, was die Kosten der Energieeinsparung wieder wett machen würde.<ref name="energie-wende"/><ref Name="Lovins"/> Dazu wurden phantastische Zahlen zu möglichen Effizienzsteigerungen genannt. Warum dieses Energiesparpotential in einer Marktwirtschaft, wo kein Käufer mehr Geld ausgeben möchte als unbedingt nötig, nicht von selbst genutzt wird, wurde leider nie beantwortet.

*'''Dezentralität''': Um den Bau von großen, teuren Kraftwerken zu vermeiden wurde von Amory Lovins vorgeschlagen, viele kleine, technisch einfache Anlagen zu errichten. Der Ausfall einer Anlage im Verbund, sei es auf Grund der Wetterlage oder technischer Defekte, wiegt dadurch weniger schwer. Daher wurde ein solches Szenario auch als dezentral bezeichnet, weil es in der Nähe der Verbraucher und geographisch angepasst sein sollte. Ein weiterer Vorteil davon ist, dass die Transportverluste geringer sind.<ref Name="Lovins"/> Bei der Energie-Wende des Öko-Institutes spielte dies schon keine Rolle mehr, weil Kohle die Masse der Primärenergie bereitstellen sollte.<ref name="energie-wende"/> Bei der Energiewende der Bundesregierung sollen Windräder in der Nordsee über „Stromautobahnen“ Elektrizität nach Süddeutschland leiten. Das Wort „dezentral“ wurde dabei umdefiniert, anstatt das elektrische Energie verbrauchernah erzeugt wird, hat es nun die Bedeutung „quer durch Deutschland“. Im Atomzeitalter spielt Dezentralität nur insofern eine Rolle, ob ein Standort wirtschaftlich betrieben werden kann. Kernkraftwerksstandorte sind in der Regel in der Nähe von Ballungszentren, also von Verbrauchern.

*'''Innovation''': Die Energiekonzepte beruhen auf einem asymmetrischen Denkansatz. Auf der Angebotsseite werden nur die Energieträger und Energietechnologien berücksichtigt, damals bereits verfügbar waren. Auf der Nachfrageseite dagegen werden hinsichtlich der energetischen Effizienz Technologien erwartet, von denen heute noch nichts bekannt ist. Selbst als die CO2-Emissionen keine Rolle spielte, wurden Erdgas, unkonventionelle Ölvorkommen, Methanhydrate und die Kernfusion vollkommen ausgeblendet. Das die Kernenergie keine Berücksichtigung findet, ist aufgrund der zum ökoreligiösen Dogma erhobenen Ablehnung immerhin noch nachvollziehbar. Trotzdem enthalten die grünen Zukunftsentwürfe als notwendige Bedingung die Abwesenheit jeglicher Innovation auf der Anbieterseite, während die Verbraucherseite alle Anstrengungen zu tragen hat.<ref Name="diet2"/>
[[File:Volkswagen Golf Diesel.JPG|thumb|Laut Öko-Institut die ökologisch korrekte Fortbewegung: Golf Diesel ohne Abgasreinigung]]
*'''Kraftwerke''': Das alternative Energieversorgungssystem sollte „easy to understand and use without esoteric skills, accessible rather than arcane“ sein, weswegen auf Primitivtechnik wie mittelalterliche Windräder, Solarkollektoren, Erdwärme, Faulgase und Holzverbrennung gesetzt werden sollte.<ref Name="Lovins"/> Das die Energieerzeugung dieser Anlagen gegenüber dem Bestand wettbewerbsfähig ist, wurde nie bewiesen, und stillschweigend vorausgesetzt. In einem Stromnetz müssen Einspeisung und Verbrauch in jedem Augenblick gleich sein. In einem modernen Stromversorgungssystem sichern die rotierenden Massen der Turbogeneratoren der Großkraftwerke die Stabilität im Sekundenbereich, die Kesselreserven der Dampfkraftwerke im Minutenbereich. Darüber hinaus kommen schnell ansprechende Reservekraftwerke zum Zuge, in der Regel sind dies Gaskraftwerke. Umweltschädliche Solarzellen und mittelalterliche Windmühlen tragen nicht zur Netzstabilität bei. Sie erzeugen Strom gemäß den Launen des Wetters, der Tages- und Jahreszeit.<ref Name="stabil"/> Bei Amory Lovins „Sanfter Energie“ wurde dies berücksichtigt, da Wasserkraftwerke und Abwärmekraftwerke gut und wirtschaftlich regelbar sind.<ref Name="Lovins"/> Bei der Energie-Wende sollte ca 50% des Stroms durch heimische Subventionskohle, und die andere Hälfte durch umweltschädliche Windkraftanlagen erzeugt werden. Die Kohlekraftwerke wären so für die Grund- und Regelleistung vorhanden, und durch das permanente Hoch- und Runterfahren entsprechend unwirtschaftlich. Die Verschleißfreundigkeit und Unwirtschaftlichkeit dieser Betriebszustände wird vom Öko-Institut nicht erwähnt.<ref name="energie-wende"/> Dies ist auch heute (2019) in Deutschland zu beobachten.<ref Name="te"/>

*'''Stromspeicher''': Stromspeicher wie Pumpspeicherkraftwerke kommen in den grünen Pamphleten nicht vor. Bei Amory Lovins wird das Problem umgangen, indem Elektrizität bedarfsgerecht erzeugt wird. Andere Energieformen werden verbrauchsnah gespeichert. Bei der Energie-Wende wird die Frage der Differenz zwischen Erzeugung und Verbrauch ausgeklammert, vermutlich sollten die Kohlekraftwerke die Windschwankungen ausgleichen. Die Existenz von Pumpspeicherkraftwerken kommt in beiden ökoreligiösen Visionen nicht vor.<ref name="energie-wende"/><ref Name="Lovins"/> Entsprechend mager sind auch die Pläne der Energiewende 2.0, was die Speicherung von Energie angeht.<ref name="grün"/>

*'''Flächenbedarf''': Mit der CO2-Klimakatastrophe haben sich die Energie-Wender in einen ''Double Bind'' gebracht: Sollte früher die verhasste Kernenergie durch sparen und Kohle überflüssig gemacht werden, mit naturinvasiven Energien (NIE) als postfossile Zukunftsfiktion, müssen nun Kohle und Kernenergie verschwinden. Entsprechend soll ganz Deutschland zum Acker werden: Nach den Plänen der Regierung soll 2050 etwa 60% der Primärenergie aus Faulgasen stammen, da Gaskraftwerke Regelleistung liefern müssen. Die erforderliche Anbaufläche betrüge dann laut Plänen 55.000 km². Die landwirtschaftliche Nutzfläche Deutschlands muss dazu erweitert werden – und es wird kaum möglich sein, diese deutlich auszuweiten, ohne Wälder zu roden. Da 2012 auf 45.000 km² Nahrungsmittel für Menschen angebaut werden, wird im Jahr 2050 der Flächenbedarf der Energiepflanzen größer sein, als der der Ernährung.<ref Name="diät3"/> Um dies in Relation zu setzen: Die Fläche Bayerns beträgt 70.550 km². Das Öko-Institut plante bereits für die Energie-Wende „Biostoffproduktion auf landwirtschaftlichen Flächen, die bisher für die Fleischerzeugung beansprucht waren, jedoch aufgrund des Bevölkerungsrückgangs freigesetzt werden“ ein.<ref name="energie-wende"/> Durch die vorherrschende „No Border, No Nation“-Ideologie haben sich die Grünen auch hier in einen ''Double Bind'' gebracht, sodass die Staatsmedien Propaganda für fleischlose Ernährung machen müssen.

*'''Automobil''': Während das [[Atomzeitalter]] das Wasserstoff-, später Elektroauto als Zukunftstechnik propagierte, wurde dies von den grünen Vordenkern abgelehnt:<ref Name="welt"/><ref Name="Zukunft"/><ref name="energie-wende"/><ref Name="Lovins"/> Die Technik sei ineffizient, zu teuer, und die Reichweite zu gering. Amory Lovins propagierte deshalb die Biomasseverflüssigung (BtL), das Öko-Institut wollte noch die Kohleverflüssigung und empfahl den Diesel. Die Energiewende der Bundesregierung setzt hingegen auf Wasserstoff- und Elektroautos, während gleichzeitig der Stromverbrauch drastisch sinken soll. Nun war der Verzicht auf Elektroautos bei Amory Lovins und dem Öko-Institut ein expliziter Grund, warum auf Kernenergie verzichtet werden könnte.<ref name="energie-wende"/><ref Name="Lovins"/> Auch hier haben sich die Energie-Wender mit dem CO2-Glauben in einen ''Double Bind'' gebracht.

*'''Niedertemperaturwärme:''' Im Atomzeitalter sollte mit Atomstrom geheizt werden, da dieser im Überfluss vorhanden sei. Aber auch Wärmepumpen und Kraft-Wärme-Kopplung waren als Optionen auf dem Tisch. Das Heizen mit Strom wurde von Amory Lovins abgelehnt, da es energetisch unsinnig sei, und damit viel zu teuer. Statt dessen sollte ein dezentrales System aus verschiedenen Quellen lokale Wärmespeicher bespeisen, über die lokale Verbraucher ihre Niedertemperaturwärme beziehen.<ref Name="Lovins"/> Das Öko-Institut plante hingegen Kraft-Wärme-Kopplung und Kohleverbrennung als Wärmelieferant, das Heizen mit Elektroenergie wurde ebenfalls abgelehnt.<ref name="energie-wende"/> Die Energiewende 2.0 möchte hingegen wieder mit Strom heizen. Nun war der Verzicht auf elektrische Heizung/Wärmepumpen bei Amory Lovins und dem Öko-Institut aber ein expliziter Grund, warum auf Kernenergie verzichtet werden könnte.

*'''Prozesswärme: ''' Da Prozesswärme für chemische Prozesse benötigt wird, muss der Energiebedarf entweder zwingend aus Kohle bzw Erdgas kommen, wenn das chemische Verfahren dies erfordert (zB Stahl, Zement, Glas, Keramik), oder er wird bereits durch Strom gedeckt. Zumindest war angedacht, dass der Hochtemperaturreaktor neben Kohleverflüssigung (Fischer-Tropsch-Synthese) auch weitere Bedarfe von Hochtemperaturwärme abdecken sollte. Zur Frage der Prozesswärme machte sich Amory Lovins keine Gedanken, ebenso wenig das Öko-Institut oder die Bundesregierung mit ihrer Energiewende. Etwa ein Fünftel des Endenergiebedarfes entfallen auf die Bereitstellung von Prozesswärme, fast vollständig im produzierenden Gewerbe. Es gibt von den Ökologisten kein Konzept, noch nicht einmal irgendeinen inhaltlich konkretisierten Ansatz, mit welchen Maßnahmen dieser Energiebedarf verringert werden könnte, oder CO2-neutral gemacht werden könnte. Bei den etablierten Produktionsverfahren chemischer Grundprodukte wie Ammoniak, Butadien oder Ethylen ist Kohlenstoff auch als Reaktionsbeteiligter bzw als Bestandteil des Endproduktes erforderlich.<ref Name="diät1"/>

=== Das Narrativ ===

Eine der Verheißungen des Atomzeitalters war es, das preiswerte Energie im Überfluss verfügbar sei. Inzwischen ist der Trend soweit fortgeschritten, das Strom ein typisches Flatrate-Produkt ist.<ref Name="autark"/> Bei einem Endverbraucherpreis von unter 15 ct/kWh liegen die Erzeugungskosten von Wasser-, Kern- und Kohlestrom in den USA bei 1 – 3,5 ct/kWh, wobei die Brennstoffkosten von Kernkraftwerken bei 0,6 ct/kWh liegen (inkl. 0,1 ct/kWh [[Kernkraftwerk#Entsorgungskosten|Entsorgungsabgabe]]).<ref Name="cost"/> Zu beachten ist nun, dass alle Kosten ausser den Brennstoffkosten Fixkosten sind. Wenn ein Abnehmer nichts abnimmt, aber sich das Recht vorbehält, jederzeit Strom bis zur vertraglichen Grenze seines Anschlusses zu beziehen, muss der Versorger die volle Kraftwerks- und Netzkapazität jederzeit vorhalten und natürlich die entstehenden Kosten tragen. Dies führt zu der paradoxen Situation, dass ein sinken des Stromverbrauches zu einer Erhöhung des Strompreises führt. Damit wird Strom zum Flatrate-Produkt: Weil wie beim Internet die Benutzung der Leitung gegenüber den Infrastrukturkosten kaum ins Gewicht fällt, zahlt der Kunde einen Fixpreis und kann dann bis zum Anschlussgrenzwert so viel verbrauchen wie er will. Zumindest wäre es aber aufgrund der Kostenstruktur richtig, eine sehr hohe Grundgebühr und einen sehr niedrigen kWh-Preis zu verlangen.<ref Name="autark"/>

Dies führt zum Schnittstellencharakter der Elektrizität: Wie bei USB ist es egal, was am einen oder anderen Ende der Leitung hängt. Beide Bereiche können unabhängig voneinander geplant, gebaut und optimiert werden. Auf der einen Seite wird für bedarfsgerechten, preiswerten Strom gesorgt, der immer dann aus der Leitung kommt, wenn an ihr gesaugt wird, auf der anderen Seite werden immer mehr Dinge elektrifiziert: Die Kerze und Gasbeleuchtung wurde durch das elektrische Licht ersetzt, die Dampflok durch die E-Lok, der Kohleherd durch den Elektroherd, das durch menschliche Biomasse angetriebene Fahrrad durch das E-Bike, und in Zukunft auch das Auto durch das Elektroauto. Hinzu kamen die elektronischen Rechenmaschinen und viele weitere Helferlein, die alle ohne Elektrizität nicht funktionieren würden.

Mit der mittelalterlichen Ökoreligion geriet die Kernenergie als Energiequelle der Zukunft in den Mittelpunkt des Hasses auf die Moderne. Allerdings spielte der Ökologismus damals in Deutschland keine Rolle, und wurde nur von Randgruppen vertreten: Gegen den Bau von Block A des [[Kernkraftwerk Biblis|Kernkraftwerkes Biblis]] erhob nur ein einzelner Bürger Einspruch, gegen Block B, welcher ab 1972 gebaut wurde, waren es ganze acht.<ref name="bau"/> Als einige arabischen Länder im Herbst 1973 wieder einmal Israel überfielen, und die OPEC flankierend die Fördermengen drosselte, um die westlichen Länder auf arabische Linie zu pressen, wurde den Industriestaaten die Abhängigkeit vom Erdöl schmerzlich deutlich. Als Reaktion auf die Erpressung durch die OPEC startete das Bundeswirtschaftsministerium unter Hans Friderichs (FDP) die Kampagne mit dem Titel „Energiesparen – unsere beste Energiequelle“; die Regierung Befahl rigide Tempolimits und autofreie Sonntage, wodurch die Gedanken in die Breite der Bevölkerung getragen wurden. Die Außerkraftsetzung des Marktmechanismus von Angebot und Nachfrage, gepaart mit staatlicher Verzichtspropaganda, haben hier ihren Ursprung. In anderen Ländern des Westens wurde ähnlich verfahren, sodass die grünen Misanthropen nun einen argumentativen Fuß in der Türe hatten. Das Overton-Fenster war verschoben.

Amory Lovins begründet seinen Schritt hin zu „Sanfter Energie“ nicht nur mit der Abhängigkeit vom Öl, sondern auch mit steigenden Kosten für Unternehmensanleihen, die Kraftwerke und Strom immer teurer machen würden. Wegen dieser steigenden Kosten sollte ein alternatives Energieversorgungssystem „easy to understand and use without esoteric skills, accessible rather than arcane“ sein.<ref Name="Lovins"/> Durch die Ölkrise kam es in den USA allerdings zu einer Stagflation, wo hohe Arbeitslosigkeit und Inflation zusammenkam. Die Leitzinsen wurden auf über 10% getrieben, was die Beschaffung von Kapital verteuerte.<ref name="stagflag"/> Die steigenden Refinanzierungskosten für Kredite hatten also nichts mit den Kraftwerken selbst zu tun, und fielen mit sinkenden Leitzinsen wieder. Das Öko-Institut begründete seine Energie-Wende mit der Abhängigkeit vom Öl, wobei die Geschwindigkeit der Ablösung entscheidend sei. Eine relative Energieunabhängigkeit der Bundesrepublik sei ebenfalls erstrebenswert.<ref name="energie-wende"/> Wie bei Amory Lovins fällt auf, dass beide seitenweise über Energieverzicht schreiben. Das eigentliche Kernproblem der Zeit, die durch die Ölkrise gezeigte Erdölabhängigkeit vor allem des automobilen Sektors, wird mit ein paar Sätzen mit Biomass-to-Liquid (BtL) bzw BtL und Kohleverflüssigung beantwortet. Dafür wird in manischer Fokussierung immer und immer wieder von Energieverzicht und Einsparungspotential geschrieben, und die Kernenergie als überflüssig dargestellt. Energieverzicht bzw Energiesparen war nun die Tugend, das Ziel das angestrebt werden sollte, um auf Kernenergie verzichten zu können – natürlich nur, wenn der Staat die Energiediät für alles und jeden befiehlt. Das Overton-Fenster wurde weiter verschoben, der Türöffner Erdölabhängigkeit war aus dem Fokus, herein kam die Verzichtsdiktatur Wolfgang Harichs.

Das Narrativ wurde im Zuge des Reaktorunfalls von Tschernobyl weiter gesponnen. Diese hysterischen Reaktionen auf ein bedeutungsloses [[Strahlenrisiko]], und die von Medien, Politikern und Öko-Aktivisten suggerierte Möglichkeit, dass sich das Unglück auch in Deutschland wiederholen könnte, änderte die politische Landschaft in Deutschland radikal: Die Mainstreampresse begann nun mit Hilfe von Ökoideologen die Solarenergie als Zukunftstechnik zu bewerben. Bereits wenige Monate später schrieb der SPIEGEL, der damals noch Leitmedium statt Abstiegskandidat war, in der Ausgabe 21/1986 vom „Einstieg in den Ausstieg?“<ref name="ausstieg"/> und in der Ausgabe 24/1986 „Sonne statt Kernkraft“:<ref name="sonne"/>
[[File:Atomausstieg sofort - Transparent BUND NRW 2011.jpg|thumb|right|Werbung für den S-Weg mit Sonne]]
:''„Daß die Sonnenenergie mehr ist als das Hobby einiger Öko-Techniker, daß sie auch für die Länder der nördlichen Hemisphäre eine realistische Alternative zur Atomkraft darstellt - dies blieb einem breiteren Publikum bislang verschlossen. Beleg- und beweisbar ist dies schon seit einigen Jahren. [...] Die Bundesrepublik stehe, so hat eine Arbeitsgruppe unter Leitung der Professoren Klaus Michael Meyer-Abich und Bertram Schefold in einer detaillierten Analyse herausgearbeitet, gegenwärtig in einer "Verzweigungssituation". Sie müsse sich, wie alle anderen Industriestaaten, entscheiden, welchen Energiepfad sie für die nächsten Jahrzehnte einschlage, den K-Weg, der mit einem weiteren Ausbau der Kernenergie verbunden ist; oder den S-Weg, der vor allem auf der Sonnenenergie und dem Sparen von Energie beruht. Das verblüffende Resultat der Forscher-Arbeit war, daß mit dem Beschreiten des S-Pfads keinerlei Wachstums- und Wohlstandseinbußen verbunden wären. Mit vielen Computer-Rechnungen belegen die Forscher: Wenn Investitions-Milliarden nicht in gigantische Atomanlagen gesteckt werden, sondern mit dem Geld Häuser gedämmt, Heizungsanlagen modernisiert und Solartechnik installiert wird - dann läßt sich auf dem S-Pfad mindestens der gleiche Lebensstandard erreichen wie auf dem gefährlichen K-Pfad. [...] Bauerschmidt und andere Wissenschaftler - darunter vor allem der Amerikaner Amory Lovins, das Freiburger Öko-Institut und der ehemalige Atomwissenschaftler Klaus Traube - haben längst die Mär widerlegt, daß die Industriegesellschaften allein mit der Atomkraft eine Zukunft haben. Bei gleichbleibendem Wohlstand erfordern die K- und die S-Strategie, der harte Weg über die Kernenergie und der sanfte Weg über Sonne und Sparen, einen etwa gleich hohen Investitionsaufwand. Die Betriebskosten liegen für die Sonne- und Spar-Variante laut Bauerschmidt sogar noch "wesentlich niedriger" als für die Atomkraft; die Brennstoffkosten sind auf dem S-Pfad "etwas günstiger". Fazit: "Sonnenenergie und die Energiequelle Energieeinsparung erlauben das gleiche Komfortniveau wie die Atomenergie zum etwa gleichen Preis"“''

Bertram Schefold ist nicht nur Mitglied des wissenschaftlichen Beratergremiums für die Veröffentlichung der Marx-Engels-Gesamtausgabe durch die internationale Marx-Engels-Stiftung, sondern hat es inzwischen auch zum Berater des Deutschen Bundestages und von Länderparlamenten in Fragen der Energiepolitik gebracht. Sein vom SPIEGEL zitiertes Buch „Die Grenzen der Atomwirtschaft“ schließt sich strukturell an die „Sanfte Energie“ und „Energie-Wende“ an, nur mit dem Fokus auf Sonnenenergie.<ref name="sonne"/> Die Kernideen, dass sich die Kernkraft durch Verzicht und „erneuerbare Energie“{{Anmerkung|C}} wegsparen ließe, und das ohne Wohlstandseinbußen, dass sich die Menschheit an einem Scheideweg befände usw usf entspricht den vorangegangenen Werken. In Instrumentalisierung des Reaktorunfalls von Tschernobyl wird der Kritik an der Kernenergie aber mehr Raum eingeräumt, als in den vorangegangenen Pamphleten.

Die Verbreitung dieses wirtschaftlichen Unsinns durch SPIEGEL und Co. schuf das öffentliche Bewusstsein, und legte den Grundstein für die sogenannte „Energiewende“, die pflichtschuldig der Solarenergie die höchsten Einspeisevergütungen zuwies. Geschichten, dass die Sonne keine Rechnung schickt, oder das Märchen das Sonne und Wind am Ende günstiger seien, werden auch heute noch regelmäßig wiederholt. Beliebt ist auch die Aussage, dass wertloser Zufallsstrom aus Wind und Sonne netzstabilisierend wirken würde.

Um die linksgrünen Strukturen weiter politisch zu festigen, wurde 1992 der Wissenschaftliche Beirat der Bundesregierung Globale Umweltveränderungen (WBGU) im Umfeld der Konferenz der Vereinten Nationen über Umwelt und Entwicklung, UNCED („Erdgipfel von Rio de Janeiro“) von der deutschen Bundesregierung als Beratungsgremium eingerichtet. Der Trend wurde nach der Machtergreifung von Rot-Grün fortgesetzt. 2001 wurde der Rat für Nachhaltige Entwicklung (RNE) als weiteres grünes Beeinflussungsorgan in die deutsche Politik gesetzt. Damit wurde eine direkte Pipeline für die Öko-Ideologie in die Politik gelegt, dh es spielt letztlich keine Rolle, welche Partei an der Macht ist: Alle Politikberatungen aus dieser Ecke werden immer linksgrünen Narrativen folgen, sodass linksgrüne Politik die Folge ist. Dem Wissenschaftlichen Beirat der Bundesregierung Globale Umweltveränderungen (WBGU) kommt dabei die Aufgabe zu, sich als Öko-Sowjet mit jedem beliebigen Thema auseinanderzusetzen, und dies nach Maßgabe der Öko-Ideologie zu behandeln, um damit Zuständigkeit und Scheinexpertise zu suggerieren, um den Marsch in die Öko-Diktatur zu ebnen. Hauptwerk dazu ist das Hauptgutachten „Welt im Wandel - Gesellschaftsvertrag für eine Große Transformation“. Darin finden sich bemerkenswerte Sätze wie:<ref name="wbgu"/>

:''„Die kolossale Herausforderung für die Modernisierung repräsentativer Demokratien besteht nun darin, zur Gewinnung von zusätzlicher Legitimation mehr formale Beteiligungschancen zu institutionalisieren, diese zugleich aber an einen inhaltlichen Wertekonsens nachhaltiger Politik zu binden, damit „mehr Partizipation“ im Ergebnis nicht zu „weniger Nachhaltigkeit“ führt.“''

„Es muss demokratisch aussehen, aber wir müssen alles in der Hand haben.“ soll Walter Ulbricht (SED) gesagt haben, und diesen Geist atmet eben auch dieses Nachhaltigkeitspostulat wie es im WBGU vertreten wird.<ref Name="grenzen"/> Gleiches gilt auch für Claus Leggewie, ein Hauptautor des WBGU Gutachtens »Welt im Wandel« und sogenannter 68er. In einer SWR-Sendung im Jahr 2015 meinte er zur Arbeit des WBGU:

:''„Ich bin Anhänger einer erörternden deliberalen Demokratie, die solche Entscheidungen, die wirklich auf Jahrzehnte Infrastrukturen schaffen, wo man sich genau überlegen muss was man tut, die halte ich für besser, dass man sich grundsätzlich überlegt, auch mit den Bürgern. Da gibt es auch Modelle. Wir sind gerade dabei an einem Modell zur arbeiten, was wir die Konsultative nennen, also eine Art vierte Gewalt. […] Wir nennen es gewissermaßen eine vierte Gewalt, weil sie neben Exekutive und Legislative, Judikative, eine Beratungsinstanz aufbaut, mit Blick in die Zukunft. [...] Die zentrale Aufgabe der „Konsultativen“ ist die Erarbeitung eines gesellschaftlichen Leitbildes, ausgehend von der Frage: In welcher Gesellschaft wollen wir leben? Dieses Leitbild bildet die Grundlage für alle weiteren politischen Entscheidungen. [...] Die Aussagen des Leitbildes sind verbindlich für alle weiteren politischen Entscheidungen.“''
[[Datei:WBGU2.svg|right|500px|Die „Energiewende“ als Weg ins Mittelalter]]
Diese Idee von der Konsultative, der „deliberalen Demokratie“ und wie diese gebildet werden soll, kommt nicht aus dem Niemandsland, sondern ist eine Idee der kulturmarxistischen Frankfurter Schule.<ref Name="gewalt"/> Aber auch zur „Energiewende“ lässt sich der WBGU aus. Die Grafik rechts stammt aus dem von der Bundesregierung abgesegneten WBGU-Konzept zur „Großen Transformation“. Sie verdeutlicht die mit der angestrebten „Nachhaltigkeitskultur“ einhergehende Senkung der Energieflächenproduktivität auf mittelalterliches Niveau. Die Folgen kann man sich ausmalen, in einem noch dazu weit dichter besiedelten Land mit weit höherem individuellen Energiebedarf.<ref Name="utopie"/> Der prominente Klimaforscher Hans Joachim Schellnhuber, der auch Vorsitzender des WBGU-Hauptgutachtens war, schreibt dazu in seinem Buch ''Selbstverbrennung: Die fatale Dreiecksbeziehung zwischen Klima, Mensch und Kohlenstoff'', wo er auf den Spuren Wolfgang Harichs wandelt:<ref Name="papst"/>

:''„Denkbar sind vor allem zwei vehement auseinanderstrebende Pfade, nämlich zum einen der Weg in die Hyperenergiegesellschaft, wo aus Quasi-Punktquellen (wie Kernfusionsreaktoren oder Kernspaltungsanlagen der übernächsten Generationen) auch pro Kopf immer mehr Energie verfügbar wird. Oder zum anderen die asymptotische Annäherung an eine Nachhaltigkeitskultur, wo sich der Jahresenergieverbrauch pro Kopf stabilisiert und sich der Fortschrittspfeil durch Nutzung von Sonne, Wind, Wellen und Erdwärme in die Fläche zurückbiegt. Dadurch könnte allerdings viertens eine überaus problematische Bedarfskonkurrenz mit anderen Nachhaltigkeitszielen wie der zureichenden Versorgung der Weltbevölkerung mit gesunden Nahrungsmitteln oder der Bewahrung der Arten- und Landschaftsvielfalt entstehen. Wir stehen also in der Tat an einer epochalen Weggabelung und können dort nicht lange ratlos verharren. Wie man dieser dramatischen Herausforderung begegnen könnte, werde ich im dritten Teil (insbesondere Kapitel 27) skizzieren. Zuvor aber noch mal ganz langsam zum Memorieren: Mit der Nutzbarmachung der Kohle im großen Stil begann ein neues Wirtschaften, gestützt auf »Energiesklaven«, die dicht gedrängt im Untergrund bereitstanden. Während ein Mitglied einer Jäger-und-Sammler-Gesellschaft noch etwa das Drei- bis Sechsfache der menschlichen Grundumsatzenergie akquirierte (in Form von Fleisch, Holz etc.), kann jedes Individuum der Industriegesellschaft im Schnitt auf das 70- bis 100-Fache dieser metabolischen Größe zugreifen. Eine Riesenschar von fossilen Energiegeistern ist uns also zu Diensten, sobald wir kleine Schalter umlegen oder flache Tasten drücken. Nichts könnte weniger selbstverständlich sein, und doch erwarten die Menschen in den reichen Nationen genau dies von ihrem Alltag. Und mit der Blüte der Energiesklaverei wurde zwingend der Siegeszug des Industriekapitalismus in Gang gesetzt: Wer über das Geld verfügte, Produktionsanlagen zu erwerben, konnte dort mit den gleichermaßen käuflichen fossilen Ersatzarmeen Waren in ungeheuren Massen erzeugen, diese von den fossilen Transportgeistern in die weite Welt befördern lassen und Gewinne jenseits aller bekannten Grenzen anhäufen.“''

Immerhin ist sich auch der Vorsitzende des WBGU darüber klar, dass die normale Entwicklung das [[Atomzeitalter]] ist, wenn der Fortschrittspfeil nicht „gewendet“ wird. Sein Antikapitalismus kommt dabei deutlich zum Ausdruck: „Energiesklaven“ ermöglichen den „Siegeszug des Industriekapitalismus“, „fossilen Ersatzarmeen“ lassen es zu, dass sich „Gewinne jenseits aller bekannten Grenzen anhäufen“. Damit ist eine Art von „Großer Transformation“ tatsächlich gelungen: Amory Lovins und das Öko-Institut wollten noch das Atomzeitalter ohne Atome, wobei der Energieanteil der Kernenergie durch Verzicht weggespart werden sollte. Inzwischen ist das Overton-Fenster soweit verschoben, dass Nachhaltigkeitsräterepublik und Planwirtschaft darin Platz finden.

=== Die Folgen ===
Weder die Furcht vor dem menschengemachten Klimawandel noch der Bau von Windrädern, Solarzellen und Faulgasreaktoren sind spezifisch deutsch. Spezifisch deutsch ist die „Energiewende“, auch wenn die grün unterwanderte Wikipedia unter dem Fantasieartikel „Energiewende nach Staaten“ suggeriert, jedes Land das Windräder und Solarzellen errichtet würde den Weg in die Energiediät gehen.<ref Name="knuti"/> Das Bundeswirtschaftsministerium führte 2016 in seinem „Grünbuch Energieeffizienz“ allzu deutlich auf, was die Umsetzung der Energiediät für Deutschland ganz konkret bedeutet.<ref Name="grün"/> Der Energiebedarf der Bürger muss eingeschränkt werden, wenn das Füllhorn des [[Atomzeitalter|Atomzeitalters]] nicht mehr zur Verfügung steht.

:„Energie, so führt das Bundeswirtschaftsministerium in seinem aktuellen „Grünbuch Energieeffizienz“ aus, sei'' zentraler Produktions- und Mobilitätsfaktor und Grundvoraussetzung für das Funktionieren unseres Alltags''. Dies werde ''auch in Zukunft so bleiben''. Wahre Worte, denen man kluge Taten folgen lassen könnte. Wer aber angesichts dieser Prämisse seitens unserer Regierung die Gestaltung von Rahmenbedingungen zur Steigerung der Versorgungssicherheit bei gleichzeitig sinkenden Preisen erwartet, wird bitter enttäuscht. Denn nichts hat der Wirtschaftsminister weniger im Sinn, als mehr Wohlstand zu schaffen. Vielmehr geht es ihm laut Grünbuch darum ''ein hohes Wohlfahrtsniveau zu erhalten''. Wohlfahrt statt Wohlstand erscheint im Lichte des Papiers als ein durchaus sinnvoller Begriffstausch. Steht „Wohlfahrt“ doch im alltäglichen Sprachgebrauch für staatliche Transferleistungen zur Sicherung von Grundbedürfnissen. Und wenn die im Grünbuch ausgebreiteten Ideen zur Umsetzung gelangen, werden viele Bürger in Zukunft ihr Grundbedürfnis nach Energie aus eigener Kraft nicht mehr stillen können.

:Ein neues Leitprinzip namens ''Efficiency First'' ruft Gabriel als künftige Prämisse seiner Energiepolitik aus. Denn eine Energieeinheit, die eingespart werden könne, müsse nicht erzeugt, gespeichert und transportiert werden. Dadurch sänken die Energiekosten, was wiederum mehr Wertschöpfung und mehr Investitionen in Deutschland induziere. Letzteres stimmt aber nur dann, wenn die gesparten Mittel wieder in den Konsum fließen. Wer weniger Geld für das Heizen ausgibt, hat mehr für häufigere oder längere Reisen übrig. Durch effizientere Flugzeuge sinken die Ticketpreise und mehr Menschen können öfter fliegen. Wenn Kühlschrank, Waschmaschine und Trockner weniger Strom fressen, sind noch ein paar zusätzliche Verbraucher drin, ein größerer Fernseher beispielsweise oder ein leistungsstärkerer Computer. Und wenn Autos weniger verbrauchen, können mehr Nutzer eines unterhalten und längere Strecken mit ihm zurücklegen.

:Es sind diese Rückkopplungen, neudeutsch auch Rebound-Effekte genannt, die den Kauf effizienterer Geräte rechtfertigen. Hersteller wiederum werden nur in eine energetische Optimierung ihrer Produkte investieren, wenn sie aufgrund dieses Effektes ein ausreichend großes Kundeninteresse erwarten können. Der Rebound ist nicht nur eine Folge steigender Effizienz, sondern auch ihre Ursache. Aber zu absoluten Verbrauchsminderungen führt dieser Zusammenhang nicht.

:Genau deswegen dient ''Efficiency First'' nicht der Befeuerung von mehr Innovationen und mehr Investitionen in diesem Kreislauf, der eine Quelle unseres Wohlstands darstellt. Denn das oberste Ziel Sigmar Gabriels sind Einsparungen in allen Sektoren der Wirtschaft über alle Bedarfsfelder hinweg. Um dies zu erreichen gilt es vor allem, den Rebound zu verhindern. Hierzu setzt man beim Verbraucher an. ''Aus einer planerischen Perspektive'', so heißt es entsprechend im Grünbuch, sollen ''Dimensionierung und Ausgestaltung des Systems vorrangig von der Nachfrageseite bestimmt werden''.

:Eine zielführende Idee besteht darin, den Verbraucher durch höhere Energiekosten zum Sparen zu zwingen. Flexible Abgaben werden vorgeschlagen, damit der Kunde weder von sinkenden Preisen für Energieträger, noch von effizienteren Produkten profitiert. Ganz gleich, was beispielsweise die Mineralölkonzerne unternehmen, eine ''atmende'' Steuer sorgt für einen gleichbleibend hohen Benzinpreis an der Zapfsäule. Reagieren die Automobilhersteller mit effizienteren Fahrzeugen, erhöht man die Steuer einfach weiter. Denn nur, wenn für viele Bürger die Nutzung eines PKW unerschwinglich wird, kann die gewünschte Reduzierung des Kraftstoffverbrauchs gelingen. Zur Not hilft eine ''Preissteuerung über bestimmte Mautmodelle'', also horrende Straßennutzungsgebühren.

:Man falle auch nicht auf die im Grünbuch angesprochene Sektorkopplung herein, die nichts anderes als die Darstellung aller Endenergie durch Elektrizität, also in Bezug auf Kraftfahrzeuge die Elektromobilität meint. Denn Strom wird bei weiterer Fortführung der Energiewende zu einem ''kostbaren und knappen Gut'', wie die Verfasser des Pamphlets in überraschender Offenheit zugeben. Biomasse, so räumen sie außerdem ein, sei zwar ''universell einsetzbar'' (kein Wunder, handelt es sich doch um Kohlenwasserstoffe), aber ebenfalls ''knapp''.

:Sollten die preisgestaltenden Instrumente nicht ausreichen, hält das Grünbuch weitere Empfehlungen bereit. Etwa ''ordnungsrechtliche Vorschriften auf nationaler oder EU-rechtlicher Grundlage'', die ''Ge- und Verbote'' beinhalten. Aber Achtung: ''Wichtige Voraussetzung für die Effektivität ordnungsrechtlicher Instrumente ist die Sicherstellung ihres Vollzugs''. Intelligente Stromzähler, mit denen Behörden den heimischen Verbrauch kontrollieren können, helfen bei der ''Sicherstellung des Vollzugs'' natürlich ungemein, denn auf der Grundlage ''automatisierter Verbrauchserfassungen'' können ''individuelle Einsparpotentiale erkannt'' und ''quantifiziert'' werden. Über all dies geht die Idee der ''Mengensteuerung'' noch hinaus. Ein System von ''handelbaren Energiesparquoten'' soll ''zielgenau'' auch den Endenergie-Verbrauch absolut begrenzen, der nicht bereits dem europäischen Emissionshandel unterliegt.

:Das Grünbuch Energieeffizienz beschreibt unter den drei Überschriften Mengensteuerung, Ordnungsrecht und Preissteuerung genau nicht den Weg zu mehr Energieeffizienz, sondern vielmehr den Eintritt in die vollendete Planwirtschaft im Energiebereich, in der der Staat bestimmt, welche Energieträger in welcher Menge zu welchen Preis und zu welchen Zwecken gehandelt werden dürfen. Der ''zentrale Produktions- und Mobilitätsfaktor'' und die ''Grundvoraussetzung für das Funktionieren unseres Alltags'' würde, sollten die Vorschläge aus dem Hause Gabriel Realität werden, vollständig von Behörden kontrolliert und reguliert werden. Und zwar in der Absicht, seine Verfügbarkeit und Verwendung massiv zu begrenzen. Als Folge unterbleiben Konsum und Investitionen in Innovationen. Wertschöpfung wird verhindert und Wohlstand vernichtet statt geschaffen.

:Auch die zweite grüne Partei in der Regierung hat sich jüngst in klarer Formulierung diesem Ziel angeschlossen. Das Vorgehen gegen den Rebound-Effekt soll nach dem Willen des unionsgeführten Forschungsministeriums wissenschaftlich unterlegt werden. ''Eine wesentliche Voraussetzung für eine nachhaltige Entwicklung'', so heißt es in der Bekanntmachung einer entsprechenden Förderlinie, bestünde darin, ''den Ressourcenverbrauch (inklusive Energie) zu beschränken''. Man erwartet ''Empfehlungen für Maßnahmen zur Eindämmung'' von Rebound-Effekten, die ''politischen Entscheidungsträgern Instrumente zur Erreichung der Nachhaltigkeitsziele an die Hand geben''. Wobei die zur Untersuchung vorgeschlagenen Ansätze vor allem die Erziehung des Verbrauchers zu Verhaltensänderungen und die Verhinderung von Innovationen betreffen. Das Grünbuch des Wirtschaftsministeriums wird mit solchen Studien passend ergänzt und unterfüttert.

:Diese politischen Strategien, die Deutschland in die Energiearmut führen, sind vor dem Hintergrund der Energiewende notwendig. Jahrelang haben viele Politiker, Interessengruppen und Medien der Öffentlichkeit vorgegaukelt, es ginge lediglich darum, uns in ein Schlaraffenland sauberer in beliebigen Mengen zu geringen Kosten verfügbarer Energie aus Wind, Sonne und Energiepflanzen zu führen. Tatsächlich haben diese Alternativen aufgrund der geographischen Bedingungen hierzulande schlicht nicht das Potential, unseren gegenwärtigen Energiebedarf auch nur annähernd zu erfüllen. Dies wurde entweder verschwiegen oder nicht begriffen. Nun ist es amtlich bestätigt: Windräder, Solarzellen und Faulgasreaktoren bringen es nicht. Deswegen war die zentrale Idee hinter der Energiewende von Anfang an, unseren Primärenergiebedarf um die Hälfte zu reduzieren.Was wiederum nur mittels umfassender Regulierungen erzwungen werden kann. Es gibt keine andere Möglichkeit, die Energiewende umzusetzen, als die, die das Wirtschaftsministerium in seinem Grünbuch skizziert. Von daher agiert die Bundesregierung in dieser Thematik konsequent und folgerichtig. Sie wird diesen Weg weiter beschreiten, solange eine Mehrheit der Bevölkerung die Energiewende begrüßt. Angesichts der unzureichenden Tiefe der medialen Berichterstattung und angesichts der mangelnden Kampfbereitschaft der Wirtschaft ist in dieser Hinsicht auch keine Änderung zu erwarten.“

: – Peter Heller, Astrophysiker<ref Name="wohlfahrt"/>

== Zitate ==

:''„Bedarf der Übergang in eine Weltwirtschaft, die den Klimaschutz beachtet, einer Umwälzung ähnlicher Größe wie die industrielle Revolution? Das behauptet der Wissenschaftliche Beirat Globale Umweltveränderungen. Seine Vorschläge sind widersprüchlich und offenbaren ein seltsames Demokratieverständnis […]''

:''So scheint der WBGU nun als Erster in der Weltgeschichte zu einer fundamentalen Umwälzung von der Größenordnung der industriellen Revolution aufzurufen. Oder vielleicht doch nicht als Erster? Es gibt ein historisches Ereignis, dessen führende Akteure sich ebenfalls als Träger einer derartig fundamentalen Umwälzung gesehen haben. Es ist dies die russische proletarische Revolution von 1917 unter der Führung des bolschewistischen Flügels der Kommunistischen Partei mit ihrem charismatischen Chef Wladimir Lenin. Über die Zeit von sieben Jahrzehnten hat die Führung des auf dieser Revolution aufbauenden Sowjet-Imperiums den Anspruch erhoben, die Menschheit in ein völlig neues Zeitalter zu führen, in ein weltumspannendes Wirtschafts- und Gesellschaftssystem, das die Ausbeutung des Menschen durch den Menschen beendet und eine Welt herstellt, wie sie besser nicht sein könnte […]''

:''Von Hayek stammte die Formel von der „Anmaßung von Wissen“. Ein Paradebeispiel dieser Anmaßung war eben das System der zentral geplanten Volkswirtschaft. Aber es gab auch zahlreiche Beispiele in der westlichen Welt, vor allem dort, wo gescheite Wissenschaftler behaupteten, zu wissen, was zu tun ist, um die Welt zu verbessern, wo sie in ihrer Selbstüberschätzung den der Wissenschaft eignen Skeptizismus vergessen. Ich gestehe, dass mir diese Hayeksche Formel ständig durch den Kopf gegangen ist, als ich das Gutachten über die „Große Transformation“ las […]''

:''„Die kolossale Herausforderung für die Modernisierung repräsentativer Demokratien besteht nun darin, zur Gewinnung von zusätzlicher Legitimation mehr formale Beteiligungschancen zu institutionalisieren, diese zugleich aber an einen inhaltlichen Wertekonsens nachhaltiger Politik zu binden, damit ,mehr Partizipation‘ im Ergebnis nicht zu ,weniger Nachhaltigkeit‘ führt.“ In einfaches Deutsch übersetzt: „mehr Demokratie ja, aber nur soweit sie unseren Zielen nützt.“ […]''

:''Nun schlägt der WBGU zum Zweck der Beförderung seiner klimapolitischen Ziele vor, das gesamte Ressort „Energiepolitik“ in die Zuständigkeit der Europäischen Union zu legen.''

:''Wie muss man sich das vorstellen? Soll nun der Europäische Rat darüber entscheiden, dass alle Kernkraftwerke in der EU abgeschaltet werden? Und dies gegen den Willen Frankreichs? Oder soll umgekehrt der Europäische Rat aus klimapolitischen Gründen Deutschland aufgeben, seine Kernkraftwerke gerade nicht vom Netz zu nehmen? […]''

:''Natürlich ist der Übergang in eine Weltwirtschaft, die den Klimaschutz beachtet, eine große Aufgabe. Aber diese ökonomischen Überschlagsrechnungen geben doch ein anderes Bild als das „Narrativ“ der Großen Transformation. Es ist nicht plausibel, wenn gesagt wird, dass der Klimaschutz an den herkömmlichen Formen demokratischer Willensbildung scheitere, dass aber andererseits der Kostenpunkt des Problems so geringfügig ist, wie im WBGU-Gutachten selbst dargestellt. Aus der Sicht des Ökonomen ist das Gutachten daher zutiefst widersprüchlich. Vielleicht ist es dieser Denkstil der Ökonomen, der die WBGU-Autoren veranlasst, die vorherrschende Analysemethode der Wirtschaftswissenschaften als einen Anachronismus anzusehen. Niemand mag es gern, wenn ihm sein so schön aufgeblasener Luftballon mit einem kalkulierenden Nadelstich zum Platzen gebracht wird, wenn danach „die Luft raus“ ist.“''

: – Carl Christian von Weizsäcker, Professor für Volkswirtschaftslehre<ref Name="trans"/>

:''„Die Angst, die der Mensch heutzutage verspürt ist eine der größten Antriebe Sie hin zum Sozialismus zu führen. Der Mensch muss Angst vor der Zukunft haben. Und nur wenn er Angst vor der Zukunft hat muss er sagen: „Ich brauche eine Versicherung. Und die beste Versicherung ist, wenn der Staat sich um mich kümmert, weil dann kümmern sich alle um mich.“ Nein! Die kümmern sich um sich, und nicht um Sie. Das müssen Sie klar sehen. In sozialistischen Staaten sackt der Mittelwert der Einkommen rapide ab, und Sie sind mit hoher Wahrscheinlichkeit mit dabei. Da ist nicht mehr für Sie da.''

:''[...]''

:''Es wird in Zukunft neben diesen Fahrverboten Tempolimits geben, wieder ihre Freiheit weg, dann wird man die Autos aus der Stadt aussperren, Sie kommen dann nicht mehr rein, Sie müssen mit öffentlichen Verkehrsmitteln fahren. Wie gut das sein wird werden Sie sehen. Wie man sich in Stuttgart21 abmüht und nichts bezweckt, und Endstufe ist Berlin. Da fährt noch nicht mal die Hälfte der S-Bahnen pünktlich bzw überhaupt, eher überhaupt nicht. Nicht genügend Gerät, kein Geld da, nicht gewartet, Eisenbahner haben gestreikt [...] Die Zukunft des öffentlichen Personennahverkehrs ist düster. Preise steigen permanent, defizite wachsen wie verrückt, alles falsch was sie dort tun. Und am Ende wird man Sie, tja, Blade Runner, als Vieh in einer Riesenstadt wird man Sie halten. Oben ein paar Mächtige in der Partei und unten die "Gleichgeschalteten" denen man alles verboten hat. Die Zukunft im Sozialismus ist nicht golden. Die ist grau. Die ist regnerisch.''

:''Schönstes Beispiel, können Sie sehen eine Grünenpolitikerin [Katharina Schulze] ist über Weinachten nach Kalifornien geflogen und hat sich dort einen schicken Latte gekauft, also CO2-reich nach Kalifornien geflogen, hat sich dort nen schicken Latte gekauft, Plastiklöffel drin, und hat sich dann ablichten lassen zum Posten auf Facebook, Instagram usw. Das ging dann rum. Die oberen von den Grünen, für die gilt das alles nicht. Das ist das Hauptproblem was wir haben werden. Es gibt Leute, die sich Ihnen überlegen sehen, mental, und Sie zu Ihrem "Glück" zwingen werden. Da führt gar kein Weg dran vorbei. Tja, das ist der Kulturmarxismus, der so langsam sich in unsere Kultur hineinfrisst; das Marx eigentlich ganz toll ist, ein Philosoph mit Zukunftsvisionen. Irgendeiner hat den dann schlecht gemacht und falsch interpretiert. Nein, der Sozialismus, der Marxismus von innen heraus ist zum Scheitern verurteilt, der wird nie, nie, niemals nie auf einen grünen Zweig kommen. Naja, auf einen grünen Zweig schon, aber nicht für Sie auf einen positiven Zweig.''“

: – Horst Lüning, Unternehmer<ref name="lüning"/>

:''„Am 20. Januar wurde Donald Trump als US-Präsidenten vereidigt. Er ist ein bekennender „Klimaskeptiker“, und nicht wenige seiner Wähler sind wahrscheinlich ebenfalls „Klimaskeptiker“. Warum gibt es die Klimas-Skepsis überhaupt, obwohl der wissenschaftliche Konsens groß ist? Antwort: Die Klimawissenschaftler sind selbst schuld. Es ist auch für interessierte Laien nicht möglich, sich ein abschließendes Urteil über die wissenschaftlichen Fragestellungen zu verschaffen. Jeder muß stets einen gewissen Teil einfach glauben. Und für Glauben braucht es Glaubwürdigkeit.''

:''Im „Spiegel“ vom 17.12.2016 gibt Andreas Levermann, der am Potsdamer Institut für Klimafolgenforschung (PIK) arbeitet, ein Interview. Dieses Interview ist ein perfektes Beispiel dafür, wie man die Glaubwürdigkeit der Klima-Forschung beschädigt und Klima-Skepsis erzeugt. Der Schlußabsatz lautet:''

::''„Man kann auf der richtigen oder der falschen Seite der Geschichte stehen. Wir kennen das von der Abschaffung der Sklaverei oder der Gleichberechtigung der Frauen. Auch der Umstieg auf erneuerbare Energien geht gegen mächtige Interessen und wird als utopisch verdammt. Doch sie retten das Klima und schaffen damit am Ende mehr Gerechtigkeit für die Menschen. In diesem Sinne kann sich jeder entscheiden, ob er einer mit Rückgrat sein will oder nicht.“''

:''Hier wird die wissenschaftliche Frage, in welchem Ausmaß die Klimaänderungen durch den Menschen beeinflußt werden, in eine moralische Frage, in eine Frage der richtigen Haltung umgedeutet. Wer nicht davon überzeugt ist, daß der Mensch das Klima beeinflußt, steht moralisch auf einer Stufe mit dem Sklavenhalter. Wenn ich das lese, denke ich doch sofort: Herr Levermann kann niemals objektiv forschen. Denn jedes Ergebnis, das die ursprüngliche These in Frage stellt, bringt ihn näher an einen Sklavenhalter, moralisch gesehen. Da niemand sich gern als unmoralisches Monster fühlt, wird Herr Levermann eine ganz starke innere Abwehr gegen jeden Befund haben, der seiner These widerspricht. Das ist menschlich, und das ist verständlich, aber es hilft nicht dabei, objektive Wissenschaft zu betreiben.''

:''Auch der folgende Abschnitt untergräbt die Glaubwürdigkeit von Herrn Levermann, wenn er behauptet, Klimawissenschaft sei ganz einfach, kaum mehr als Wissen des Grundstudiums sei nötig.''

::''„Das ist tatsächlich Grundlagenphysik, Thermodynamik und Quantenmechanik, das lernt man im ersten bis dritten Semester.“''

:''Ich bin Mathematiker mit Nebenfach Physik und habe auch ein Physik-Vordiplom. Deshalb kann ich einigermaßen einschätzen, welches Wissen im Grundstudium vermittelt wird. Und damit ist man weit davon entfernt, Prognosen über Klima-Entwicklungen zu treffen. Es wird nicht einmal ausreichen, um ein statisches Minimalmodell durchzurechnen (z.B. unbewegter schwarzer Körper unter einer Gasschicht). Das Zitat soll offensichtlich suggerieren, daß alles ganz einfach, klar und deshalb unstrittig ist. Das ist aber sachlich falsch. Und wer einmal lügt, dem glaubt man nicht, auch wenn er nun die Wahrheit spricht.''

:''Das Interview von Herr Levermann läßt ihn Ideologie-getrieben erscheinen und nicht als ehrlichen und objektiven Wissenschaftler. Ohne Möglichkeit, die Ergebnisse der Klimawissenschaft selbst prüfen zu können, bilde ich mir meine Meinung auch danach, wie glaubwürdig die Vertreter der einen oder der anderen Position sind. Und die Glaubwürdigkeit der These, daß der Klimawandel durch den Menschen beeinflußt wird, leidet durch solche Interviews ganz beträchtlich.“''

: – Dr. Matthias Gärtner, Mathematiker<ref name="gaertner"/>

== Weblinks ==
* '''EIKE''' [https://www.eike-klima-energie.eu/2019/05/10/warum-die-energiewende-ein-totes-pferd-ist-und-der-spiegel-unsinn-schreibt/ Warum die Energiewende ein totes Pferd ist und der SPIEGEL Unsinn schreibt] Über die physikalischen Grenzen von geringer Energiedichte und Zufallsstromerzeugung
* '''YouTube''' [https://www.youtube.com/watch?v=CCRkmqk3pqE Burn capitalism, not coal! - Die Ökobewegung und der Kommunismus] Über die Erfindung der Grünen durch marxistische Vordenker
* '''ScienceSkepticalBlog''' [http://web.archive.org/web/20190418133912/http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-3-keine-perspektive/006761/ Deutschlands Energiediät – Teil 3: Keine Perspektive] Über Landfläche als primäre Energieressource
* '''ScienceSkepticalBlog''' [http://web.archive.org/web/20190804231453/http://www.science-skeptical.de/blog/suffizienz-green-economy-und-die-frohliche-sesshaftigkeit/0010223/ Suffizienz, Green Economy und die fröhliche Sesshaftigkeit] „75% der Flughäfen müssten unbedingt still gelegt werden und die Hälfte der Autobahnen“

==Anmerkungen==
{{Anmerkungstext|A|Der Klimaschwindel war damals noch nicht erfunden, weswegen Klimaveränderungen durch CO2 in Lovins Text keine Rolle für „Sanfte Energie“ spielen. Die von ihm verlinkten Studien (zb. ''The Effects of Doubling the CO2 Concentration on the climate of a General Circulation Model'', Journal of the Atmospheric Sciences, Vol 32, 1974 via B. Bolin, ''Energy and Climate'', Secretariat for Future Studies, 1975) gehen von einer Temperaturerhöhung um 2-3°C bei 600 ppm CO2 aus. Andere Studien, wie Rasool & Schneider, ''Atmospheric Carbon Dioxide and Aerosols: Effects of Large Increases on Global Climate'', Science 09 Jul 1971 Vol. 173, Issue 3992, pp. 138-141 gingen hingegen von einer Sättigung der Temperaturerhöhung bei steigendem CO2-Gehalt der Atmosphäre aus.}}

{{Anmerkungstext|B|Wunderschön der Satz von Lovins: ''„guarding long-lived wastes against geological or social contingencies implies some form of hierarchical social rigidity or homogeneity to insulate the technological priesthood from social turbulence; and making political decisions about nuclear hazards which are compulsory, remote from social experience, disputed, unknown, or unknowable, may tempt governments to bypass democratic decision in favor of elitist technocracy.“''
Passend dazu [https://www.danisch.de/blog/2017/04/02/links-als-die-ursache-des-uebels/ Hardmut Danisch] zur soziologischen Kampfrhetorik: ''„[Die Geisteswissenschaften] sind ja auch der Meinung, dass man seine Behauptungen nicht zu belegen braucht, und es positive Beweise gar nicht gäbe, lehnen das als Positivismus ab. Es sei Aufgabe des Publikums, Thesen zu falsifizieren. Bis das Publikum das tut, habe jede beliebige Behauptung als wahr zu gelten. Macht das Publikum das aber, kann man das Publikum als rassistisch, sexistisch oder sowas und damit als unbeachtlich erklären.“''}}

{{Anmerkungstext|C|Sachlich gesehen gibt es gemäß den Naturwissenschaften, des 1. Hauptsatzes der Thermodynamik natürlich keine „renewable energy“ bzw „Erneuerbaren Energien“. Allein die Wahl des Begriffes sollte dem aufmerksamen Betrachter eine Warnung sein. Man kann vermuten, dass der Begriff bewusst gewählt wurde um zu zeigen, dass man sich abseits der Limitationen von Naturwissenschaft, Technik und Ökonomie bewegt.}}

{{Anmerkungstext|D|Die Öko-Saga "Millionen Tote und zehntausende Jahre unbewohnbar" im Falle eines Reaktorunfalles war damals noch nicht Teil des öffentlichen Bewusstseins, und somit für Argumentationen ungeeignet.}}

{{Anmerkungstext|E|Amory Lovins ist auch heute (2019) noch ein gern gesehener Gast auf Werbeveranstaltungen für naturinvasive Energien (NIE) und ökoreligiösen Verzicht, wo er im Stil eines evangelikalen Predigers affirmativ grüne Glaubenswahrheiten verkündet.}}

{{Anmerkungstext|F|Heidegger verwendete ein eigenes Wording. „Stellen“ meint bei ihm Nutzbarmachung, das „Gestell“ ist entsprechend der Apparat, der den Nutzen zieht. Das Stellen eines Flusses geschieht durch ein Wasserkraftwerk, welches das Gestell ist.}}

== Quellen ==
<references>

<ref Name="lov_kur">Amory B. Lovins: ''ENERGY STRATEGY: THE ROAD NOT TAKEN?'' Foreign Affairs, 1976. [https://courses.washington.edu/pbaf595/Readings/Lovins_1976.pdf Abgerufen] am 02.06.2019 ([https://web.archive.org/web/20190602144504/https://courses.washington.edu/pbaf595/Readings/Lovins_1976.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="zeit">ZEIT: ''Widersprüche aus Freiburg'', Ausgabe 42, 1983</ref>
<ref name="lüning">Horst Lüning: ''Kulturmarxismus und die Grünen (Roten)'', YouTube [https://www.youtube.com/watch?v=QlAgoUP_NvE Abgerufen] am 22.06.2019</ref>
<ref name="energie-wende">Florentin Krause, Hartmut Bossel, Karl-Friedrich Müller-Reißmann: ''Energieversorung der Bundesrepublik ohne Kernenergie und Erdöl'', Öko-Institut, 1980</ref>
<ref Name="diät1">Science Sceptikal: ''Deutschlands Energiediät – Teil 1: Verzicht statt Fortschritt'', 25. Januar 2012. [http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-1-verzicht-statt-fortschritt/006671/ Abgerufen] am 30.08.2019 ([http://web.archive.org/web/20190418133840/http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-1-verzicht-statt-fortschritt/006671/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="diät3">Science Sceptikal: ''Deutschlands Energiediät – Teil 3: Keine Perspektive'', 12. Februar 2012. [http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-3-keine-perspektive/006761/ Abgerufen] am 30.08.2019 ([https://web.archive.org/web/20190901214831/http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-3-keine-perspektive/006761/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="prio">Science Sceptikal: ''Falsche Prioritäten: Das Energiekonzept der Bundesregierung'', 16. September 2010. [http://www.science-skeptical.de/blog/falsche-prioritaten-das-energiekonzept-der-bundesregierung/002884/ Abgerufen] am 30.08.2019 ([https://web.archive.org/web/20191006162044/http://www.science-skeptical.de/blog/falsche-prioritaten-das-energiekonzept-der-bundesregierung/002884/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>
<ref Name="gut">BMU: ''Energieszenarien für ein Energiekonzept der Bundesregierung'', 27. August 2010. ([http://web.archive.org/web/20130512200053/https://www.bmu.de/fileadmin/bmu-import/files/pdfs/allgemein/application/pdf/energieszenarien_2010.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>''</ref>
<ref Name="cap">Robert L. Bradley Jr: ''Capitalism at Work: Business, Government and Energy'', S.286. M & M Scrivener Press, 2008</ref>
<ref Name="autark">Science-Skeptical Blog: ''Dezentral ist ideal? Vom Glück der Autarkie'' [http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/dezentral-ist-ideal-vom-gluck-der-autarkie/009317/ Abgerufen] am 14.10.2018 ([https://web.archive.org/web/20181014140722/http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/dezentral-ist-ideal-vom-gluck-der-autarkie/009317/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="cost">U.S. Energy Information Administration: ''How much does it cost to generate electricity with different types of power plants?'' [https://www.eia.gov/electricity/annual/html/epa_08_04.html Abgerufen] am 14.10.2018 ([https://web.archive.org/web/20181014135823/https://www.eia.gov/electricity/annual/html/epa_08_04.html Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>
<ref name="stagflag">Wikipedia: ''1973–75 recession'' [https://en.wikipedia.org/wiki/1973%E2%80%9375_recession Abgerufen] am 01.09.2019</ref>
<ref name="bau">Der Baumeister Zeitschrift für Architektur, Planung, Umwelt, Band 74 (1977)</ref>

<ref Name="stabil">Science-Skeptical Blog: ''Die technischen Grenzen der volatilen Stromerzeugung''. [http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/die-technischen-grenzen-der-volatilen-stromerzeugung/0015094/ Abgerufen] am 03.6.2019 ([https://web.archive.org/web/20190813021703/http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/die-technischen-grenzen-der-volatilen-stromerzeugung/0015094/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="grenzen">Science-Skeptical Blog: ''Drei Zitate über Innovation und Evolution''. [http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/drei-zitate-ueber-innovation-und-evolution/0015892/ Abgerufen] am 08.9.2019 ([https://web.archive.org/web/20190924141149/http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/drei-zitate-ueber-innovation-und-evolution/0015892/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="wohlfahrt">Science-Skeptical Blog: ''Wohlfahrt statt Wohlstand – Gabriels Aufbruch in die Energiearmut''. [http://www.science-skeptical.de/politik/wohlfahrt-statt-wohlstand-gabriels-aufbruch-in-die-energiearmut/0015497/ Abgerufen] am 03.6.2019 ([https://web.archive.org/web/20190924063320/http://www.science-skeptical.de/politik/wohlfahrt-statt-wohlstand-gabriels-aufbruch-in-die-energiearmut/0015497/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="diet2">Science-Skeptical Blog: ''Deutschlands Energiediät – Teil 2: Gegen alle Trends''. [http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-2-gegen-alle-trends/006687/ Abgerufen] am 07.6.2019 ([http://web.archive.org/web/20190907110002/http://www.science-skeptical.de/blog/deutschlands-energiediat-teil-2-gegen-alle-trends/006687/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="gewalt">Science-Skeptical Blog: ''Leggewie und die vierte Gewalt''. [http://www.science-skeptical.de/klimawandel/leggewie-und-die-vierte-gewalt/0013631/ Abgerufen] am 07.9.2019 ([https://web.archive.org/web/20190924121508/http://www.science-skeptical.de/klimawandel/leggewie-und-die-vierte-gewalt/0013631/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="knuti">Die Weltwoche: ''Knuttis grüner Schatten''. [https://www.weltwoche.ch/ausgaben/2019-29/artikel/knuttis-gruner-schatten-die-weltwoche-ausgabe-29-2019.html Abgerufen] am 02.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20191008065510/https://www.weltwoche.ch/ausgaben/2019-29/artikel/knuttis-gruner-schatten-die-weltwoche-ausgabe-29-2019.html Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="grün">Bundesministerium für Wirtschaft und Energie: ''Grünbuch Energieeffizienz''. [https://www.bmwi.de/Redaktion/DE/Publikationen/Energie/gruenbuch-energieffizienz-august-2016.pdf?__blob=publicationFile&v=15 Abgerufen] am 02.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20190902181400/https://www.bmwi.de/Redaktion/DE/Publikationen/Energie/gruenbuch-energieffizienz-august-2016.pdf?__blob=publicationFile&v=15 Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="welt">Karl Böhm, Rolf Dörge: ''unsere welt von morgen'' Verlag neues Leben, 1960</ref>

<ref Name="Zukunft">Ulrich Schippke, Roland Gööck: ''Die Zukunft - Das Bild der Welt von morgen'' Bertelsmann, 1974. ASIN: B002LP5QRE</ref>

<ref Name="utopie">Science-Skeptical Blog: ''Die gefährliche Utopie der Klimakrieger''. [http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/die-gefaehrliche-utopie-der-klimakrieger/0012794/ Abgerufen] am 25.8.2018 ([https://web.archive.org/web/20180901073151/http://www.science-skeptical.de/energieerzeugung/die-gefaehrliche-utopie-der-klimakrieger/0012794/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="trans">Science-Skeptical Blog: ''Lesetipp: Die Große Transformation – ein Luftballon''. [http://www.science-skeptical.de/blog/lesetipp-die-grose-transformation-ein-luftballon/005695/ Abgerufen] am 8.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20190915113909/http://www.science-skeptical.de/blog/lesetipp-die-grose-transformation-ein-luftballon/005695/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="te">Tichys Einblick: ''Kein Strom mehr für Deutschland''. [https://www.tichyseinblick.de/kolumnen/lichtblicke-kolumnen/kein-strom-mehr-fuer-deutschland/ Abgerufen] am 18.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20191018031313/https://www.tichyseinblick.de/kolumnen/lichtblicke-kolumnen/kein-strom-mehr-fuer-deutschland/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref Name="papst">Hans Joachim Schellnhuber: ''Selbstverbrennung: Die fatale Dreiecksbeziehung zwischen Klima, Mensch und Kohlenstoff''. <Herr Schellnhuber verwendet keine Seitenzahlen> Bertelsmann Verlag, 2015. ISBN 3570102629</ref>

<ref name="wbgu">Wissenschaftliche Beirat der Bundesregierung Globale Umweltveränderungen: ''Welt im Wandel - Gesellschaftsvertrag für eine Große Transformation'', 2011. [https://www.wbgu.de/fileadmin/user_upload/wbgu.de/templates/dateien/veroeffentlichungen/hauptgutachten/jg2011/wbgu_jg2011.pdf Abgerufen] am 5.10.2011 ([http://web.archive.org/web/20180422052918/https://www.wbgu.de/fileadmin/user_upload/wbgu.de/templates/dateien/veroeffentlichungen/hauptgutachten/jg2011/wbgu_jg2011.pdf Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="Lovins">Amory B. Lovins: ''Soft Energy Paths: Towards a Durable Peace'' HarperCollins, 1979 ISBN-10: 0060906537</ref>

<ref name="gaertner">Achse des Guten: ''Moral als Wissenschaft: Wie man Klimaskeptiker züchtet'', 4. Februar 2017 [https://www.achgut.com/artikel/moral_als_wissenschaft_wie_man_klimaskeptiker_zuechtet Abgerufen] am 20.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20190920071151/https://www.achgut.com/artikel/moral_als_wissenschaft_wie_man_klimaskeptiker_zuechtet Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="türme">Achse des Guten: ''Reichskrafttürme'', 12. Februar 2012 [https://www.achgut.com/artikel/0025168 Abgerufen] am 20.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20191110173229/https://www.achgut.com/artikel/0025168 Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="nat">Linzer Volksblatt: ''Windkraftnetz über Deutschland?'', 2. März 1932 ([http://anno.onb.ac.at/cgi-content/anno?aid=lvb&datum=19320302&seite=6&zoom=38 Archiviert] bei der Österreichischen Nationalbibliothek)</ref>

<ref name="nat2">Linzer Volksblatt: ''Kraft aus der Luft'', 10. Juni 1932 ([http://anno.onb.ac.at/cgi-content/anno?aid=lvb&datum=19320610&seite=6&zoom=38 Archiviert] bei der Österreichischen Nationalbibliothek)</ref>

<ref name="forb">Forbes: ''The Reason Renewables Can't Power Modern Civilization Is Because They Were Never Meant To'', 6. Mai 2019 [https://www.forbes.com/sites/michaelshellenberger/2019/05/06/the-reason-renewables-cant-power-modern-civilization-is-because-they-were-never-meant-to/#6f05fc0aea2b Abgerufen] am 20.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20191013103437/https://www.forbes.com/sites/michaelshellenberger/2019/05/06/the-reason-renewables-cant-power-modern-civilization-is-because-they-were-never-meant-to/ Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="harich">Spiegel: ''„Ich hatte alle gegen mich“, Wolfgang Harich'', 11. Juni 1979 [https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-40349947.html Abgerufen] am 20.9.2019 ([https://web.archive.org/web/20190922170902/https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-40349947.html Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="sonne">Spiegel: ''Sonne statt Kernkraft'', 9. Juni 1986 [https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13517822.html Abgerufen] am 20.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20191110173104/https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13517822.html Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>
<ref name="ausstieg">Spiegel: ''Atomenergie - Einstieg in den Ausstieg?'', 19. Mai 1986 [https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13518236.html Abgerufen] am 20.9.2019 ([http://web.archive.org/web/20190923130745/https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-13518236.html Archivierte Version] bei [https://web.archive.org/ Wayback Machine])</ref>

<ref name="macht"> Wolfgang Prabel: ''Der Bausatz des Dritten Reiches'', 29. März 2015 ASIN: B07N39WFLS</ref>
</references>

Benutzer:TZV/BN-800

2020-02-04T11:15:33Z

Superwip: /* Brennelementwechsel */

{{Infobox Kernreaktor
|BILD =BN-800 2015-05-03.jpg
|BESCHR =Belojarsk-4 im [[Kernkraftwerk Belojarsk]]
|LAND =Sowjetunion, Russland
|JAHR =1981
|ENTWICKLER =OKBM Afrikantow
|HERSTELLER =OKBM Afrikantow
|R-TYP =Schneller Reaktor
|R-BAUART =Poolbehälter
|R-MODERAT =
|R-KUELUNG =Natrium
|B-BRNSTOFF =Oxid- und Nitridbrennstoff
|B-FORM =
|B-GEOMETRY =Hexagonal
|B-WECHSEL =Abgeschaltet
|B-ABBRAND =
|ERRICHTET =1
|COMMONSCAT =
}}

Status der Abschnitte:
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* [[Datei:Bright green checkbox-unchecked.svg|20px]] - der Abschnitt ist vollständig
* [[Datei:Bright green checkbox-checked.svg|20px]] - evtl. Abnahme

Der von OKBM Afrikantow entwickelte '''BN-800''' (russisch БН-800) ist ein natriumgekühlter schneller [[Brutreaktor]]. Er ist der zur Zeit modernste und leistungsstärkste in Betrieb befindliche Ableger der [[BN-Reaktor|BN Reaktorfamilie]]. Der weltweit erste BN-800 wurde als Block 4 des [[Kernkraftwerk Belojarsk]] errichtet und 2016 in Betrieb genommen. Er ist gegenwärtig (Stand 2018) der leistungsstärkste schnelle Brutreaktor, sowie auch der leistungsstärkste nicht-wassergekühlte Reaktor der Welt. Seitens OKBM wird der BN-800 als Modell der [[Generation III+]] bezeichnet.<ref name="OKBM_2018">ОКБМ Африкантов: ''Реакторные установки ''. [http://www.okbm.nnov.ru/reactors Abgerufen] am 06.08.2018. ([http://archive.fo/mMNDd Archivierte Version] bei [http://archive.fo/ Archive.is])</ref>

In Zukunft sollen weiter modernisierte Varianten des BN-800 im Export verwendet werden, ansonsten wird er neben der Stromerzeugung auch als Versuchskernkraftwerk für die Entwicklung weiterer BN-Reaktoren wie etwa dem [[BN-1200]] genutzt, sowie für den Abbau überschüssiger Vorräte von waffenfähigem Plutonium welches in einem Brennerkern als Brennstoff genutzt wird.

Nötige Weiterleitungen:
* BN-800M
* BNK-600
* BNK-750
* Prometheus

== Geschichte ==
[[Datei:Славский Ефим памятник в Макеевке.jpg|mini|Büste von Jefim Pawlowitsch Slawskij]]
[[Datei:Green checkbox-checked.svg|20px]]
Ursprünglich sah man Mitte der 1970er, nach der Entwicklung des [[BN-600]], vor, einen BN-Reaktor für spezielle Einsatzzwecke zu entwickeln, da schnelle Reaktoren es erlaubten sowohl Energie zu erzeugen, als auch andere Isotope.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> Der ''BNK-600'' (russ. für {{Akronym|Schneller Natrium Konverter|Быстрый Натриевый Конвертор}}) war insbesondere vom Verteidigungsministerium gewünscht worden als Reaktor, der unter wirtschaftlichen Bedingungen bei der Stromerzeugung, auch waffenfähiges Plutonium erbrüten könnte. Designbasis sollte der BN-600 sein. Während der Entwicklung wurde allerdings die Leistung des Designs auf 750 MW erhöht und der Reaktor als Projekt ''„Prometheus“'' weitergeführt. Hauptaugenmerk war der Einsatz eines Hybridkerns mit Uran-Plutonium-Brennstoff in Oxidform. Dies erforderte allerdings die Anreicherung von Uran für den Reaktor, weshalb das Verteidigungsministerium das Interesse an einen schnellen Reaktor für die Plutoniumerzeugung verlor.<ref name="IPPE_BN-800_2018">ГНЦ РФ – ФЭИ: ''Быстрый энергетический реактор БН-800''. [https://www.ippe.ru/realized-projects/fast-neutrons-reactors/270-bn800 Abgerufen] am 10.08.2018. ([http://archive.is/i8nbm Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Auch die Entwicklung der sowjetischen Industrie zeigte, dass solch eine spezielle Entwicklung des BNK nicht notwendig sei, weshalb das Ministerium für mittelschweren Maschinenbau, aus einer Entscheidung vom zuständigen Minister, {{Akronym|Jefim Pawlowitsch Slawskij|Ефи́м Па́влович Сла́вский}},<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> 1976 entschied,<ref name="IPPE_BN-800_2018"/> das Projekt neu zu gestalten und in einen 800 MW starken BN-800 fortentwickelte.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> Das Augenmerk sollte auf der Energieerzeugung liegen, sowie der mögliche Einsatz eines MOX-Kerns.<ref name="IPPE_BN-800_2018"/>

Der BN-800 sollte alle technischen Lösungen, die bereits beim BN-600 zum Einsatz kamen, weiterverwenden oder optimiert nutzen, allerdings mit dem Ziel, dass für den Bau der Anlage rund 30 % an Metall in der Reaktoranlage eingespart wird, sowie neue Sicherheitslösungen nutzen, um die Reaktivität des Reaktors passiv zu steuern. Der Bau der Anlage sollte ursprünglich relativ zügig nach dem Bau des BN-600 beginnen, um das dort gesammelte Wissen und die Arbeitskräfte zu erhalten.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> So war das ursprüngliche Basisdesign bereits bis 1983 fertig ausgearbeitet worden.<ref name="Atomicexpert_24-2014">''Атомный эксперт No3 (24) 2014'', März 2014. Seite 26 bis 35. [http://atomicexpert-old.com/sites/default/files/ae_3_web.pdf Abgerufen] am 05.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/05/ae3web/ae3web.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Bereits 1980 wurde von der Regierung der Sowjetunion ein Dekret über den Bau von jeweils einen BN-800 am Standort Süd-Ural und am Standort Belojarsk erlassen. Nachdem allerdings klar war, dass der größere BN-1600 viel später erst realisiert werden würde, wurde die Entscheidung abgeändert.<ref name="IPPE_BN-800_2018"/> Hierzu wurde 1983 vom Zentralkomitee der kommunistischen Partei der Sowjetunion, sowie vom Ministerrat der Sowjetunion, eine Resolution erlassen, drei BN-800 am [[Kernkraftwerk Süd-Ural]] und einen am [[Kernkraftwerk Belojarsk]] zu errichten.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016">Атомный эксперт: ''«Рано сравнивать свинецс натрием»'', 23.06.2016. [http://atomicexpert.com/page218283.html Abgerufen] am 05.08.2018. ([http://archive.is/3YVMS Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Bereits 1984 begannen die Vorarbeiten für die Blöcke am Kernkraftwerk Süd-Ural.<ref>mediaЗавод: ''Куда "посадят" АЭС?'', 07.12.2007. [http://mediazavod.ru/articles/34986 Abgerufen] am 13.11.2012. ([http://www.webcitation.org/6C9A9waxv Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref name="IPPE_BN-800_2018"/> Im Jahr 1985 wurde der BN-800 einer Analyse unterzogen und das Design konform mit den Sicherheitsvorschriften erklärt.<ref name="INIS_33011199">Krivitski, I.Yu.: ''BN-800 - history and perspective'', 2001. ([https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN%3A33011199 INIS-Referenz]) [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/011/33011199.pdf Abgerufen] am 05.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/05/33011199/33011199.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Ab 1986 wurde am Kernkraftwerk Süd-Ural das Fundament für den ersten Block gegossen, sowie die Hilfsinfrastruktur für den Block in Belojarsk errichtet, jedoch nur die Baugrube für den Block ausgehoben.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/>

Bis 1987 war die gesamte Konstruktionsphase des Kernkraftwerks mit BN-800 abgeschlossen. Die Ausrüstung des nuklearen Anlagenteil war so gewählt worden, dass die meisten Komponenten bereits im BN-600 erprobt wurden. Abgewichen ist nur die Turbinenhalle, die im Gegensatz zum BN-600 mit nur einen statt drei Turbosätzen auskommt. Auch die dort verwendeten Komponenten wurden entweder in Kernkraftwerken (Dampfüberhitzer) oder konventionellen Kraftwerken (Turbosatz und Generator) bereits erprobt. Für die Validierung der Funktion der Natriumkreisläufe wurden eine Reihe von Versuchsanlagen errichtet, in denen der Anlagenbetrieb unter allen Umständen wissenschaftlich erprobt wurde. Änderungen wurden insbesondere bei den Hauptumwälzpumpen vorgenommen, da es beim BN-600 Probleme gab aufgrund der nicht ausreichend berücksichtigten hydraulischen Auslegung der Pumpe. Der Reaktorkern wurde mehr auf passive Sicherheit getrimmt, sowie der Abstand der Brennelemente zueinander von 2 mm im BN-600 auf 5 mm beim BN-800 erhöht. Im Jahr 1987 bereitete [[Atommasch]] in Wolgodonsk die Fertigung des ersten Reaktorbehälters, inklusive der Ausrüstung für Süd-Ural 1 vor.<ref name="INIS_45100183">М.Ф. ТРОЯНОВ, u.a.: ''СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ В СССР'', März 1987. ([https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN%3A45100183 INIS-Referenz]) [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/100/45100183.pdf Abgerufen] am 05.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/05/45100183/45100183.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Noch im gleichen Jahr nahm Atommasch die Fertigung auf. Bis 1988 wurden infolge des [[Reaktorunfall von Tschernobyl|Reaktorunfalls von Tschernobyl]] einige sicherheitstechnische Änderungen vorgenommen, die seitens der Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor genehmigt wurden. Aufgrund der Kernbrennstoffknappheit in der Sowjetunion, die sich bis Mitte der 1990er mit dem Ausbauprogramm kristallisieren würde, wurde seitens der sowjetischen Führung Druck aufgebaut die Brüterentwicklung schneller voranzutreiben.<ref name="INIS_21064692">М.Ф. ТРОЯНОВ, u.a.: ''СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ В СССР'', April 1989. ([https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN%3A21064692 INIS-Referenz]) [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/21/064/21064692.pdf Abgerufen] am 05.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/05/21064692/21064692.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Für die Beschaffung des Natriums wurde eine neue Produktionsstätte 1990 in Ussolje-Sibirskoje in der Oblast Irkutsk geschaffen. Durch die Eigenproduktion sollte die nötige Reinheit des Natriums für den Reaktorbetrieb sichergestellt werden.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/>

[[Datei:BN-800 vergleich plot.png|mini|Größenvergleich des BN-800 (Süd-Ural-1) oben und des BN-800M (Belojarsk-4) unten]]
Anfang der 1990er wurde das Kernkraftwerk Süd-Ural einer technischen und ökologischen Prüfung unterzogen, die das Projekt erfolgreich bestand. Allerdings versuchten die Entwickler bereits seit Mitte der 1980er das Projekt zu überarbeiten, da das Basisdesign, das bereits im ersten Block des Kernkraftwerks Süd-Ural in Bau war, nicht frei von Mängeln war. Unter anderem sind die Baukosten der Anlage sehr hoch bei einem hohen spezifischen Metall- und Materialverbrauch.<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/> Seitens der Experten wurde darauf hingewiesen, dass die Probleme des Designs jetzt gelöst werden müssten und nicht vor sich hingeschoben werden könnten, da es ansonsten zu einem Verlust von Wissen für den Bau dieser Reaktoren kommen würde. Ein besonderes Problem war, dass der Reaktor, der den geschlossenen Brennstoffkreislauf vorbereiten sollte, nicht dafür optimiert wurde, das Potential aber dazu habe.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> Da für den ersten Block am Standort Süd-Ural bereits das Fundament gegossen war, konnten etwaige Verbesserungen nicht auf diesen Block angewendet werden, allerdings stünde das Design für den zweiten und dritten Block zur Verfügung. Federführend waren neben OKBM und Atomenergoprojekt Sankt Petersburg auch das Physikalisch-Energetisches-Institut A. I. Leipunski. Ziel war es neben verbesserten Indikatoren im Bereich Technik und Wirtschaftlichkeit auch die Sicherheit zu erhöhen. Dafür wurden zwei Alternativvarianten entwickelt: Der BN-800M (Variante I) mit einem erhöhten Abbrand des Kernbrennstoffs, sowie der BN-800M (Variante II) mit einer höheren thermischen Leistung. Das Ursprungslayout der Anlage wurde beibehalten mit einem integralen Primärsystem mit drei Loops, drei sekundäre Loops und einen Turbosatz.<ref name="Kamaew_1999_01000261815">Камаев, Алексей Альфредович: ''Технико-экономическая оптимизация параметров активной зоны и теплогидравлических характеристик оборудования'', Obninsk 1999. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/02/01000261815/01000261815.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Die Arbeiten an den Blöcken wurden dennoch fortgeführt,<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> jedoch bereits 1993 gestoppt, nachdem die wirtschaftliche Situation des Sowjetunion-Nachfolgestaats Russland den Bau nicht mehr zuließ.<ref name="Atomicexpert_24-2014"/>

Sicherheitstechnisch wurde für den BN-800M erstmals das passive Wärmeabfuhrsystem, SARCh entwickelt, dass bei einem Notkühlbetrieb die Wärme aus dem Reaktor, über den nicht radioaktiven Sekundärkreislauf in Luftwärmetauscher abgeben soll, die wiederum die Wärme in die Atmosphäre über drei Kamine abgeben.<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/> Außerdem wurden weitere zusätzliche Systeme für den BN-800 entwickelt:<ref name="IAEA_FR17-425"/>
* Reaktorkern mit einem Natriumsiedeffekt der nahe 0 liegt
* Passive hydraulische Notabschaltstäbe
* Integration eines Kernfängers unterhalb der Druckkammer im Reaktorbehälter
* Passiver Überdruckschutz im Reaktor
* ?? A passive system was introduced to terminate the “bellows” effect in the case of the external pipelines break.

Bereits mit der Einführung der neuen Sicherheitsvorschriften für den Bau und Betrieb von Kernkraftwerken 1989 in der Sowjetunion mussten Nachbesserungen am Projekt gemacht werden, da als Lehre aus dem [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] jeder neue Reaktor einen negativen Reaktivitätskoeffizient im Bezug auf die Kühlmitteltemperatur und Reaktorleistung aufweisen musste. Infolge wurde der BN-800 erneut auf diese negativen Eigenschaften untersucht und dabei festgestellt, dass es eine starke positive Reaktivitätszufuhr beim Natriumsieden im BN-800 geben kann, was nachträglich als größter Negativpunkt am Design gesehen wurde. Auf dieser Basis wurde die Empfehlung geäußert einen neuen Reaktorkern zu entwerfen, bei dem das Natriumsieden zu einer negativen Reaktivität führt.<ref name="INIS_33011199"/> (mehr zum Lastfolge siehe Abschnitt ''[[#Natriumsieden|→Natriumsieden]]'')

Durch die Nachbesserungen beim Natriumsieden konnte der BN-800M nach den Sicherheitsvorschriften von 1998 lizenziert werden und erhielt damit seine Baulizenz von der Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor.<ref name="INIS_33011199"/><ref>Behram N. Kursunogammalu, u.a.: ''Economics and Politics of Energy'', Springer Science & Business Media, 2007. ISBN 0585342881. Seite 213.</ref>

Über die 1990er, nach dem Zerfall der Sowjetunion, versuchte das Ministerium für Atomenergie (Minatom) mehrfach den Bau des Blockes wieder aufzunehmen, was allerdings mehrfach ohne Erfolg blieb. Zwar gab es Gelder aus dem russischen Staatshaushalt für den Bau von Kernkraftwerke, die allerdings immer nur teilweise die Finanzierung für den Bau der Blöcke übernehmen. Wissenschaftler wiesen jedoch die Staatsduma mehrfach daraufhin, dass für den Bau einer solchen Einheit die Kosten vollständig aus dem Staatsprogramm getragen werden müssten, da einerseits der Bau des Blocks dem derzeitigen Bedarf nicht gerechtfertigt war und die spezifischen Kosten höher lagen als für ein voll kommerzielles Kernkraftwerk.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> Insbesondere zwischen 2003 und 2005, als das BN-800-Projekt praktisch abgeschlossen war, verließen viele Experten, die über Jahrzehnte mit dem Projekt betraut waren, ihre Forschungsstätten, da die Finanzierung des Projekts einen Bau in den Folgejahren nicht absehbar machten, weshalb in dieser kurzen Zeit viel Wissen verlorengegangen ist.<ref name="Atomicexpert_24-2014"/>

Bis zum Jahr 2005 gab es vornehmlich nur Gespräche über den Block, die ergebnislos verliefen. Erst mit dem föderalen Zielprogramm, das ab 2007 den Bau von neuen Kernkraftwerken aus dem Staatshaushalt ermöglichte, war es möglich wieder über den Bau des BN-800 zu reden. Bis zu diesem Zeitpunkt ist allerdings viel Wissen und Personal verloren gegangen, insbesondere am Standort Belojarsk. Die einstige Baubasis des BN-600 musste fast vollständig rekonstruiert werden und neues Personal gefunden werden. Die in Ussolje-Sibirskoje eigens für die BN-800 eingerichtete Produktionsstätte für Natrium wurde über die 1990er geschlossen, sodass das Natrium für den BN-800 aus Frankreich kommen musste.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/> Die Finanzierung erfolgte wie im föderalen Zielprogramm vorgesehen, indem 50 % der Kosten die neu in [[Rosatom]] reorganisierte Atomwirtschaft tragen würde und die anderen 50 % seitens des Staates durch das föderale Budget beigesteuert würden.<ref name="Atomicexpert_24-2014"/>

* Physor https://books.google.de/books?hl=de&id=AdjZAAAAMAAJ&dq=%22BN-600M%22&focus=searchwithinvolume&q=%22BN-800M%22

Seite 40 weiter <ref name="Kamaew_1999_01000261815"/>

http://www.okbm.nnov.ru/reactors

* Südural, Anordnung der Natrium-Luft-Wärmetauscher http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/021/33021486.pdf

-> Beschreibung BE-Konstruktionsänderung Natriumsieden <ref name="IPPE_BN-800_2018"/>
-> Kern Parameter <ref name="IPPE_BN-800_2018"/>

=== Experi ===
Ab 1993 wurde begonnen die entwickelten technischen Lösungen in Testaufbauten zu prüfen, die zumeist im Maßstab 1:1 ausgeführt wurden. MEHR: <ref name="IAEA_FR17-425">V.Yu. Sedakov, u.a.: ''Manufacture, Installation and Adjustment of BN-800 RP Equipment'', 29.06.2017. [https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/presentations/FR17-425.pdf Abgerufen] am 24.06.2018. ([http://archive.is/lK4ZJ Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>

* zebra http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/019/28019146.pdf

+ https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1139_prn.pdf

* https://tesis.com.ru/own_design/flowvision/fv_exp_atom.php

=== Betrieb ===
* MOX-Linie http://atomicexpert.com/page1081770.html
* http://ozersk74.com/index.php?newsid=24348
* Technische probleme, Fehlberehcnungen Brennelemnte http://atomicexpert.com/page795467.html

* PU-BALANCE!!! https://books.google.de/books?id=7s7rCAAAQBAJ&pg=PA5&lpg=PA5&dq=MOX+Krasnoyarsk&source=bl&ots=J0ow570ioX&sig=tohWSbgESZgKZLQDecj4fMboQxs&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwils7jRouPcAhWS2qQKHUZADxUQ6AEwBnoECAMQAQ#v=onepage&q=MOX%20Krasnoyarsk&f=false
* dito https://books.google.de/books?id=Pv5UjoJMIwEC&pg=PA141&lpg=PA141&dq=BN-800+balance&source=bl&ots=2szGXwfnLx&sig=0DFNSYGpd5hkqnbk6JW_RvPVhvM&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwjPy62ep-PcAhXS-KQKHXbzDnA4ChDoATAAegQICRAB#v=onepage&q=BN-800%20balance&f=false
* https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/26/009/26009629.pdf
* http://www.pircenter.org/media/content/files/10/13539407520.pdf

=== MOX-Linie Komplex-300 ===
Ursprünglich wurde im Zuge des Baus der ersten vier BN-800 bereits 1984 mit dem Bau des Komplex-300 am Standort Majak begonnen, in dem zukünftig der MOX-Kernbrennstoff für die BN-800 produziert werden sollte.<ref name="IPPE_BN-800_2018"/>
* Bild, WAA mit zwei BN-800 http://indico.ictp.it/event/a08209/session/55/contribution/32/material/0/0.pdf

Der Bau des Komplex-300 wurde 1986 gestoppt, nachdem auch die Arbeiten infolge des [[Reaktorunfall von Tschernobyl|Reaktorunfalls von Tschernobyl]] an den BN-800-Blöcken eingestellt wurden.<ref name="IPPE_BN-800_2018"/>

Alte MOX-Linie Majak (Komplex-300) - extra Artikel?

* https://fas.org/nuke/cochran/nuc_01009302a_112b.pdf
* https://books.google.de/books?id=mYDfilBgQhQC&pg=PA39&lpg=PA39&dq=%22south+urals%22+pilot+BN-800&source=bl&ots=li5ypy44F6&sig=6Rqsy2II7z8teSlCYWm4p2k-CCQ&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwiylcfzzeLcAhWkyoUKHZyaDZ04ChDoATAAegQIABAB#v=onepage&q=%22south%20urals%22%20pilot%20BN-800&f=false
* http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/jtc.pdf
* https://www.armscontrol.ru/start/rus/publications/pu-c3.htm
* http://sverd.ru/about-company/70-letie-oao-sverdniiximmash/xronologiya-sobyitij.html
* http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7969
* http://www.reforma-sk.ru/response/view/2/

=== MOX-Linie Krasnojarsk ===
* https://www.rbth.com/science_and_tech/2016/03/21/new-siberian-nuclear-fuel-production-unit-is-worlds-first-of-its-kind_577647

=== Vibropac-MOX-Linie Dimitowgrad ===

=== Weiterentwicklung ===
[[Datei:Green checkbox-checked.svg|20px]]
Mit der Entwicklung des BN-800 als kommerzieller Demonstrationsreaktor Mitte der 1970er startete auch die Entwicklung des ersten kommerziellen Großreaktors der BN-Baulinie, des [[BN-1600]], der als kommerzieller Nachfolger des BN-800 mit doppelt so großer Leistung geplant war.<ref name="INIS_45100183"/> Ursprünglich war der Reaktor ab 1969 bis 1970 mit einer Leistung von 1000 MW geplant, 1971 die Leistung auf 1500 MW erhöht und ab 1974 mit 1600 MW Leistung.<ref name="IPPE_BN-800_2018"/> Aufgrund von sicherheitstechnischen Lehren nach dem [[Reaktorunfall von Tschernobyl]] 1986 wurde bis 1988 entschieden, die Entwicklung des BN-1600 zu stoppen, da man hier neue Ansätze suchen musste, die insbesondere sicherheitstechnischer Natur waren.<ref name="INIS_21064692"/> Über die erste Hälfte der 1990er wurde beschlossen, parallel zur vollendeten Entwicklung des BN-800, eine verbesserte Variante des [[BN-600]] zu entwerfen. Einerseits war der BN-600 bereits zu diesem Zeitpunkt durch den Regelbetrieb nahe an der Reife wie ein kommerzieller Reaktor zu arbeiten, andererseits steht für den geschlossenen Brennstoffkreislauf der Bau von weiteren schnellen Reaktoren an, weshalb man sich entschied die besten Lösungen des BN-600 und BN-800 in einem mittelgroßen Reaktormodell mit der Bezeichnung BN-600M zu vereinen, der mit verbesserten wirtschaftlichen Parametern in Konkurrenz mit Leichtwasserreaktoren treten sollte. Die Entwicklung kam allerdings nie zur Projektreife.<ref>Kiryushin, A.L., u.a.: ''Design of the advanced reactor BN-600M'', Oktober 1996. ([https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:28014324 INIS-Referenz]) [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/014/28014324.pdf Abgerufen] am 13.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/13/28014324/28014324.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref>

Obwohl die Entwicklung des überarbeiteten BN-800 praktisch abgeschlossen war, der Bau jedoch nicht in Aussicht stand, entschied man im März 2001 auf Basis des gesammelten Wissens die Entwicklung eines kommerziellen Reaktors, [[BN-1800]], zu planen. In der weiteren Entwicklung wieder allerdings entschiedenen die Leistung zu reduzieren und nur einen [[BN-1200]] zu entwickeln, der nach dem BN-800 der nächste Schritt zur kommerziellen Reife der schnellen Reaktoren ebnen sollte. Neben einer spezifizierten Verringerung des Materialverbrauchs um das 2,5-fache gegenüber des BN-600, sollen die Investitionskosten auf nahezu das gleiche Niveau wie beim [[WWER-1300]] gesenkt werden.<ref name="Atomicexpert_23-06-2016"/>

== Technik ==
[[Datei:Blue checkbox-checked.svg|20px]]
Das zentrale Reaktorsystem des BN-800 unterschiedet sich in den Untervarianten sehr gering zueinander. Während die in den 1980ern geplante Variante des BN-800 nicht mehr realisiert wurde, wurden zwei überarbeitete Varianten entwickelt, von denen die Variante 1 des BN-800M im Kernkraftwerk Belojarsk realisiert wurde. Als Basis für die technische Beschreibung wird daher das Basismodell BN-800M (I) behandelt, sowie Besonderheiten für einzelne Unterversionen, falls vorhanden, ergänzend genannt.

* http://www.innov-rosatom.ru/events/proriv/nauchno-prakticheskaya-konferentsiya-proektnoe-napravlenie-proryv-2016/c35ba1e1833b3d8d5e6f74184a856667.pdf
* Allgemein https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/05_Session_A/IAEA-CN-114_A-2(russian).pdf
* Allgemein (altprojekt?) http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-nauka-i-tehnika-sssr_1987/go,42/?bookhl=%D0%91%D0%9D-800
* Allgemein http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/047/17047638.pdf

=== Kreisprozess ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
Beim BN-800 handelt es sich um einen schnellen Reaktor mit einem integralen Primärkreisläuf, Auslegungsbasis waren die vorherigen Anlagen des Typs WWER-1000. Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den versionsunterscheidenden passiven Wärmeabfuhrsystemen, die sich konstruktiv stark unterscheiden, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle, in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.[21][22]

Der BN-800 ist ein großer schneller natriumgekühlter Brutreaktor mit einem "Pool-Design". Der gesamte Primärkreislauf befindet sich in einem Natriumgefüllten Reaktorkessel, die Wärme wird über einen sekundären, nicht radioaktiven Natriumkreislauf zu den Dampfüberhitzern und Dampferzeugern transportiert wo trockener Heißdampf mit einer Temperatur von 490°C<ref> IAEA-TECDOC-1531 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1531_web.pdf</ref> und einem Druck von 137 Bar erzeugt werden kann. Der flache, zylindrische Reaktorkern kann von einer unteren axialen und einer radialen Brutzone umgeben werden in welcher sich abgereichertes Uran-238 befindet welches bei der Urananreicherung oder bei der Wiederaufbereitung anfällt und zu Plutonium-239 welches wiederum als Brennstoff dienen kann transmutiert,"erbrütet", werden kann.

* unterschiede bn-600 http://www.lib.tpu.ru/fulltext/c/2014/C43/V1/076.pdf

<center><div class="imageMapHighlighter" style="border:1px solid; border-color:rgb(204,204,204); width:800px; background-color:rgb(249,249,249); padding:4px; font-size:14px; text-align:left;">
<imagemap>
Datei:BN-800 Schema.svg|800px|center
circle 438 1614 30 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe I-1]]
circle 348 1643 51 [[#XXX|Wärmetauscher-1]]
circle 452 1703 51 [[#XXX|Wärmetauscher-1]]
circle 630 1500 30 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe I-2]]
circle 700 1440 51 [[#XXX|Wärmetauscher-2]]
circle 700 1560 51 [[#XXX|Wärmetauscher-2]]
circle 435 1388 30 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe I-3]]
circle 455 1295 51 [[#XXX|Wärmetauscher-3]]
circle 351 1355 51 [[#XXX|Wärmetauscher-3]]
circle 500 1500 300 [[#XXX|Integales Primärsystem (Reaktor)]]
circle 1100 2550 51 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe II-1]]
circle 1100 1550 51 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe II-2]]
circle 1100 550 51 [[#XXX|Hauptumwälzpumpe II-3]]
poly 1249 2951 1900 2951 1900 2049 1249 2049 [[#XXX|Dampferzeugermodul Loop 1]]
poly 1249 1951 1900 1951 1900 1049 1249 1049 [[#XXX|Dampferzeugermodul Loop 2]]
poly 1249 951 1900 951 1900 49 1249 49 [[#XXX|Dampferzeugermodul Loop 3]]
poly 2900 920 3050 986 3050 1053 2900 1120 [[#XXX|Hochdruckturbine]]
poly 3149 986 3350 920 3350 1120 3149 1053 [[#XXX|Hochdruckturbine]]
rect 3549 749 3650 850 [[#XXX|Dampfüberhitzer]]
poly 3699 920 3850 986 3900 986 4050 920 4050 1120 3900 1053 3850 1053 3699 1120 [[#XXX|Niederdruckturbine 1]]
poly 4149 920 4300 986 4350 986 4500 920 4500 1120 4350 1053 4300 1053 4149 1120 [[#XXX|Niederdruckturbine 2]]
poly 4599 920 4750 986 4800 986 4950 920 4950 1120 4800 1053 4750 1053 4599 1120 [[#XXX|Niederdruckturbine 3]]
circle 5125 1020 77 [[#XXX|Generator]]
rect 4029 1399 4620 1600 [[#XXX|Kondensator]]
circle 4700 1800 51 [[#XXX|Kondensatpumpe 1]]
rect 4650 2100 4750 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 1]]
rect 4350 2100 4450 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 2]]
rect 4050 2100 4150 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 3]]
circle 3750 2150 51 [[#XXX|Kondensatpumpe 2]]
rect 3400 2100 3500 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 4]]
circle 3400 2300 30 [[#XXX|Systempumpe]]
rect 3100 2100 3200 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 5]]
rect 3200 2120 3260 2180 [[#XXX|Vorwärmstufe 5]]
circle 2875 2080 51 [[#XXX|Speisewasserpumpe 1]]
rect 2550 2100 2650 2200 [[#XXX|Vorwärmstufe 6]]
rect 2650 2120 2710 2180 [[#XXX|Vorwärmstufe 6]]
circle 2300 2150 51 [[#XXX|Speisewasserpumpe 2]]
desc bottom-left
</imagemap>
Vereinfachtes Pinzipschaltbild des BN-800 ohne Nebensysteme. Beschreibung per mouseover.
</div></center>

=== Reaktorbehälter ===
[[Datei:Green checkbox-checked.svg|20px]]
{| class="prettytable float-right"
|-
! colspan="4" | Reaktorbehälter verschiedener schneller Reaktoren
|-
! Reaktor
! Leistung (↯)
! Reaktor h; Ø
! Natrium t; t/mw
|-
| BN-350
| 250 MW
| 6,00 m; 11,90 m
| 470; 1,6
|-
| Phénix
| 255 MW
| 11,82 m; 12,00 m
| 800; 3,1
|-
| PFR
| 260 MW
| 12,20 m; 15,20 m
| 850; 3,5
|-
| PFBR
| 500 MW
| 12,85 m; 12,92 m
| 1150; 2,3
|-
| BN-600
| 620 MW
| 12,86 m; 12,60 m
| 770; 1,24
|-
| BN-800
| 870 MW
| 12,90 m; 12,90 m
| 820; 0,95
|-
| Superphénix
| 1240 MW
| 21,00 m; 17,30 m
| 3900; 3,14
|-
|}
Der Reaktorbehälter des BN-800 ist mit einer Höhe von 12,90 Meter und einem Durchmesser von 12,90 Meter in etwa genauso groß wie die Reaktorbehälter der im Westen entwickelten schnellen Reaktoren [[Phénix]] und [[Dounreay Prototype Fast Reactor]], allerdings mit der Differenz, dass der BN-800 knapp die dreifache Leistung hat. So kommt es, dass das Natriuminventar von 820 Tonnen auf die Leistung von 870 MW elektrisch berechnet bei nur 0,95 Tonnen pro installiertes Megawatt liegt, was im Vergleich zu anderen Brutreaktoren eine sehr kleine Masse ist. Ein Vergleich ist in der nebenstehenden Tabelle zu finden. Die Ursache hierfür liegt insbesondere in der Konstruktion der Bodenstütze des Reaktorbehälters, die durch ihre große Fläche die Last der Komponenten und des Reaktors direkt auf das Fundament überträgt, wodurch die Last, die auf dem kegelförmigen Deckel des Reaktordruckbehälters wirkt, verringert werden kann. Dadurch ist es möglich auch die Komponenten wie Wärmetauscher und Pumpen enger aneinander zu setzen. Als positiver Nebeneffekt konnte so auch die Betonstrukturen um den Reaktorbehälter kompakter und weniger stark ausgelegt werden. Diese Bauweise differenziert von Reaktoren wie dem Prorotype Fast Reactor in Dounreay, als auch von Phénix und Superphénix, deren Reaktor mit dem Gebäude verschweißt oder verschraubt wurde. Dies führt dazu, dass die Bodenplatte, die den Reaktor hält, aus Stahlbeton gegossen werden muss, der nur mit sehr großen Abstand der Öffnungen für die Komponenten wie Wärmetauscher und Pumpen perforiert werden kann, weshalb der Behälter entsprechend groß gefertigt werden muss. Für den EFR plante man daher ursprünglich den Einsatz einer Stahlplatte aus 85 Zentimeter starken Stahl mit einem Durchmesser von 17,5 Meter, um die Öffnungen für die Komponenten, sowie die Größe des Reaktors bei gleichzeitig höherer Leistung zu verringern.<ref name="PRoAtom_2006-08-21">PRoAtom: ''Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800'', 21.08.2006. [http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=594 Abgerufen] am 12.08.2018. ([http://archive.is/O858X Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>

Корпус аппарата УН-4, PGN-272M http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/Atomex10.12.2010/3_Grushevskij.pdf
* Korrekturen Süd-Ural-1 zu Belojarsk-4 (?) http://aozio.ru/assets/images/resources/3348/Godovoj-otchet-ZIOMAR-2012-poslednyaya-redaktsiya-HH.pdf

* Seite 78, seite 5 dampferzeuger http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant31.pdf
* http://old.nntu.ru/trudy/2014/04/083-088.pdf
* http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2012/documents/kms2012-036.pdf

* Identische Abmaße wie BN-600? http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/22/038/22038438.pdf

* Cross-section S. 84 http://fissilematerials.org/library/rr14.pdf

* Radiale Koordinaten https://mpei.ru/diss/Lists/FilesDissertations/326-%D0%94%D0%B8%D1%81%D1%81%D0%B5%D1%80%D1%82%D0%B0%D1%86%D0%B8%D1%8F.pdf

=== Reaktorkern ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
* Diagnostik: https://conferences.iaea.org/indico/event/126/papers/3477/files/1414-Paper_SDRU.docx

* Passive Abschaltstäbe - GRAFIKEN ZUM SELBSTSCHUTZ Reaktivität usw. http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/021/28021904.pdf

* Erklärung Laden und kleinste kritische Masse: http://nsrus.ru/files/news/ekaterinburg-181116/Nosov.pdf
* Bericht zur Inbetriebnahme https://conferences.iaea.org/indico/event/126/papers/3578/files/1542-Paper_Klinov_ID462.docx

* Kernvergleich? Viele Zeichnungen BN-350 und BN-600 https://www.osti.gov/servlets/purl/4054194

* Zeichnung Kern und Brennelement http://earchive.tpu.ru/bitstream/11683/7517/1/TPU011364.pdf
* Armaturengrößen http://www.innov-rosatom.ru/files/articles/bd4b9dbcf191149c7a7186d67d73bbd4.pdf
* moderne darstellung http://www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentA2011/Vasilev_B.A.pdf
* Klageschrift UN-4 800-113 SP http://sudact.ru/arbitral/doc/TqE8m5XKaCVQ/

* B rennstoffdetails http://www.niiar.ru/sites/default/files/report_2011.pdf

Die Brennelemente bestehen aus 127 Brennstäben mit einem Hüllrohr aus Cr16Ni15Mo2MnTiSi Stahl in einer hexagonalen Struktur. Die Brennstäbe sind von einem Draht umwendelt durch den sie auf Abstand zueinander gehalten werden. Jedes Brennelement hat einen sechseeckigen Brennelementkasten der jedes Brennelement zu einem Natriumkanal macht sodass der Durchfluss in den Elementen je nach Leistung unabhängig geregelt werden kann. Im unteren Bereich enthalten die Brennstäbe abgereichertes Uran des unteren axialen Blankets, sowohl im unteren- als auch im oberen Bereich befindet sich eine Kammer in der sich Spaltgase sammeln können (?). Der Brennstoff in der Kernzone sowie der Brutstoff bestehen aus gesinterten Uran bzw. Plutonium-Uran Mischoxid (MOX) Pellets oder aus Uran bzw. MOX Pulver (Vibropacking-Brennstoff) oder Plutonium-Uran Mischnitrid Pellets; die innovativen Brennstoffvarianten Nitridbrennstoff und Oxidpulver sollen im BN-800 im kommerziellen Einsatz erprobt und auf ihre Wirtschaftlichkeit und mögliche technische Probleme im Vergleich zu konventionellem Brennstoff untersucht werden. Die Stäbe haben einen äußeren Durchmesser von 6,6mm, eine Gesamtlänge von 2000mm und eine aktive Länge 880mm, die Pelletsäule des unteren axiale Brutmantel hat zusätzlich eine Höhe von 350mm. Die maximale spezifische Brennstableistung ist auf 480W/cm festgelegt, die höchstzulässige Hüllrohrtemperatur auf 700°C. Die Brennstäbe der Elemente im radialen Brutmantel haben eine geringere Leistungsdichte und daher einen zugunsten preiswerterer Fertigung höheren Stabdurchmesser von 14mm, die Brutelemente haben entsprechend lediglich 37 Stäbe. Um die Leistung über den Kern radial möglichst homogen zu verteilen ist der Kern als "high-leakage-Kern" aus drei Zonen aufgebaut, einer inneren mit geringerer, einer mittleren Kernzone mit höherer und einer äußeren Kernzone mit der höchsten Anreicherung thermisch spaltbarer Schwermetallatome. Das sorgt zwar auch für einen höheren Neutronenverlust nach außen, die Neutronen gehen aber (in der Standardkonfiguration mit Brüterkern) außerhalb des Kerns nicht wirklich verloren sondern werden zu großen Teilen im Brutmantel genutzt oder in den Kern zurück reflektiert. Die innere Kernzone besteht in der Standard-Konfiguration als Brüterkern aus 211 Brennelementen, die mittlere besteht aus 156 Brennelementen, die äußere Kernzone aus 198 Brennelemente. Die äußere Kernzone ist radial von 90 Brutelementen umgeben die den radialen Brutmantel bilden, der Brutmantel wird wiederum von 546 Reflektorelementen aus Stahl, Abschirmelementen und Positionen für abgebrannte Brennelemente umschlossen welche die Neutronenverluste reduzieren sollen. (Um die Neutronen- und Gammastrahlendosis der umgebenden Strukturen gering zu halten ist der gesamte Kern schließlich noch mit 1076 Abschirmelementen aus Stahl umgeben.) Dadurch wird vor allem auch eine Aktivierung des Sekundärnatriums in den Zwischenwärmetauschern vermieden. Insgesamt ist die Höhe des Kerns mit 880mm deutlich geringer als der Durchmesser mit 2561mm, er ist also -wie bei natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren allgemein üblich- als flacher "Pfannkuchenkern" oder "flat core" ausgeführt was unter anderem für einen schwächer positiven Void-Koeffizienten sorgt.<ref>Dieter Smidt: Reaktorsicherheitstechnik ISBN: 978-3-642-50226-2</ref>

Da die Brennelemente und speziell die einzelnen MOX-bzw. Mischnitrid-Brennstäbe teuer sind ist die Anzahl und Dicke der Brennstäbe pro Element ein Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen; eine geringere Anzahl dickerer Stäbe ist preiswerter erlaubt aber nur eine geringere Leistungsdichte. Daher sind die Stäbe im Brutmantel wesentlich dicker als im Kern. Außerdem wird ein hoher Abbrand von bis zu 98000MWd/t bezogen auf den Schwermetallanteil angestrebt, das entspricht einer Spaltung von 9,9% des enthaltenen Schwermetalls (zum Vergleich: bei LWR sind etwa 35 000-45 000 MWd/t üblich, maximal bis zu etwa 70 000 MWd/t), durch den hohen Brutfaktor im Kern und das schnelle Neutronenspektrum in welchem die Neutronengifte unter den Spaltprodukten weniger wirksam sind ist es wesentlich einfacher möglich solche Abbrände zu erzielen, die Hüllrohre müssen jedoch der Belastung durch den hohen schnellen Neutronenfluss standhalten was mit der gut optimierten Stahllegierungen aber möglich ist, in Versuchen wurden etwa im [[KNK-II]] über 170 000 MWd/t erreicht.

Hergestellt werden die konventionellen Brennelemente mit Pellet-MOX in einer eigenen MOX-Fertigungsanlage in Mayak.

Die Reaktorregelung und Abschaltung erfolgt durch Regel- und Abschaltelemente welche genauso groß sind wie ein Brennelement und eine Position im Kerngitter besetzen. Im Kern befinden sich 16 "grobe" Kontrollelemente mit einer Bor-10 Anreicherung von 60% sowie weitere zwei "feine" Kontrollelemente mit einer Bor-10 Anreicherung von 20%. Die Elemente beinhalten analog zu den Hüllrohren der Brennelemente jeweils 7 Stahlrohre mit einem Durchmesser von jeweils 13mm welche allerdings nicht mit Brennstoff sondern mit Borcarbid als Absorber gefüllt sind. Alle Steuerelemente sind über die innere Kernzone verteilt. Hinzu kommen weitere 12 Abschaltelemente mit 92% Bor-10 Anreicherung die unabhängig funktionieren und als zusätzliches Backup dienen, im Normalbetrieb sind sie komplett aus dem Kern ausgefahren, auch sie befinden sich in der inneren Kernzone. Weiters gibt es dann noch 3 hydraulische Abschaltelemente die im Normalbetrieb vom Kühlmittelstrom aus dem Kern gedrückt werden und bei einem Abriss des Kühlmittelstroms durch die Schwerkraft in diesen einfallen und ihn abschalten. Die Reaktivität der Kontrollelemente beträgt 6,5 % der kritischen Reaktivität des Reaktorkerns, die der Abschaltelemente weitere 2,5 %. Die Steuerelemente und Abschaltstäbe werden über einen Zahnstangenantrieb betrieben, die Abschaltstäbe und sicherheitsrelevante Steuerstäbe hängen zusätzlich an einem Elektromagneten, wird dieser ausgeschaltet können sie durch die Schwerkraft, zusätzlich beschleunigt durch eine Feder in einer Sekunde vollständig in den Kern eingefahren werden. Auf normalem Weg können die Steuerelemente in 13 Sekunden in den Kern eingefahren werden, die Feinregelelemente benötigen dafür 174 Sekunden. Die Steuer- und Kontrollelemente sind zweiteilig aufgebaut(?): der Absorber befindet sich in den Stäben im oberen Teil, im unteren Teil bestehen die Stäbe aus unboriertem Stahl der als Natriumverdränger dient.

Sowohl Brut- als auch Brennelemente und Reflektorelemente haben die gleiche Schlüsselweite von 94,5 mm, das gleiche Kopfstück, den gleichen Fuß und die selbe Gesamtlänge von 3500mm. Um in allen Kanälen möglichst die gleiche Aufwärmspanne zu erreichen wird der Kühlmitteldurchsatz durch jedes Element durch Drosselblenden am Fuß angepasst (?). Insgesamt gibt es ? Zonen mit unterschiedlichem Kühlmitteldurchsatz, ? davon im Kernbereich, ? im radialen Brutmantel und ? für die Steuerelemente und Abschaltelemente. Unterschiedliche Verriegelungen in den Fußpassstücken sollen Verwechslungen der Elemente beim Beladen verhindern(?).

Um die Aufwärtskraft des von unten nach oben vom Natrium durchströmten Kerns zu kompensieren gibt es eine hydraulische Niederhaltung(?).

* Diagnostiksystem https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/papers/FR17-122.pdf

==== Kernvarianten ====
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
Für den BN-800 wurden seit Entwicklungsbeginn verschiedene Kernvarianten entwickelt. Während zunächst der klassische Brüterkern im Fokus stand, wurde mit dem Ende des kalten Kriegs und den Abrüstungsbemühungen der Schwerpunkt auf das Brennen von Plutonium aus Kernwaffen gelegt. Neben diesem Zweck wurde auch ein Auge darauf gelegt minore Aktinide aus abgebrannten Kernbrennstoff zu recyceln. Im Gegensatz zum [[NIKIET BREST|BREST-OD-300]], der als Brennstoffkreislauf das Uran 235-Start-Szenario verwenden soll, ist der BN-800 dafür ausgelegt worden im traditionellen Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren zu arbeiten.

* Kerne, Kerne, Kerne, KOSTEN! http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/011/33011298.pdf
* Microfuel https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/papers/FR17-303.pdf
* Materialien im Kern - auch des Reaktorbehälters und Dampferzeuger https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T9.2/T9.2.vilensky.pdf

* Isotopenkomposition bei abgebrannten Brennstoff http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/29/033/29033631.pdf

* MOX, Mononitridbrennstoff <ref name="PRoAtom_2006-08-21"/>

===== Brüterkern =====
===== Hybridkern =====
* https://nuclear-power-engineering.ru/pdf/2015/01/2015-1-article-15.pdf Ur-Beladung

<gallery widths="250px" heights="170px">
Datei:BN-800 Hybrid Kern 1.svg|Hybridkern (1. Beladung), Aufbau von innen nach außen:       - {{0}}{{0}} Neutronenquelle       - 204 Innere Brennelemente (18,5 %)       - 156 Mittlere Brennelemente (21,5 %)       - 108 Äußere Brennelemente (24,0 %)       - 54 MOX-Pellets       - 36 MOX-Vibropacking   1  - {{0}}{{0}}2 Steuerelemente   2  - {{0}}16 Trimmstäbe   3  - {{0}}{{0}}9 Abschaltstäbe   P  - {{0}}{{0}}3 Passive Steuerelemente       - {{0}}{{0}}6 Abbrennbare Reaktivitätskompensation       - {{0}}90 Reflektormantel       - 155 Abschirmelemente (Stahl)       - 197 Borreflektorelemente       - 192 Abgebrannte Brennelemente  B  - {{0}}{{0}}2 Lagerbuchsen  S  - {{0}}{{0}}2 Lagerhüllen

Datei:BN-800 Hybrid Kern 4.svg|Hybridkern (4. Beladung), Aufbau von innen nach außen:       - {{0}}{{0}} Neutronenquelle       - 210 Innere Brennelemente (18,5 %)       - 156 Mittlere Brennelemente (21,5 %)       - {{0}}75 Äußere Brennelemente (24,0 %)       - 54 MOX-Pellets       - 69 MOX-Vibropacking   1  - {{0}}{{0}}2 Steuerelemente   2  - {{0}}16 Trimmstäbe   3  - {{0}}{{0}}9 Abschaltstäbe  P  - {{0}}{{0}}3 Passive Steuerelemente       - {{0}}90 Reflektormantel       - 155 Abschirmelemente (Stahl)       - 197 Borreflektorelemente       - 192 Abgebrannte Brennelemente  B  - {{0}}{{0}}2 Lagerbuchse  S  - {{0}}{{0}}2 Lagerhülle
</gallery>

===== MOX-Brennerkern =====
Bei diesem Kern wird Plutonium mit einem sehr hohen Plutonium-239 Anteil als Brennstoff genutzt welches ursprünglich in Kernwaffen zum Einsatz kommen sollte. Der Brutmantel ist reduziert um die Brutrate zu verringern, Brutelemente wurden dafür durch Stahlelemente ersetzt.

Bei den Experimenten im [[Forschungsreaktor BFS-2]] zwischen 1993 und 1997 konnte bei den Experimenten nachgewiesen werden, dass der Einsatz von waffenfähigen Plutonium im Reaktor zu physikalischen Änderungen führt, die allerdings keinen Einfluss auf den Reaktorbetrieb selber haben. Durch die Anreicherungskorrektur und der Verringerung des Brutfaktors aufgrund des Brennerkerns kommt es zu einem Reaktivitätsverlust beim Brennelementwechsel, der wiederum unweigerlich zu einer gesamt höheren Reaktivitätsmarge führt. Auch zeigten die Forschungen, dass der Brennerkern mit waffenfähigen Plutonium das Natriumsieden um etwa 0,2 %ΔK/K senkt.<ref name="INIS_33011199"/>

* http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/019/28019153.pdf
* MOX und Hybridkern https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/presentations/FR17-405.pdf
* Hybridkern https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/presentations/FR17-406.pdf
* Full MOX Core https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2017/2017-12-12-12-12-NPTDS-test/FR17_WebSite/papers/FR17-405.pdf
* Bis 2020 https://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/XI%20forum-dialog%202016/1_5_Boris_Vasiliev_SC_reactors_eng.pdf
* MOX Selbstprotection<ref name="INIS_45089473"/>
* http://www.ianus.tu-darmstadt.de/media/ianus/pdfs/friederike/dissertation_friederike_friess_veroeffentlicht.pdf

<gallery widths="250px" heights="170px">
Datei:BN-800 MOX Kern.svg|MOX-Kern (1. Beladung), Aufbau von innen nach außen:       - 211 Innere Brennelemente (18,2 %)       - 156 Mittlere Brennelemente (20,1 %)       - 198 Äußere Brennelemente (23,0 %)   1  - {{0}}{{0}}2 Steuerelemente   2  - {{0}}16 Trimmstäbe   3  - {{0}}{{0}}9 Abschaltstäbe  P  - {{0}}{{0}}3 Passive Steuerelemente       - {{0}}90 Reflektormantel       - 155 Abschirmelemente (Stahl)       - 197 Borreflektorelemente       - 192 Abgebrannte Brennelemente  B  - {{0}}{{0}}2 Lagerbuchse  S  - {{0}}{{0}}2 Lagerhülle

Datei:BN-800 China Kern.svg|CDFR-Kern, Aufbau von innen nach außen:       - 211 Innere Brennelemente       - 156 Mittlere Brennelemente       - 198 Äußere Brennelemente   1  - {{0}}{{0}}2 Steuerelemente   2  - {{0}}16 Trimmstäbe   3  - {{0}}{{0}}9 Abschaltstäbe  P  - {{0}}{{0}}3 Passive Steuerelemente       - {{0}}90 Reflektormantel       - 178 Abschirmelemente (Stahl)       - 182 Borreflektorelemente       - 188 Abgebrannte Brennelemente
</gallery>

===== MA-Brennerkern (Recycling-Kern) =====
Erste Erfahrungen mit einem Brennerkern, der auch minore Aktinide spaltet, wurden in den 1980ern im [[BN-350] in [[Kernkraftwerk Aqtau|Aqtau]] gesammelt. Die Resultate aus den eher fehlgeschlagenen Versuchen waren, dass die Effektivität der Transmutation in Reaktoren mit geringer Leistungsdichte zu gering ist aufgrund des parasitären Neutroneneinfangs der minoren Aktinide. Rund zwei Drittel der Spaltungen im BN-350 führten zu der Entstehung von sekundären Aktiniden, die sogar die Aktivität der Ausgangsstoffe überschreiten können.<ref name="INIS_45089473">Yu.S. Khomyakov, u.a.: ''Development of physical conceptions of fast reactors'', 04.03.2013. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/089/45089473.pdf Abgerufen] am 21.06.2018. ([http://archive.is/FTGfd Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Dennoch haben schnelle Reaktoren mit der richtigen Leistungsdichte im richtigen Neutronenpektrum die Möglichkeit Transurane zu spalten. Für den BN-800 wurden daher zwei Kernvarianten entwickelt, die das Spalten dieser minoren Aktinide ermöglichen.

--> <ref name="INIS_33011199"/>

* MA-Brennerkern bis zu 15% Anteile Minore Aktinide http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/011/33011221.pdf

* Neptunium und co https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:36110737

=== Brennelementwechsel ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
* https://media.superevent.com/documents/20170618/1d7cfcb216ed7cec31db457c0bb73668/fr17-402.pdf

* http://www.okbm.nnov.ru/dsovet/index.php/dissertations/proshedshie-zashchitu?task=download&file=dissertation_upload&id=103

Da das Natrium nicht mit Luft in Berührung kommen darf und abgebrannte Brennelemente aufgrund ihrer hohen Nachzerfallswärme zu Beginn laufend gekühlt werden müssen ist der Brennelementwechsel bei natriumgekühlten Reaktoren deutlich komplizierter als bei üblichen wassergekühlten Reaktoren. Hinzu kommt das der MOX Brennstoff bereits in frischem Zustand eine gewisse Strahlendosis abgibt und aus Gründen des Strahlenschutzes nach Möglichkeit abgeschirmt werden sollte. Aus diesem Grund erfolgt die gesamte Handhabung sowohl frischer als auch abgebrannter Brennelemente beim BN-800 automatisiert.

Um Brennelemente im Kern platzieren oder aus dem Kern entfernen zu können besitzt der BN-800 spezielle Belademaschinen die auf einem Dreifachdrehdeckel über dem Reaktorkern befestigt sind. Der Dreifachdrehdeckel besteht aus einem drehbar gelagerten Deckel in welchem sich wiederum zwei weitere exzentrisch positionierte drehbare Deckel befinden die ebenfalls drehbar gelagert sind. Auf einem davon ist die Belademaschine befestigt welche durch Drehen des Deckels und des äußeren Deckels die gesamte äußere Kernfläche abfahren kann ohne das der Reaktorbehälter geöffnet werden muss. Am anderen Drehdeckel sind neben einer weiteren Belademaschine auch die Steuerstabantriebe befestigt. Die Belademaschinen können so Brennelemente von beliebigen Positionen anheben und zu einer Parkposition befördern oder umgekehrt. Von dieser Parkposition aus können die Brennelemente dann über eine schräge Lade/Entladeschiene aus dem Kern transportiert werden, das Beladen erfolgt in die umgekehrte Richtung. Bevor abgebrannte Brennelemente vollständig aus dem Kern entfernt werden lässt man sie zunächst drei Zyklen lang an Parkpositionen außerhalb des den Kern umgebenden Neutronenreflektors im Reaktorpool stehen wo sie abklingen können. Die Nachzerfallswärmeleistung ist beim Entfernen aus dem Kern dadurch schon stark gesunken, was das Handhaben der Elemente ohne Kühlung vereinfacht. Die abgebrannten Brennelemente werden nachdem sie endgültig aus dem Reaktorbehälter entfernt werden zunächst mit einer Mischung aus Argon und Wasserdampf von Natriumresten befreit, anschließend noch mit Wasser gewaschen und entweder direkt zur Wiederaufbereitung transportiert oder fallweise nass zwischengelagert.

Typischerweise wird der Reaktor etwa alle 140 Tage, also zwei bis drei mal pro Jahr, für etwa 14-17 Tage für einen Brennelementwechsel abgeschaltet. Dabei wird jeweils das älteste Drittel der Brennelemente in den einzelnen Kernzonen gewechselt, außerdem das älteste Viertel der Brutelemente und die Hälfte der Steuerelemente. Die Brennelementwechsel erfolgen, wie auch bei den Vorgängern BN-600 und BN-350, also relativ häufig, sowohl im Vergleich zu anderen natriumgekühlten schnellen Reaktoren als auch im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren. Dafür dauern die Brennelementwechsel im Vergleich zu manchen anderen natriumgekühlten Reaktoren relativ kurz.

=== Primärkreis ===
* Material Leitungen - auch sekundärer Kreis http://dissovet.crism-prometey.ru/downloads/7/d748c/%D0%94%D0%B8%D1%81%D1%81%D0%B5%D1%80%D1%82%D0%B0%D1%86%D0%B8%D1%8F%20%D0%A0%D0%B0%D0%BC%D0%B0%D0%B7%D0%B0%D0%BD%D0%BE%D0%B2.pdf
* Schema https://docplayer.ru/41580657-O-sisteme-intensivnoy-podgotovki-kadrov-dlya-innovacionnyh-energoblokov-aes-s-reaktorami-na-bystryh-neytronah.html

[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
Der BN-800 ist wie alle Reaktoren der BN-Serie, mit Ausnahme des BN-350, ein Pool-Reaktor. Der gesamte Primärkreislauf mit all seinen Komponenten und dem Kern befindet sich weitgehend drucklos (bis auf den hydrodynamischen Druck zwischem heißen- und kaltem Plenum sowie dem hydrostatischen Druck des Natriums) in einem großen natriumgefüllten Becken mit 12,9 m Durchmesser und 14 m Höhe. Dieser Natriumpool ist in ein heißes und ein kaltes Plenum unterteilt.

Das Natrium durchströmt den Kern von unten nach oben was der Naturumlaufrichtung entspricht und die Entfernung von Gasblasen aus dem Kernbereich fördert. Es verlässt den Kern mit einer Temperatur von 547 °C und strömt in das obere heiße Plenum. Von dort tritt es in die insgesamt 6 Zwischenwärmetauscher ein wo es das Natrium im Sekundärkreislauf aufheizt und dabei auf 354 °C abgekühlt wird. Es fließt nun in das kalte Plenum wo es von den drei primären Hauptkühlmittelpumpen in die Verteilerkammer unter der Reaktortragplatte gepumpt wird von wo aus es dann den Kern durchströmt. Die primären Natriumumwälzpumpen sind als senkrecht eingebaute Zentrifugalpumpen ausgeführt, die Antriebsmotoren befinden sich oberhalb des Pools. Die Pumpen besitzen hydrostatische Lager im Natrium und eine Wellendichtung gegenüber dem Schutzgas. Die Pumpenleistung kann über einen Frequenzumrichter zwischen 25 und 100 % der Leistung geregelt werden, jede der drei Pumpen hat eine Leistung von 4,3 MW. Insgesamt enthält der primäre Natriumpool 820 t Natrium, der Durchfluss jeder primären Hauptkühlmittelpumpe beträgt 2,9 t/s. Der Hydrodynamische Druckgradient am Reaktorkern beträgt 4,5 Bar. Zum Vergleich: eine Hauptkühlmittelpumpe eines KWU 1300 MW Druckwasserreaktors hat eine Leistung von 5,67 MW bei einem Durchfluss von 4,3 t/s.

Das Pool besitzt einen Deckel aus Stahl unter welchem sich ein Argonplenum über der Natriumoberfläche befindet. Die feste Abschirmung (gegenüber der Gammastrahlung des Aktivierungsprodukts 24Na im Primärkreislauf) des Pools nach oben ist eine ringförmige Stahlbetonplatte. An dieser sind auch die Zwischenwärmetauscher und die Primärpumpen aufgehängt; der Pool hat keine Durchführungen unterhalb der Natriumoberfläche. Im mittleren Teil trägt die Platte einen dreifach-Drehdeckel an dem Einrichtungen für den Brennelementtransport und die Steuerelementantriebe aufgehängt sind. Diese Platte wird von einem Zylinder aus Stahlbeton getragen welcher die Reaktorgrube bildet. Der Reaktorbehälter und der ihn umgebende Sicherheitsbehälter stehen auf dem Boden der Reaktorgrube.

==== Hauptumwälzpumpe I ====
{{Akronym|AWZ-5000/115-6000-6600-6/24 UChL4|АВЦ-5000/115-6000/660-6/24 УХЛ4}}
* Eigenschaften aller HUP I und II, letzte Seite: AWZ-5000-6000-6600-6/24 UChL4
* Zur Entwicklung Seite 10, Seite 12: https://epkgroup.ru/common/upload/2017/__2017.05.23.pdf

* UfaAtomChemMasch http://www.uahm.ru/prods/specialnoe-nestandartizirovannoe-oborudovanie-i-ustroistva/stend-dlya-remonta-revizii-i-naladki-elektrodvigatelei-gcn-i-i-gcn-ii
* Elsib http://elsib.ru/wp-content/uploads/2016/10/2017.KEM.-Sajt.pdf
* Daten https://www.szemo.ru/files/cat-eslib-1.pdf
* Reservepumpe http://www.atomic-energy.ru/news/2013/04/22/41244

* OKBM http://www.kuriermedia.ru/data/objects/1917/8283.pdf
* Daten Altprojekt? http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-nauka-i-tehnika-sssr_1987/go,114/

==== Wärmetauscher ====
{{Akronym|UN-4 11SP|УН-4 11СП}} - gefertigt vom baltischen Werk (?)

* http://www.kuriermedia.ru/data/objects/2263/files/BAES_50.pdf
* 15 Meter, 80 Tonnen http://atominfo.ru/news3/c0464.htm
* offiziell https://bz.ru/press-office/news/na-baltiyskom-zavode-sdan-unikalnyy-teploobmennik-dlya-beloyarskoy-aes/

* BN-600 http://centr.prom-rus.com/cat-teploenergeticheskoe-oborydovanie/teploobmenniki-kollektori/18536/
* ZIO Podolsk: http://промкаталог.рф/PublicDocuments/1361476.pdf

=== Sekundärkreis und Dampferzeuger ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
* Wasserstoff und Korrosionsprobleme

Bei natriumgekühlten Reaktoren besteht das Problem das es im Fall eines Heizrohrbruchs im Dampferzeuger zu einer heftigen chemischen Reaktion zwischen dem Wasser bzw. Dampf und dem Natrium kommt. In so einem Fall muss eine Druckentlastung durchgeführt werden um eine Zerstörung des Dampferzeugers durch den Druckstoß von etwa 1000 Bar zu vermeiden. Würde sich der Dampferzeuger im Primärkreis befinden könnte dabei jedoch radioaktives Natrium in das Gebäude gelangen. Außerdem könnte Dampf bzw. infolge der Reaktion mit dem Natrium gebildeter Wasserstoff in den Reaktorkern kommen und dort für einen positiven Reaktivitätskoeffizienten sorgen. Aus diesen Gründen ist es bei natriumgekühlten Reaktoren allgemein üblich das der Dampferzeuger nicht direkt an den Primärkreis angebunden ist. Stattdessen wird zwischen Primärkreis und Dampferzeuger ein Sekundärkreis eingerichtet. Bei den Meisten natriumgekühlten Reaktoren ist dieser Sekundärkreis aus Gründen der Einfachheit ein weiterer Natriumkreis (alternativ würden sich unter anderem diverse andere Flüssigmetalle anbieten allerdings ist das technisch letztendlich schwerer zu realisieren; bei der Wahl unterschiedlicher Kühlmittel muss der Wärmetauscher in beiden Medien korrosionsbeständig sein). Der Sekundärkreislauf bietet auch den Vorteil das die Dampferzeuger außerhalb des Containments platziert werden können und nicht radioaktiv [[Kontamination|kontaminiert]] sind was ihre Wartung vereinfacht.

Insgesamt gibt es 3 unabhängige Sekundärkreise. Jedem Sekundärkreis sind eine sekundäre Hauptkühlmittelpumpe, zwei Luftwärmetauscher und zwei Zwischenwärmetauscher zum Primärkreis zugeordnet sowie ein Natriumsammelbehälter zugeordnet. Jedem Natriumsammelbehälter sind jeweils 10 Dampferzeugern und Überhitzern zugeordnet. Insgesamt verfügt der Reaktor damit über 30 Dampferzeuger und 30 Dampfüberhitzer.

Die Wärme wird über 6 Zwischenwärmetauscher im Natriumpool vom Primärkreis auf die drei Sekundärkreise übertragen. Das Natrium in den Sekundärkreisen wird dabei von 309 °C auf 505 °C erhitzt. Aufgrund der hohen Wärmeleitfähigkeit des Natriums können die Zwischenwärmetauscher, die als Geraderohr-Wärmetauscher aufgebaut sind und im Gegenstromprinzip arbeiten wobei sich das sekundäre Natrium in den jeweils 4956 Rohren befindet welche vom primären Natrium umflossen werden, vergleichsweise kompakt gebaut und problemlos in den Natriumpool integriert werden. Sie sind ähnlich wie die Hauptkühlmittelpumpen an der Deckplatte des Reakorpools aufgehängt. Die Wärmeübergangsfläche beträgt so 1657m² pro Zwischenwärmetauscher.

Das Natrium fließt weiter zu einem Verteiler wo es auf die 10 Dampfüberhitzer pro Kreislauf aufgeteilt wird. Es durchströmt die Dampfüberhitzer von unten nach oben im Gegenstrom zum Dampf und wird dabei von 505 °C auf 451 °C abgekühlt, anschließend fließt es weiter in einen der 10 Dampferzeuger den es ebenfalls im Gegenstrom durchströmt, es wird dabei schließlich auf auf 309 °C abgekühlt. Die Dampferzeuger erzeugen zunächst Nassdampf mit 137 Bar und 382 °C welcher anschließend im Überhitzer auf 490 °C überhitzt wird.

Heizrohrlecks werden detektiert indem entstehender Wasserstoff mit natriumseitigen Detektoren erkannt wird woraufhin entsprechende Notmaßnahmen eingeleitet werden. Die Detektoren sind in der Lage Leckagen von 0,3g Wasserstoff pro Sekunde zu detektieren. Es ist auch möglich die Menge des Wasserstoffs zu messen und so die Größe eines Lecks zu bewerten.

Bei Heizrohrbrüchen oder anderen großen Heizrohrlecks kommt es zu einem schnellen Druckanstieg auf der Natriumseite der Dampferzeuger durch eindringenden Dampf welcher mit dem Natrium stark exotherm zu Wasserstoff und Natriumoxid reagiert. Ist die Leckage relativ groß wird die Dampferzeuger/Überhitzersektion natriumseitig über eine Berstscheibe am oberen Ende druckentlastet. In jedem Fall wird die Dampferzeuger/Überhitzer Sektion automatisch über Ventile natriumseitig vom Sekundärkreislauf getrennt und wasser/dampfseitig vom Tertiärkreis getrennt. Der Frischdampf wird in die Atmosphäre abgeblasen um den Druck möglichst schnell abzusenken. Natriumseitig wird der Dampferzeuger/Überhitzer ebenfalls druckentlastet, das Natrium fließt dabei in einem Sammeltank, entstandener Wasserstoff wird über ein Rückschlagventil und einen Natrium/Wasserstoffabscheider in die Atmosphäre entlassen. Anschließend wird die defekte Sektion mit Inertgas geflutet womit eine weitere Reaktion zwischen übrigem Dampf und Natrium unterbunden wird.

Nach den Dampferzeugern strömt das Natrium im Normalbetrieb in einen Sammelbehälter. Von diesem fließt es weiter über eine Hauptkühlmittelleitung zur als Radialpumpe ausgeführten sekundären Hauptkühlmittelpumpe welche es wieder zu den Zwischenüberhitzern befördern.

Jeder der Sekundärkreisläufe besitzt zwei Natrium-Luft Wärmetauscher welche die Nachzerfallswärme abführen können wenn die Dampferzeuger nicht einsatzbereit sind. Im Normalbetrieb wird eine kleine Menge Natrium nach den Zwischenwärmetauschern abgezweigt und fließt über die Natrium-Luft Wärmetauscher zur Hauptkühlmittelpumpe. Sind die Hauptkühlmittelpumpen aufgrund eines Stromausfalls nicht verfügbar fördern notstromversorgte, redundante magnetohydrodynamische Pumpen das Natrium durch die Natrium-Luft Wärmetauscher und zurück in den Zwischenwärmetauscher. Jeder der drei Sekundärkreise kann die gesamte Nachzerfallswärme über seine Natrium-Luft Wärmetauscher abführen. Die Belüftung der Natrium-Luft Wärmetauscher funktioniert passiv über den Kamineffekt.

* Dampferzeugermodul http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/116.pdf
* Daten: IAEA-TECDOC-1531 https://www-pub.iaea.org/books/IAEABooks/7581/Fast-Reactor-Database-2006-Update
* Weitere Informationen: http://nuklearia.de/wp-content/uploads/2015/08/Atomenergoproekt_BN-800_NPP.pdf

==== Hauptumwälzpumpe II ====
{{Akronym|AWZ-2500-6000-6 UChL4|АВЦ-2500-6000-6 УХЛ4}}

==== Dampferzeugermodul ====

Die Wahl der Modulbauweise hängt insbesondere damit zusammen, dass es Probleme gab, bei einer Leckage zwischen dem Wasser-Dampf-Kreislauf und den sekundären Natriumkreislauf den schadhaften Teil zu isolieren, womit ein ganzer Loop außer Betrieb genommen werden musste. Mit der Modulvariante, die erstmals im Reaktor Phénix in Frankreich eingesetzt wurde, war es möglich einzelne Dampferzeuger oder Sektionen des Moduls stillzulegen. Jeder der drei modularen Dampferzeugersektionen, eine in jedem Loop, besteht aus 10 Dampferzeugermodulen. Jedes Modul besteht aus einem Dampferzeuger und einen Überhitzer. Insgesamt gibt es 20 Armaturen um den Natriumkreis oder den Wasser/Dampf-Kreis lokal vom System zu isolieren. Durch die Verlegung der Dampfüberhitzung der Turbine in die Turbinenanlage, konnte im Gegensatz zum BN-600 die gesamte Anlage 20 % billiger gefertigt werden, 12 % weniger Schweißnähte wurden benötigt, sowie die Leistung pro Modul um knall 40 % erhöht werden. <ref name="PRoAtom_2006-08-21"/>

модули парогенератора ПГН-272 (Н-272)

* Abmaße http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/116.pdf

=== Tertiärkreis und Turbosatz ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
Der BN-800 in Belojarsk ist mit einem К-800-130/300 Heißdampfturbosatz von LMZ ausgestattet. Dieser verfügt über eine einflutige Hochdruck- und eine Mitteldruckturbine mit gemeinsamem Gehäuse, dann folgen ein dampfbeheizter Zwischenüberhitzer und schließlich drei zweiflutige Niederdruckturbinen, die Drehzahl liegt bei 3000 Umdrehungen pro Minute, der Turbosatz hat eine Nettoleistung von 885MW.

* https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:16071940 (Altes Design?)
* https://books.google.de/books?id=HitWAAAAMAAJ&q=K-800-+130/3000&dq=K-800-+130/3000&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi_o9KJv-LcAhUC6qQKHcMCCzYQ6AEIMDAB (altes Design?)
* Turbine und Zeichnung Dampferzeuger http://elib.spbstu.ru/dl/2/v17-2969.pdf/download/v17-2969.pdf

* Erklärung Kreislauf <ref name="PRoAtom_2006-08-21"/>

=== Natriumaufbereitung ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]
Die chemische Natriumaufbereitung erfolgt vor allem in "Kältefallen" an denen Verunreingungen im Natrium ausgefällt werden. Diese Verunreinigungen sind unter anderem geringe Mengen von Oxid sowie von Legierungsbestandteilen die aus dem Stahl ausgewaschen werden.

Der Primärkreis hat drei Kältefallen die mit Luft gekühlt werden, jeder sekundäre Loop hat ebenfalls zwei lufgekühlte Kältefallen. Die Verunreinigungen sammeln sich an diesen kältesten Stellen im Kreislauf.

Gasförmige Verunreinigungen sammelt sich im Argon-Schutzgas oberhalb der Natriumoberfläche und werden durch entsprechende Gasreinigungsprozesse aus diesem entfernt.

=== Sicherheitstechnik ===
[[Datei:Yellow checkbox-unchecked.svg|20px]]

Die Notfall- und Schutzmaßnahmen bei einem schweren auslegungsüberschreitenden Unfall im BN-800 ist auf Basis der Freisetzungswahrschenlichkeit mit 25 Kilometer Aktionsradius um den Block bemessen.<ref name="Atomicexpert_24-2014"/>

* CDF https://books.google.de/books?id=8JLBCQAAQBAJ&pg=PA313&lpg=PA313&dq=BN-800+CDF&source=bl&ots=ZWurbrCgfS&sig=6YPzFVAr0AKGIB59wX96NFhUUZc&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwjH5qf1yNbcAhXO2KQKHSKXCSUQ6AEwCHoECAYQAQ#v=onepage&q=BN-800%20CDF&f=false

Ein schneller natriumgekühlter Reaktor stellt deutlich andere Anforderungen an die Sicherheitstechnik als ein klassischer Leichtwasserreaktor. Das Natrium ist im Kreislauf weitgehend Drucklos was einen erheblichen Sicherheitsvorteil bietet zudem sind die Dampferzeuger nicht im nuklearen Teil angeordnet. Dafür ist das Natrium brennbar und durch den positiven Dampfblasenkoeffizienten im Natrium, den geringeren Anteil an verzögerten Neutronen und den schwächeren Dopplereffekt ist die Gefahr von Kernschmelzen erhöht welche dafür aber im hochsiedenden Natrium leichter beherrscht werden können. Hinzu kommt die ebenfalls durch den positiven Dampfblasenkoeffizient bedingte hypothetische Gefahr einer prompt überkritischen Kernzerlegung. Zudem muss -wie bei jedem Reaktor- die Nachzerfallswärme zuverlässig abgeführt werden können.

==== Subsysteme ====

===== Betriebliche Hilfssysteme =====
https://www.researchgate.net/publication/320995257_The_Analysis_of_the_System_of_special_water_purification_of_Beloyarskaya_Nuclear_Power_Plant_unit_BN-800?_sg=D7UsdLHzHac02qhLl5IbyVAcZ2jUlDJAH5a7ULUyT-pU2qJyWBHPZ54CgARbMM9EH1Ll5gI3YUU6iE4Si5nJCj-Z_0ya8zQHVw

==== Notkühlsysteme ====
* Volle Erklärung: http://gns.mephi.ru/sites/default/files/journal/file/en.2017.1.3.2.pdf

* Hier und da http://elar.urfu.ru/bitstream/10995/57856/1/eir_2017_261.pdf

http://gns.mephi.ru/sites/default/files/journal/file/en.2017.1.3.2.pdf
САРХ ВТО, generelles zur Anlagensicherheit, Dieselgeneratoren und Plot https://www.osatom.ru/mediafiles/u/files/X_reg_forum_2017/01_SHamanskij_V.A._Vvod_novogo_bloka_Beloyarskoj_AES.pdf

* Test in Belojarsk, sowie Kernbeladungsschema: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/Golovnoj_blok_novogo_pokoleniya._Osobennosti_VE.pdf
* Patent http://www.findpatent.ru/patent/234/2341834.html
* Hersteller http://baset.ru/oborudovanie/dlya_atomnyih_stantsiy/vozdushnyie_teploobmenniki_bn
* SARCh Wärmetauscher http://baset.ru/oborudovanie/dlya_atomnyih_stantsiy/vozdushnyie_teploobmenniki_bn
* SARCh Leistung und Einsatzbereitschaft in 25 sekunden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/102/45102298.pdf

==== Kernfänger ====
* https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T3.2/T3.2.rogozhkin.pdf
* gute zeichnung reaktor http://www.unn.ru/pages/issues/vestnik/99999999_West_2009_4/17.pdf
* Rama, Projekt schon 1970 begonnen? https://www.eiseverywhere.com/file_uploads/c646eef7072684eaa1b20d7fc80bc266_5C.1-AndreySmirnov-NewtechnicalsolutionsdirectedtowardthesafetyenhancementinBN-800reactorproject.pdf

==== Natriumbrandeindämmung ====

==== Natriumsieden ====
Erste Untersuchungen Ende der 1980er zeigten bereits die Machbarkeit die Reaktivität bei Natriumsieden nahe null zu bringen. Insgesamt gab es eine ganze Menge an Wegen diesen Effekt zu optimieren. 1992 wurde auf dieser Basis ein neuer Kern für den BN-800 entwickelt, der in den folgenden 5 Jahren im [[Forschungsreaktor BFS-2]] auf seine Eigenschaften getestet wurde. Mehrere Lösungswege wurden dabei betrachtet und aktiv das Natriumsieden getestet indem Natrium im oberen Plenum des Kerns entfernt wurde, in den Steuerstabmanschetten und aus dem Kern. Man stellte am Ende fest, dass das größte Problem des Natriumsiedens beim Ende des brennstoffzyklus auftreten kann unter stationärem Brennstoffwechsel im Reaktor. Dabei kommt es in der Zone mit leicht angereicherten Kernbrennstoff aus Uran und Plutonium zu einer voluminös relativ großen Zone, die eine positive Reaktivität bei Natriumsieden aufweist. Die Experimente in der kritischen Anordnung zeigten, dass durch das Hinzufügen eines oberen Natriumplenums die Reaktivität bei Natriumsieden auf -0,46±0,28 %ΔK/K gesenkt werden konnte und damit negativ ist.<ref name="INIS_33011199"/>

* 1991 Zero Void, auch Technik http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/25/044/25044833.pdf
* Zero Void 1992 http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/019/28019146.pdf
* Zero Void <ref name="INIS_45089473"/>

==== Prompt überkritischer Kernzerlegungsstörfall ====
* https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1139_prn.pdf IAEA-TECDOC-1139 Transient and accident analysis of a BN-800 type LMFR with near zero void effect

==== Erdbebensicherheit ====
Der BN-800 wurde auf eine maximale horizontale Erdbebenbeschleunigung von 0,1g ausgelegt.

==== Brennstabversagen ====

==== Dieselgeneratoren ====
* http://kolomnadiesel.com/catalog/detail.php?ID=1045

==== Karenzzeit ====
Unfälle, Unfälle, Unfälle http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/31/028/31028522.pdf?r=1

=== Versionen ===
Obwohl es mehrere Varianten des BN-800 gibt, sind einige Grundsysteme bei allen Reaktoren identisch:<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/>
* Reaktorbehälter, einschließlich des Kegeldeckels und Öffnungen für die Platzierungen der Pumpen und Wärmetauscher sowie des Gesamtvolumens
* Drehdeckel
* Steuerstabanordnung
* Brennelement-Wechselmechanismus
* Reaktorkern und aufbauten, inklusive der Druckkammer, der Sammelleitungen, der Druckleitungen der Hauptumwälzpumnpen

Die Hauptdifferenz zwischen der Basisvariante BN-800 und den beiden modernisierten Varianten BN-800M sind insbesondere der Aufbau des Reaktorkerns, sowie ein erhöhter Kühlmittelstrom im integralen Primärkreislauf der beiden modernisierten Varianten im Vergleich zum Basismodell. Hierzu kommt eine andere Pumpe zum Einsatz mit einem höheren Fördervolumen.<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/>

==== BN-800 (TZ.... 1980er) ====
Verworfen Süd-Ural-1

<gallery>
Datei:BN-800 plot.png|Plot des BN-800 Süd-Ural-1
</gallery>

===== BN-800M (I) =====
Die Variante I des BN-800M hat eine thermische Reaktorleistung von 2100 MWth. Im Gegensatz zum Basismodell des BN-800 wurde die Manteltemperatur des Reaktors verringert und der Abbrand des Kraftstoffs erhöht durch den Einsatz von Hüllrohren aus ferritisch-martensitischen Stählen des Typs EP-450. Das Gebäude wurde optimiert und zusätzlich ein passives Kühlsystem integriert.<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/>

Belojarsk, Südural-2 und 3

Tabelle:<ref name="Nuklearia_PDF_BN-800">Atomenergoprojekt: ''BN-800 NPP'', 2011. [http://nuklearia.de/wp-content/uploads/2015/08/Atomenergoproekt_BN-800_NPP.pdf Abgerufen] am 18.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/18/atomenergoproektbn-800npp/atomenergoproektbn-800npp.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> TECDOC angeben!

{| style="background: #f9f9f9; color: #000; font-size:85%; line-height:0.9em; clear:right; margin:0 0 .5em 1em; border: 1px solid #aaa; padding: 0.1em;" cellspacing="5"
|-
! rowspan="12" | [[Datei:BN-800M A-A.png|150px]]
| class="generation3-grad" colspan="8" style="color:#000000; height:10px; font-size:130%; font-weight:bold; padding: 6px; line-height:1.1em;" | BN-800M ([[Generation III]])
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Kraftwerk
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Reaktor
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Primärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Sekundärkreis
|-
| '''Leistung (G):'''
| 880 MWel
| '''Leistung:'''
| 2100 MWth
| '''Schleifen:'''
| 3 stck.
| '''Schleifen'''
| 3 stck.
|-
| '''Leistung (N):'''
| 815 MWel
| '''Eintrittstemperatur:'''
| 354 °C
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|0.054|MPa|Bar}} bar
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|0.35|MPa|Bar}} bar
|-
| '''Eigenbedarf:'''
| 65 MWel
| '''Austrittstemperatur:'''
| 547 °C
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 2900 kg/s ×3
| '''Temperatur {{Akronym|CL|Kalter Strang (Cold Leg)}}:'''
| 309 °C
|-
| '''Wirkungsgrad:'''
| 39,35 %
| '''Höhe des Kerns:'''
| 0,88 m
| '''Pumpenleistung:'''
| 4,3 MW ×3
| '''Temperatur {{Akronym|HL|Heißer Strang (Hot Leg)}}:'''
| 505 °C
|-
| '''Querbeschleunigung:'''
| 0,10 g
| '''Durchmesser des Kerns:'''
| 2,516 m
| '''Wärmetauscherfläche:'''
| 1657 m² ×6
| '''Pumpenvolumenstrom:'''
| 2780 kg/s ×3
|-
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Containment
| '''Abbrand:'''
| 66 GWd/t
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Tertiärkreis
! colspan="2" style="background-color:#E1E1E1; color:#000000" | Turbosatz
|-
| '''Anzahl der Einschlüsse:'''
| 1 stck.
| rowspan="4" |       - {{0}}42 Brennelemente (BE) 
      - 121 BE mit Steuerstäbe
! rowspan="4" | [[Datei:Kern WWER-1200 V491.svg|60px]]
| '''Betriebsdruck:'''
| {{Konvert|14.0|MPa|Bar}} bar
| '''Hochdruckteile:'''
| 1 stck.
|-
| '''Einschlusstyp:'''
| Containment
| '''Speisewassertemp.:'''
| 210 °C
| '''Niederdruckteile:'''
| 3 stck.
|-
| '''Auslegungsdruck:'''
| Atmosphärendruck
| '''Dampftemperatur:'''
| 490 °C
| '''Aufbau:'''
| HP+LP+LP+LP+G
|-
| '''Gebäudewandstärke:'''
| 0,8 m
| '''Dampfmassenstrom:'''
| 2376 t/h
| '''Rotation:'''
| 3000 U/min
|-
|}

===== BN-800M (II) =====
Die Variante II des BN-800M hat eine thermische Reaktorleistung von 2235 MWth. Im Gegensatz zum Basismodell des BN-800 wurde die Manteltemperatur des Reaktors erhöht und der Abbrand des Kraftstoffs auf 10 bis 12 % reduziert, unter anderem durch den Einsatz von Hüllrohren aus austenitische Stählen des Typs EP-172 und TchS-68. Das Gebäude wurde optimiert und zusätzlich ein passives Kühlsystem integriert.<ref name="Kamaew_1999_01000261815"/>

http://www.dissercat.com/content/tekhniko-ekonomicheskaya-optimizatsiya-parametrov-aktivnoi-zony-i-teplogidravlicheskaya-khar

== Bau und Konstruktion ==
* http://atomsro.ru/wp-content/uploads/file/0PORTAL/AtomStroyStandart_2015/Mitin_AtStSt_2015.pdf

<center><div class="imageMapHighlighter" style="border:1px solid; border-color:rgb(204,204,204); width:800px; background-color:rgb(249,249,249); padding:4px; font-size:14px; text-align:left;">
<imagemap>
Datei:BN-800M plot.png|800px|center
poly 168 335 823 335 823 774 168 774 [[#XXX|Reaktorhalle]]
poly 5 335 5 774 168 774 168 335 [[#XXX|Lagergebäude für abgebrannte Brennelemente und Abluftzentrum]]
poly 823 5 823 335 5 335 5 774 823 774 823 1103 668 1103 668 1012 5 1012 5 97 668 97 668 5 [[#XXX|Schaltanlagengebäude]]
poly 824 5 824 1103 1171 1103 1171 5 [[#XXX|Dampferzeugergebäude]]
poly 1172 185 2271 185 2271 309 1172 309 [[#XXX|Entgaserbühne]]
poly 1172 310 2271 310 2271 774 1172 774 [[#XXX|Turbinenhalle]]
poly 1172 775 1172 1044 1821 1044 1821 775 [[#XXX|Turbinenschaltanlagengebäude]]
poly 1822 775 1971 775 1971 899 1822 899 [[#XXX|Öllager der Turbine]]
desc bottom-left
</imagemap>
Vereinfachter Plot des BN-800M (I) - Beljarsk-4. Beschreibung per mouseover.
</div></center>

=== Spezialgebäuse ===
Spezkorpus

=== Transportbehälter für Komponenten ===

* Transportbehälter zur heißen Werkstatt, Pumpen und WÄrmetauscher http://cae.apm.ru/galereya_vipolnennih_proektov/mashinostroenie/mashinostroitelnoe_proektirovanie/spets_ustroystvo_s_kantovatelem_dlya_transportirovaniya_chastey_nasosov/

== Wirtschaftlichkeit ==
Kernkraftwerke sind langfristige Investitionen, denn während des Abschreibungszeitraumes werden meist nur die Kosten für Betrieb und Kapitaldienst eingespielt. Erst nach erfolgter Abschreibung produziert ein Kernkraftwerk konkurrenzlos billigen Strom und wird für den Betreiber zum reinen Gewinnbringer. Da auf dem angelsächsischen Markt das kurzfristige Gewinndenken überwiegt, haben neue Kernkraftwerke einen schweren Stand. Neben einer hohen Einspeisevergütung im Abschreibungszeitraum, um dem Investor vom ersten Tag an Traumrenditen zu ermöglichen, kann auch eine erfolgreiche Kommunikationsstrategie das Interesse an einer Kernkraftinvestition wecken.

Im Jahr 1992 rechnete man für die 800 MW starke FOAK-Anlage Süd-Ural 1 mit Kapitalkosten in Höhe von {{#replace:{{#expr:56694/450 round2}}|.|,}} Millionen Dollar (1 USD = 450 RUR nach Wechselkurs vom 25. November 1992<ref>Online-Währungsrechner: ''Die Geschichte Darstellungen des Wechselkurses der Währungen US-Dollar (USD) und Russischer Rubel (RUB) für 1992''. [https://freecurrencyrates.com/de/exchange-rate-history/USD-RUB/1992/cbr Abgerufen] am 18.08.2018. ([http://archive.is/MUF9z Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>), wobei die spezifischen Kosten bei {{#replace:{{#expr:70860/450round0}}|.|,}} $/kW liegen sollten. Für Süd-Ural 2 und 3, die erst nach Vollendung von Süd-Ural 1 als zweite Baulinie erreichtet werden sollten, wurden die Kapitalkosten auf {{#replace:{{#expr:112464/450 round2}}|.|,}} Millionen Dollar kalkuliert bei spezifischen Kosten von {{#replace:{{#expr:46860/450round0}}|.|,}} $/kW liegen sollten. Für Belojarsk-4 wurden die Kapitalkosten auf {{#replace:{{#expr:44949/450 round2}}|.|,}} Millionen Dollar kalkuliert und die spezifischen Kosten bei {{#replace:{{#expr:56186/450round0}}|.|,}} $/kW angesetzt.<ref>N. I. Ermakov, u.a.: ''Fast reactors: Experience in design, construction, and operation. Prospects for further development''. April 1994, Seite 333. [https://www.researchgate.net/publication/239377494/download Abgerufen] am 18.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/18/fulltext---/fulltext---.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref> Diese Kostenabschätzungen sind allerdings aufgrund der sich bereits anbahnenden Hyperinflation und der Privatisierung der staatlichen Wirtschaft im Sowjetunion-Nachfolgestaat Russland relativ ungenau. So wurden 1996 bereits die Kosten für einen Block am Standort Süd-Ural auf 65 Milliarden Rubel kalkuliert, was rund 325 Millionen Dollar entsprach. Aufgrund der Weigerung seitens der russischen Regierung die weitere Finanzierung dieser Reaktoren zu gewährleisten, gibt es praktisch bis in das 21. Jahrhundert keine Kostenschätzungen mehr, die repräsentativ gewesen wären.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 39,Ausgaben 7-13''. American Nuclear Society, 1996. Seite 59.</ref>

Die FOAK-Anlage Belojarsk-4 als Einzelblockanlage wurde für {{#replace:{{#expr:145.649/31 round2}}|.|,}} Milliarden Dollar (1 USD = 31 RUR nach Wechselkurs vom 1. Januar 2013<ref name="Ponomarev_21-05-2014"/>) errichtet.<ref>Ponomarev-Stepnoy N.N., u.a.: ''Стоимость строительства реактора на быстрых нейтронах БН-800 оценивается в 145,6 млрд руб''. 20. November 2016. [http://www.atomic-energy.ru/news/2016/01/20/62632 Abgerufen] am 18.08.2018. ([http://archive.is/LdlR0 Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Dabei ergeben sich bei einer Nettoleistung von 825 MW<ref name="Nuklearia_PDF_BN-800"/> Kapitalkosten in Höhe von {{#replace:{{#expr:{{#expr:145649000000/31}}/820000round0}}|.|,}} $/kW. Damit liegen die Kosten für den ersten Block knapp doppelt so hoch als für die beiden [[WWER-1200]]/392M, ebenfalls FOAK-Anlagen, am [[Kernkraftwerk Nowoworonesch II]] im Jahr 2013, die rund rund 2933 $/kW betrugen.<ref> ''Сколько стоит атомная энергия?'', 15.02.2013. [http://energypolis.ru/portal/2013/1750-skolko-stoit-atomnaya-yenergiya.html#sel= Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mm5kUAehp Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref><ref>Steven C. Sholly, u.a.: ''ADVANCED NUCLEAR POWER PLANT CONCEPTS AND TIMETABLES FOR THEIR COMMERCIAL DEPLOYMENT'', Juni 2013. [http://www.risk.boku.ac.at/download/ehnur/EHNUR_WP04_report_final.pdf Abgerufen] am 15.12.2016 ([http://www.webcitation.org/6mmBOELEl Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref>

Eine Studie von Rosenergoatom aus dem Jahr 2014 kommt zu dem Schluss, dass eine Doppelblockanlage mit zwei BN-800 (2×817 MW Nettoleistung) bereits für 4158 $/kW errichtet werden könnte. Die reinen Kapitalkosten für eine Doppelblockanlage liegen daher bei {{#replace:{{#expr:210.6/31 round2}}|.|,}} Milliarden Dollar ohne Steuern, wovon {{#replace:{{#expr:75.8/31 round2}}|.|,}} Milliarden Dollar rein auf die Bau- und Installationsarbeiten entfallen und weitere {{#replace:{{#expr:99.8/31 round2}}|.|,}} Milliarden Dollar auf die Beschaffung der Ausrüstung.<ref name="Ponomarev_21-05-2014">Ponomarev-Stepnoy N.N., u.a.: ''Perspectives of development and implementation of closed fuel cycle''. 21. Mai 2014. [http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar_eng/8_Ponomarev_Stepnoy_REA__Perspectives_of_development_and_implementation_of_closed_fuel_cycle___.pdf Abgerufen] am 18.08.2018. ([https://www.pdf-archive.com/2018/08/18/untitled-pdf-document/untitled-pdf-document.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF-Archive])</ref>

Über die gewährte Standzeit von 40 Jahren bei der angegebenen Verfügbarkeit von 85 %<ref>Атомный эксперт: ''Как удешевить БН-1200'', 31.10.2016. [http://atomicexpert.com/page401362.html Abgerufen] am 18.08.2018. ([hhttp://archive.is/x4b7S Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> und 7000 Stunden Auslastung im Jahr<ref name="Nuklearia_PDF_BN-800"/> würde aus der Rechnung {{Akronym|40 a|Standzeit}}×{{Akronym|820000 kW|Nettoblockleistung}}×{{Akronym|7000 h|Stunden pro Jahr}}×{{Akronym|0,85|Verfügbarkeit von 85 %}}×{{Akronym|0,035 $/kWh|Erwartete Erzeugungskosten von 35 €/MWh}} ein Reingewinn von zirka 20,32 Milliarden Euro mit dem Block über dessen gesamte Laufzeit erwirtschaftet werden, womit der Jahresgewinn bei rund 338 Millionen Euro liegt. Unter dieser Annahme wäre die Anlage nach etwa 20 Jahren abgeschrieben (bei Kosten zwischen den anvisierten 6,5 bis 7 Milliarden Euro).
----

== Marktpotential ==
[[Datei:Green checkbox-checked.svg|20px]]
Der BN-800 hat in seiner Leistungsklasse bei den schnellen Reaktoren zwischen 700 bis 900 MW auf dem nationalen und internationalen Markt keine Konkurrenz.<ref>World Nuclear Association: ''China's Nuclear Fuel Cycle'', Mai 2018. [http://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx Abgerufen] am 18.08.2018. ([http://archive.is/lqwLh Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref> Russland plant allerdings keine weitere Vermarktung des BN-800, da der Block primär als Zwischenschritt für die Entwicklung des vollständig kommerziellen Reaktors [[BN-1200]] darstellt. Es sind daher keine weiteren Reaktoren des Typs BN-800 geplant.<ref>World Nuclear Association: ''Fast Neutron Reactors'', Juni 2018. [http://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-a-f/china-nuclear-fuel-cycle.aspx Abgerufen] am 18.08.2018. ([http://archive.is/vypNR Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>

Am 13. Oktober 2009 kündigte die China National Nuclear Corporation an, zwei fortgeschrittene Reaktoren am [[Kernkraftwerk Sanming]] errichten zu wollen.<ref name="Dynabond_30-10-2009">Dynabond Powertech Service: ''China Plans to Build Advanced Nuclear-Power Plant'', 30.10.2009. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/37-cnnc/2396-china-plans-to-build-advanced-nuclear-power-plant- Abgerufen] am 14.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BPDGIbHR Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Dabei handelte es sich um zwei BN-800, die auf Basis eines Abkommens zwischen Russland und China bereits seit 2008 diskutiert wurden.<ref>World Nuclear News: ''Russia and China to cooperate on fast reactor'', 21.10.2008. [http://world-nuclear-news.org/IT_Russia_and_China_to_cooperate_on_fast_reactor_2110082.html Abgerufen] am 14.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BPDQMjIL Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Ein entsprechendes Abkommen wurde am gleichen Tag zwischen dem chinesischen Premier Wen Jiabao und dem russischen Premierminister Wladimir Putin unterzeichnet. Bereits einige Monate zuvor kündigte Atomenergoprojekt Sankt Petersburg an, mit der Ausarbeitung eines den chinesischen Ansprüchen gerecht werdenden BN-800-Kernkraftwerks begonnen zu haben.<ref>World Nuclear News: ''China signs up Russian fast reactors'', 15.10.2009. [http://world-nuclear-news.org/NN_China_signs_up_Russian_fast_reactors_1510091.html Abgerufen] am 14.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BPDfcsLG Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Am 23. März 2010 wurde die Absichtsgenehmigung zum Bau von zwei BN-800 in Sanming unterzeichnet und am 15. September 2011 folgte die Unterzeichnung des Designauftrags, allerdings ohne einen Preis festgelegt zu haben. Ein Post-Fukushima-Screening bestand das Reaktordesign seitens der chinesischen National Nuclear Safety Administration am 19. November 2012 bestanden. Am 24. Oktober 2012 war der Rahmenvertrag zur Vorbereitung des Baus des Kernkraftwerks Sanming beidseitig abgeschlossen worden.<ref name="Sanming_2016-06-29">三明市人民政府办公室主办三明市数字三明建设办公室承办: ''福建三明核电项目简介'', 29.06.2016. [http://www.sm.gov.cn/zw/ztzl/hdzt/smhd/201606/t20160629_336593.htm Abgerufen] am 18.08.2018. ([http://archive.is/CrBtP Archivierte Version] bei [http://archive.is/ Archive.is])</ref>

Nach Planungen aus dem Jahr 2009 sollten im August 2011 die Vorarbeiten am Standort begonnen werden. Allerdings gab es Verzögerungen aufgrund komplizierter Verhandlungen über die Kosten zwischen Russland und der Volksrepublik China. Xu Mi, Chefingenieur des Brutreaktorprogramms der Volksrepublik China erklärte auf dem Kernenergiekongress in Peking im Mai 2011, dass es weitaus preiswerter sei die Reaktoren für einen teureren Preis zu importieren und die Technik anschließend in ein eigenes Modell zu integrieren, als diesen Entwicklungsschritt alleine zu unternehmen.<ref name="Dynabond_16-05-2011">Dynabond Powertech Service: ''China in hunt for Russian reactors'', 16.05.2011. [http://www.dynabondpowertech.com/en/nuclear-power-news/national-news/47-research-and-education/4151--china-in-hunt-for-russian-reactors- Abgerufen] am 14.10.2012. ([http://www.webcitation.org/6BPGSHIGS Archivierte Version] bei [http://www.webcitation.org/ WebCite])</ref> Seit 2015/2016 wird das Projekt nicht mehr fortgeführt und dafür aktiv verhandelt einen [[BN-1200]] in China zu errichten.<ref name="Sanming_2016-06-29"/>

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==

Kernkraftwerk Lavrio

2020-01-25T23:35:39Z

Superwip: /* Geschichte */

{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk
|BILD =
|BESCHR =
|LAND =Griechenland
|REGION =Attika
|ORT =Lavrio
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}}
Das '''Kernkraftwerk Lavrio''' sollte nahe der griechischen Stadt Lavrio entstehen und war das erste [[Kernkraftwerk]]sprojekt in Griechenland. Trotz Vergabe eines Auftrags in den späten 1960ern verlief das Projekt letztlich in den 1980ern immer weiter aus den Planungen, bis diese nicht weiter fortgeführt wurden. Lavrio war das einzige Kernkraftwerksprojekt, das in Griechenland erörtert wurde.

== Geschichte ==
Ab 1966 gab es seitens der staatlichen griechischen Elektrizitätsgesellschaft erste Pläne ein Kernkraftwerk zu errichten. Mehrere Länder interessierten sich im Vorfeld für das Projekt, darunter die Vereinigten Staaten von Amerika, die Sowjetunion, Deutschland und Frankreich, während das Vereinigte Königreich bereits im November 1966 mit Angabe von Kreditbedingungen einen 300 MW starken [[AGR]] angeboten hatte für 35 Millionen Pfund. Man wollte die Anlage bis 1972 in Betrieb nehmen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, November 1966. Seite 514.</ref> Mit den Vereinigten Staaten von Amerika wurde insbesondere eine Studie für die nukleare Meerwasserentsalzung ab 1967 initiiert, in der täglich 95.000 bis 190.000 Kubikmeter Meerwasser für die Trinkwasserversorgung der Hauptstadt Athen entsalzt werden sollten, gekoppelt mit einem 300 MW starken Kernkraftwerk. Unter Annahme eines 300 MW starken Leichtwasserreaktors mit entsprechenden Turbosatz, dessen Kosten auf 68 Millionen Dollar kalkuliert wurden, sollte die 190.000 Kubikmeter-Entsalzungsanlage rund 36 Millionen Dollar kosten, womit die Erzeugungskosten bei 4,4 US-Dollar-Cents pro Kilowattstunde lagen, die Kosten für {{Konvert|1000|gal|m3}} Kubikmeter Wasser auf 33 US-Dollar-Cents. Damit wäre ein Kernkraftwerk kostengünstiger gewesen als die für ein gleichgroßes Ölkraftwerk.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 12''. Handelsblatt GmbH, April 1967. Seite 158.</ref> Eine ähnliche Studie wurde ebenfalls mit der UKAEC durchgeführt auf Basis eines 200 MW starken [[SGHWR]], der bei dieser Leistung knapp 380.000 Kubikmeter Trinkwasser hätte entsalzen können.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 12''. Handelsblatt GmbH, November 1967. Seite 543.</ref>

Anfang 1968 holt sich die staatliche Elektrizitätsgesellschaft Griechenlands Hilfe beim schweizer Ingenieurbüro ''Bonnard & Gardel S.A'', sowie bei der ''Elektrowatt AG'', die gemeinsam die Einführungen eines ersten Kernkraftwerks in Griechenland untersuchen sollten, sowie eine Leistungsgröße auf Basis des zu erwartenden Energiebedarfs festlegen sollten. Außerdem sollte ein Standort gewählt werden, sowie verschiedene Reaktortypen für das Kernkraftwerk evaluiert werden.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 13''. Handelsblatt GmbH, Februar 1968. Seite 58.</ref> Im Sommer 1968 hat die griechische Regierung die generelle Zusage für den Bau eines Kernkraftwerks in Griechenland gegeben, sodass bis März 1969 die ersten Angebote für den Bau der Anlage eingeholt werden sollten für einen Betrieb der Anlage ab 1974.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 13''. Handelsblatt GmbH, November 1968. Seite 518.</ref> Auf Basis eines Regierungsbeschlusses vom 18. Juni 1968 wurde daher die griechische Atomenergieorganisation [[Greece Atomic Energy Commission]] reorganisiert und die Befugnisse erteilt auf allen Gebieten der Kernenergie tätig zu werden, inklusive Ausbildung und Erziehung von Personal, als auch die Genehmigungsbefugnis für Erzeugung, Lagerung und Verwertung radioaktiver Stoffe zu erteilen. Außerdem wurde die Behörde befugt Reaktoren aller Art aus dem Ausland einzuführen, zu errichten und zu Betreiben, wodurch die regulatorische Basis für ein Kernkraftwerk geschaffen wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 14''. Handelsblatt GmbH, März 1969. Seite 106.</ref> Am 1. Mai 1969<ref>Peter R Mounfield: ''World Nuclear Power'', Routledge, 2017. ISBN 1351394029.</ref> beschloss die staatliche Elektrizitätsbehörde schließlich einen SGHWR von der UKAEC mit eienr Leistung von 450 MW als das erste Kernkraftwerk in Lavrio zu errichten. Seitens des Vereinigten Königreichs wurde ein Kredit für den Bau der Anlage gewährt, sowie der Kauf von 40.000 Tonnen Tabak aus Griechenland als Hilfszahlung akzeptiert.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 14''. Handelsblatt GmbH, Mai 1969. Seite 222.</ref> Die Errichtung sollte schlüsselfertig erfolgen.<ref>Atomic Industrial Forum: ''Nuclear Industry, Band 16'', Atomic Industrial Forum, 1969. Seite 36.</ref>

Problematisch an dem Deal war allerdings, dass das Tabak-Tauschgeschäft bei der Tabakindustrie des Vereinigten Königreichs bis Ende 1969 auf kein Interesse für die Verarbeitung griechischen Tabaks stieß, weshalb das Projekt für den Bau des SGHWR keine Fortschritte erzielte. Allerdings hat die Sowjetunion nach den vollendeten Arbeiten für den Bau eines Wärmekraftwerks bei Athen ebenfalls ein Angebot unterbreitete das Kernkraftwerk im Zweifelsfall zu errichten.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 15''. Handelsblatt GmbH, Januar 1970. Seite 2.</ref>Die Priorität des Projekts für den Bau des Kernkraftwerks Lavrio wurde bis 1971 reduziert und ein Bau der Anlage erst nach 1980 erwogen, womit der SGHWR zunächst nicht weiter erörtert wurde.<ref>Canada. Dept. of Trade and Commerce, u.a.: ''Foreign Trade, Band 135'', Department of Industry, Trade and Commerce, 1971. Seite 16.</ref>

=== Planänderungen ===
Ab 1972 wurde der Bau von 1800 MW an Kernkraftwerkskapazitäten bis 1985 geplant, was am 21. Januar 1972 in der New York Times erstmalig so bekanntgegeben wurde. Dies sollte mit dem Bau von drei Kernkraftwerken mit jeweils 600 MW erfolgen.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 17''. Handelsblatt GmbH, April 1972. Seite 176.</ref> Der staatliche Energieversorger Griechenlands hielt zumindest für einen der 600 MW-Reaktoren an Lavrio als Standort fest. Man war für diese Reaktoren in engen Kontakt mit den Vereingten Staaten von Amerika getreten, für den Bau von Leichtwasserreaktoren.<ref>United States. Bureau of Mines, Geological Survey: ''Minerals Yearbook, Band 3'', The Bureau, 1974. Seite 412.</ref> Im November 1976 beschloss die Regierung die Pläne zu reduzieren und nur noch einen Reaktor mit einer Leistung von 600 MW bis Ende 1985 zu errichten.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 22''. Handelsblatt GmbH, Mai 1977. Seite 292.</ref> Im Jahr 1978 erfolgten Anfragen bei mehreren Ingenieur-Architekten für die Einleitung einer Vorplanung für dir Anlage, bei der sich 30 Firmen aus verschiedenen Ländern angeboten haben.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 23''. Handelsblatt GmbH, September 1978. Seite 374.</ref> Im Jahr 1979 wurde ''Ebasco'' mit der Vorplanung beauftragt, die Inbetriebnahme des Projekts aber in das Jahr 1988 verschoben.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 24''. Handelsblatt GmbH, Juli 1979. Seite 344.</ref> Im Rahmen dessen wurde das Projekt bis 1981 überarbeitet und fortan der Bau eines 900 MW starken Reaktors geplant, allerdings an einen neuen Standort.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 26''. Handelsblatt GmbH, Juni 1981. Seite 374.</ref> Bis 1983 wurde das Projekt allerdings weiter zurückgestellt und erklärt, dass man keine konkreten Pläne mehr für den Bau eines Kernkraftwerks in naher Zukunft habe und nunmehr lediglich eine Vorplanung für ein Werk zu einem späteren Zeitpunkt durchführen wollte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 28''. Handelsblatt GmbH, Juni 1983. Seite 327.</ref> In der Folge sah man ab 1984 bis 1994 keinen weiteren Bau eines Kernkraftwerks mehr vor, womit das Projekt nicht weiter Fortgeführt wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 29''. Handelsblatt GmbH, Juni 1984. Seite 311.</ref><ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 30''. Handelsblatt GmbH, Juni 1985. Seite 311.</ref><ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 31''. Handelsblatt GmbH, Juni 1986. Seite 318.</ref>

== Standortdetails ==
Der Standort des Kernkraftwerk sollte sich direkt neben dem Kraftwerk Attica in Lavrio befinden, das mehrere Kraftwerksblöcke mit Ölbefeuerung besaß.<ref>''The Electrical Review, Band 191,Ausgaben 1-8'', Electrical Review, Limited, 1972. Seite 114.</ref> Das Kraftwerk Attica beherbergte ab 1971 einen 150 MW starken Ölblock, der 1973 und 1975 durch einen 300 MW und 450 MW starken Block ergänzt werden sollte.<ref>U.S. Atomic Energy Commission, u.a.: ''Forecast of Growth of Nuclear Power: January 1971'', U.S. Government Printing Office, 1971. Seite 125.</ref> Aufgrund der kurzen Entfernung von {{Konvert|30|meile|km|0}} Kilometer zur Hauptstadt Athen war der Standort prädestiniert für den Einsatz einer Meerwasserentsalzungsanlage.<ref>American Nuclear Society: ''Nuclear News, Band 12'', American Nuclear Society, 1969. Seite 35.</ref>

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
{{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]

[[Kategorie:Kernkraftwerk in Europa|Lavrion]]

Kernkraftwerk Shivta

2020-01-24T23:00:55Z

Superwip: /* Spätere Initiativen */

{{Infobox verworfenes Kernkraftwerk
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|EIGENTÜMER =Israel Electric Corporation
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|DUALNUTZEN =
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}}
Das '''Kernkraftwerk Shivta''' (hebräisch תחנת הכוח הגרעינית שבטה) sollte nahe der israelischen Stadt Shivta in der Region Negev entstehen. Die Anlage hat eine lange Projektionshistorie hinter sich, allerdings konnte wegen der Nichtverbreitungsproblematik Israels kein Lieferant für die Anlage gefunden werden. Der Standort gilt nach wie vor als Option für den Bau eines Kernkraftwerks.

== Geschichte ==
Ab 1964 gab es seitens Israel Interesse, das Potential der Nutzung von Kernreaktoren für Entsalzungszwecke von Meerwasser zu erforschen. Während eines Besuchs des israelischen Premierministers Levi Eschkol in den Vereinigten Staaten von Amerika, vereinbarten beide Staaten ein gemeinsames Forschungs- und Entwicklungsprojekt, das sich auf die Meerwasserentsalzung mittels Reaktoren konzentriert.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 9''. Handelsblatt GmbH, Juli 1964. Seite 342, 343.</ref> Bis 1965 waren die ersten Kosten solcher Anlage evaluiert worden und für große Anlagen zwischen 10 und 15 US-Dollar-Cent pro Kubikmeter als machbar für die Kosten des Frischwassers kalkuliert worden. Für Israel hingegen sah man bis zu diesem Zeitpunkt ein 175 MW bis 200 MW großes Kernkraftwerk vor, das täglich knapp 150 Millionen Kubikmeter Meerwasser entsalzen sollte und bis 1972 verfügbar wäre. Allerdings liegen die Kapitalkosten für so eine Anlage bei 133 Millionen Dollar, womit die Wassererzeugung für 3786 Liter Wasser (1000 Gallonen) mit 24 bis 50 US-Dollar-Cent zu teuer wäre aus Sicht von Israel, die nur eine Lösung darin sahen durch gesenkte Kapitalkosten die Anlage wirtschaftlicher zu realisieren.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 10''. Handelsblatt GmbH, Juni 1965. Seite 252.</ref> Bis 1966 wurde die Projektstudie mit den Vereinigten Staaten, die durch die Unternehmen ''Kaiser Engineers'' und ''Catalytic Construction'' ausgearbeitet wurde, abgeschlossen und Anfang März 1966 dem ''US-Israel Joint Board'' übergeben. In der Endkalkulation wurden die Kapitalkosten für solch ein 200 MW starkes Kernkraftwerk mit Meerwasserentsalzungsanlage auf 200 Millionen Dollar kalkuliert, womit man Süßwasserkosten von 29 bis 67 US-Dollar-Cents für 3786 Liter erreicht bei Zinsraten von 5 bis 10 %.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, April 1966. Seite 148.</ref>

Ab 1967 begann Israel zusätzlich die Planung eines normalen Kernkraftwerks mit einer Leistung von 250 bis 300 MW, das bis 1973 oder 1974 in Betrieb gehen könnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 12''. Handelsblatt GmbH, April 1967. Seite 157.</ref> Bis 1971 wurde das Kernkraftwerksprojekt am der Technischen Hochschule Haifa weiterentwickelt und die Leistungsgröße auf 400 MW angehoben, da es aus Sicht der Studiengruppe der technischen Hochschule dann wirtschaftlich sei und zudem die Energie ausreiche, um den Import von Erdöl nach Israel für die Stromerzeugung nicht mehr nötig sei.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 16''. Handelsblatt GmbH, August/September 1971. Seite 384.</ref> Bis 1972 wurden zwei am Mittelmeer evaluiert, darunter Standort 1 bei Ashdod neben dem [[Kernforschungszentrum Soreq]], sowie Standort 2 nahe Nitzanim, der bevorzugt wurde für das Kernkraftwerk.<ref>Marion Clawson, u.a.: ''Desalting seawater; achievements and prospects'', Gordon and Breach, 1972. ISBN 0677027109. Seite 46, 50.</ref> Unter dem Eindruck der ersten Ölkriese im Jahr 1973 intensivierte Israel die Planungen für den Bau eines Kernkraftwerks, woraufhin ein Ministerausschuss gegründet wurden, der Vorschläge für ein Kernkraftwerk annehmen sollte, das bis 1980 in Betrieb gehen könnte und zudem auch Meerwasser entsalzen könnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 18''. Handelsblatt GmbH, Juli 1973. Seite 314.</ref> Um der Sache mehr Nachdruck zu verleihen wurde im Februar 1974 der beschleunigte Bau des Kernkraftwerks beschlossen, sodass bis September 1974 eine Ausschreibung für die erste Anlage mit 600 MW Leistung lanciert werden konnte. Als Standort wurde ein Dünengebiet nahe Nitzanim an der Mittelmeerküste gewählt.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, März 1974. Seite 99.</ref>

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Im Jahr 1975 wurde der Grundsatzbeschluss der israelischen Regierung gefasst das Kernkraftwerk mit 600 bis 800 MW Leistung für eine Inbetriebnahme im Jahr 1984 zu errichten. Zwar gab es seitens des US-Präsidenten Richard Nixon im Juni 1974 ein Angebot, worauf allerdings die Israelische Seite nicht einging, da man insbesondere Sicherheitsfragen eine große Rolle zuwiesen im Auswahlprozess.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 20''. Handelsblatt GmbH, Juni 1975. Seite 267.</ref> Bis Ende 1975 erhielt die Israel Electric Corporation als Kopf des Projektes insgesamt drei Angebote für den Bau des Kernkraftwerks aus den Vereinigten Staaten für Druckwasserreaktoren von Westinghouse und Babcock & Wilcox, sowie für einen Siedewasserreaktor von General Electric.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 20''. Handelsblatt GmbH, Dezember 1975. Seite 589.</ref> Ursprünglich wollte Israel bis September 1976 entscheiden, der den Auftrag bekommt, allerdings verschob sich die Entscheidung nachdem zunächst erst Westinghouse als Favorit galt, dann General Electric, dann aber auch Babcock & Wilcox.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 21''. Handelsblatt GmbH, November 1976. Seite 503.</ref> Ende 1976 genehmigte die Regierung Israels den Bau von zwei Reaktorblöcken mit einer Leistung von zirka 950 MW in Nitzanim zwischen Aschdod und Aschkelon. Man plante, dass der erste Block 1980 in Bau geht und 1985 in Betrieb, 18 Monate später jeweils Block 2. Zusätzlich sollte die Anlage mit einer Meerwasserentsalzungsanlage verbunden werden. Eine Entscheidung über den Lieferanten fiel allerdings bis dahin noch nicht, auch wenn es vermehrt Berichte gab, dass Westinghouse den Auftrag erhalte, was die Israel Electric Corporation dementierte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 22''. Handelsblatt GmbH, April 1977. Seite 159.</ref>

=== Standortwechsel ===
Bis 1980 wurden die Planungen für den Bau des Kernkraftwerks bei Nitzanim nicht mehr fortgeführt, obwohl es zunächst als einziger geeigneter Standort galt. Der Standort wurde allerdings verworfen, nachdem das Erdbebenrisiko neu bewertet wurde und dieses nun als zu groß eingeschätzt wurde. Man hat daher die Standortsuche in die Negev-Wüste verlegt, entlang der geplanten Trasse des Mittelmeer-Totes Meer-Kanals, der zur Kühlung eines Kernkraftwerks eingesetzt werden kann.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 25''. Handelsblatt GmbH, Oktober 1980. Seite 480.</ref> Alternativ untersuchte ab 1981 die Technische Hochschule in Haifa auch den Bau eines Kernkraftwerks in unterirdischer Bauweise im Karmel-Gebirge. Diese Initiative wurde von der israelischen Atomenergiekommission aufgegriffen und eine Forschungsgruppe dazu gebildet. Man plante ein Kernkraftwerk in eine Kaverne zu integrieren, in einer Tiefe von 70 Meter, mit einer Deckenhöhe der Kaverne von 70 Meter. Die Kaverne sollte 30 Meter breit sein und die Länge je nach Bedarf mehrere hundert Meter betragen. Der Zugangstunnel der Kaverne sollte eine Länge von 6 Kilometer aufweisen. Ein abschließender Bericht sollte bis 1982 ausgearbeitet werden, allerdings stand bereits zu diesem Zeitpunkt fest, dass die Kosten sehr hoch sind und das diese Bauweise weltweit noch nicht für große Kernkraftwerke angewendet wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 26''. Handelsblatt GmbH, Juni 1981. Seite 331.</ref>

Durch eine Kommission unter dem Vorsitz von General Amos Horev wurde der Bedarf eines Kernkraftwerks Anfang der 1980er neu evaluiert und empfohlen, den Bau durchzuführen. Am 13. März 1983 genehmigte daher die Regierung die Vorbereitung eines neuen Projekts, in der sie den Forschungsminister und den Energieminister aufforderte, einen gemeinsamen Vorschlag zu unterbreiten. Insbesondere die Fragen der Sicherheitskontrollen standen dabei im Raum, da Israel den [[Nichtverbreitungsvertrag]] nicht unterzeichnete und daher seine Anlagen keiner Kontrolle unterziehen muss.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 28''. Handelsblatt GmbH, April 1983. Seite 166.</ref> Ab 1984 wurde durch Alvin Radkowsky an der Universität von Tel Aviv zusätzlich die Entwicklung eines Leichtwasserreaktors vorangetrieben, der auch Thorium als [[Kernbrennstoff]] nutzen könnte. Durch die Menge an Thorium im Kern würde die Plutoniumerzeugung nicht höher liegen als bei konventionellen Leichtwasserreaktoren und dieses auch nicht reiner sein, wodurch das Proliferationsrisiko gleich gering bleiben würde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 29''. Handelsblatt GmbH, November 1984. Seite 536.</ref> Bis September 1985 sollte eine Regierungsvorlage fertig ausgearbeitet sein für den Bau von zwei Kernkraftwerken, die innerhalb von 8,5 Jahren erbaut werden sollten. Seitens Frankreich gab es ein Vorangebot für 900 MW starke Druckwasserreaktoren des Typs [[Framatome M310]], die 21 Milliarden Franc pro Block kosten sollten und in Abstand von 14 Monaten erbaut werden könnten.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 30''. Handelsblatt GmbH, Juli 1985. Seite 343.</ref> Im Oktober 1985 wurde erstmals bekannt, dass man als Standort den Wüsten-Standort Shivta erörterte, der als einziger geeigneter Standort aufgrund der strengen Vorschriften, die seitens der Israel Atomic Energy Commission eingeführt wurden, als geeignet schien.<ref>United States. Foreign Broadcast Information Service, u.a.: ''Near East/South Asia Report, Ausgabe 85145'', Foreign Broadcast Information Service, 1985. Seite 48.</ref>

Im Jahr 1987 gab es zwischen Staatspräsident Schimon Peres und dem westdeutschen Minister für Bildung und Wissenschaft, Jürgen Möllemann, Gespräche ein deutsches Kernkraftwerk nach Shivta zu liefern. Um das Proliferationsrisiko zu senken und den Nichtverbreitungsvertrag zu erfüllen, bot Peres an das Gebiet um das Kernkraftwerk Shivta als extraterritoriale Zone zu deklarieren außerhalb der israelischen Souveränität.<ref>''Journal of Defense & Diplomacy, Band 5'', Defense & Diplomacy, Incorporated, 1987. Seite 959.</ref> Als Reaktormodell wurde der Bau eines [[HTR-500]] diskutiert, der eine inhärente Sicherheit bieten kann.<ref>Economist Newspaper Limited, u.a.: ''Foreign Report, Ausgaben 1950-1996'', Economist Newspaper Limited, 1987. Seite 8.</ref><ref>Israel Nuclear Society, u.a.: ''The nuclear societies of Israel 1990 joint meeting'', 1990. Seite 127 bis 129. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/23/050/23050033.pdf?r=1&r=1 Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124212619/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/23/050/23050033.pdf?r=1&r=1 Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

Im Jahr 1988 reichte die Israel Electric Corporation schließlich den Antrag für die Baugenehmigung eines Kernkraftwerks am Standort Shivta in der Negev-Wüste ein, der auf Basis einer zehnjährigen Untersuchung als geeignet bewertet wurde. Eine Inbetriebnahme eines Kernkraftwerks am Standort Shivta wurde allerdings nicht vor dem Jahr 2000 geplant. Bei dem Reaktormodell sollte es sich um eines der nächsten Generation handeln.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 33''. Handelsblatt GmbH, Dezember 1988. Seite 564.</ref> Dennoch verhandelte Israel auch mit Kanada über die Lieferung eines [[CANDU]]-Reaktors für die Anlage.<ref>Vereinigte Staaten. Amt für Kohle, Atomkraft, Elektrizität und alternative Brennstoffe: ''Kommerzielle Kernkraft'', Energy Information Administration, Amt für Kohle, Kernbrennstoffe, elektrische Brennstoffe und alternative Brennstoffe, US-Energieministerium, 1989. Seite 65.</ref> Bis in die 1990er hinein wurde der Standort Shivta weiter evaluiert und Anfang der 1990er ein Bericht bei der Aufsichtsbehörde eingereicht, die 1995 eine Stellungnahme über die Eignung abgeben wollte.<ref>Nuclear Engineering International: ''Nuclear Engineering International, Band 38,Ausgaben 462-473'', Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1993. Seite 5.</ref> Als letztes offizielles Angebot offerierte die Sowjetunion im Dezember 1991 den Bau von zwei [[WWER-440|WWER-440/318]] in Shivta, die auf den Modell des [[Kernkraftwerk Loviisa|Kernkraftwerks Loviisa]] basierten. Seitens Staatspräsident Schimon Peres wurde das Angebot positiv gesehen.<ref>Institute for Defence Studies and Analyses: ''Asian Strategic Review'', Institute for Defence Studies and Analyses, 1991. Seite 159.</ref> Das Projekt scheitere allerdings mit dem Ende der Sowjetunion.

Bis 1995 wurden rund 50 Millionen Dollar in die Evaluierung des Standortes Shivta investiert. Die Israel Electric Corporation fragte 1995 offiziell die Genehmigung des Standortes an, bekam allerdings nur die Rückmeldung des Energieministers Amos Ron, dass das Unternehmen die Planungen für ein zukünftiges Kernkraftwerk fortführen solle. Ursprünglich plante die Israel Electric Corporation die Finanzierung des Projekts 1995 zu streichen, da Kohle- und Gaskraftwerke bis dahin günstiger in der Energieerzeugung waren und für die nächsten 25 Jahre dies auch bleiben würden. Allerdings forderte der Energieminister die weitere Planung des Kernkraftwerks ein.<ref>Institute for Defence Studies and Analyses: ''Strategic Digest, Band 25,Ausgaben 1-6'', Institute for Defence Studies and Analyses., 1995. Seite 545.</ref> Ab 1995 wurden erneut Angebote aus dem Ausland für den Import eines Reaktormodells eingefordert. Die Israel Electric Corporation war ein starker Verfechter der Idee, ein Reaktormodell zu importieren, allerdings scheiterten bis 1998 alle Versuche alleine an der Tatsache, dass Israel den Nichtverbreitungsvertrag nicht unterzeichnet hat.<ref>Rodney W. Jones, u.a.: ''Tracking Nuclear Proliferation: A Guide in Maps and Charts, 1998'', Carnegie Endowment for International Peace, 1998. ISBN 0870031139. Seite 214.</ref>

=== Spätere Initiativen ===
Shivta ist nach wie vor ein Standort, der für den Bau eines Kernkraftwerks erwogen wird. Im August 2007 schlug der Infrastrukturminister Benjamin Ben Eliezer vor, in Shivta ein Kernkraftwerk mit 1200 bis 1500 MW Leistung zu errichten,<ref>IBP, Inc: ''Israel Country Study Guide Volume 1 Strategic Information and Developments'', Lulu.com, 2012. ISBN 1438774656. Seite 213.</ref> darunter Reaktoren des Typs [[AP1000]] und [[Framatome EPR]].<ref>Nuclear Societies in Israel, u.a.: ''26. Conference of the Nuclear Societies in Israel, Program and Papers'', 2012. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/44/128/44128609.pdf Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124213138/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref> Seit 2014 wird Shivta auch als Standort für einen kleinen modularen Reaktor in Erwägung gezogen.<ref>Tavron, B., u.a.: ''Prospects for the SMR Technology'', 2014. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124213138/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

Seit 2016 werden zusätzliche Standorte für Kernkraftwerke in Israel gesucht, um mehr Optionen für die Standortauswahl für ein zukünftiges Kernkraftwerk, welches zwischen den Jahren 2030 und 2050 errichtet werden könnte zu haben. Shivta gilt allerdings nach wie vor als nutzbarer Standort für ein neues Kernkraftwerk.<ref>IlanYaar, u.a.: ''Possible sites for future nuclear power plants in Israel'', März 2016. [https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549315005889 Abgerufen] am 24.01.2020. ([https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549315005889 Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
{{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]

[[Kategorie:Kernkraftwerk in Asien|Shivta]]

Kernkraftwerk Shivta

2020-01-24T22:48:11Z

Superwip: /* Standortwechsel */

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Das '''Kernkraftwerk Shivta''' (hebräisch תחנת הכוח הגרעינית שבטה) sollte nahe der israelischen Stadt Shivta in der Region Negev entstehen. Die Anlage hat eine lange Projektionshistorie hinter sich, allerdings konnte wegen der Nichtverbreitungsproblematik Israels kein Lieferant für die Anlage gefunden werden. Der Standort gilt nach wie vor als Option für den Bau eines Kernkraftwerks.

== Geschichte ==
Ab 1964 gab es seitens Israel Interesse, das Potential der Nutzung von Kernreaktoren für Entsalzungszwecke von Meerwasser zu erforschen. Während eines Besuchs des israelischen Premierministers Levi Eschkol in den Vereinigten Staaten von Amerika, vereinbarten beide Staaten ein gemeinsames Forschungs- und Entwicklungsprojekt, das sich auf die Meerwasserentsalzung mittels Reaktoren konzentriert.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 9''. Handelsblatt GmbH, Juli 1964. Seite 342, 343.</ref> Bis 1965 waren die ersten Kosten solcher Anlage evaluiert worden und für große Anlagen zwischen 10 und 15 US-Dollar-Cent pro Kubikmeter als machbar für die Kosten des Frischwassers kalkuliert worden. Für Israel hingegen sah man bis zu diesem Zeitpunkt ein 175 MW bis 200 MW großes Kernkraftwerk vor, das täglich knapp 150 Millionen Kubikmeter Meerwasser entsalzen sollte und bis 1972 verfügbar wäre. Allerdings liegen die Kapitalkosten für so eine Anlage bei 133 Millionen Dollar, womit die Wassererzeugung für 3786 Liter Wasser (1000 Gallonen) mit 24 bis 50 US-Dollar-Cent zu teuer wäre aus Sicht von Israel, die nur eine Lösung darin sahen durch gesenkte Kapitalkosten die Anlage wirtschaftlicher zu realisieren.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 10''. Handelsblatt GmbH, Juni 1965. Seite 252.</ref> Bis 1966 wurde die Projektstudie mit den Vereinigten Staaten, die durch die Unternehmen ''Kaiser Engineers'' und ''Catalytic Construction'' ausgearbeitet wurde, abgeschlossen und Anfang März 1966 dem ''US-Israel Joint Board'' übergeben. In der Endkalkulation wurden die Kapitalkosten für solch ein 200 MW starkes Kernkraftwerk mit Meerwasserentsalzungsanlage auf 200 Millionen Dollar kalkuliert, womit man Süßwasserkosten von 29 bis 67 US-Dollar-Cents für 3786 Liter erreicht bei Zinsraten von 5 bis 10 %.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 11''. Handelsblatt GmbH, April 1966. Seite 148.</ref>

Ab 1967 begann Israel zusätzlich die Planung eines normalen Kernkraftwerks mit einer Leistung von 250 bis 300 MW, das bis 1973 oder 1974 in Betrieb gehen könnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 12''. Handelsblatt GmbH, April 1967. Seite 157.</ref> Bis 1971 wurde das Kernkraftwerksprojekt am der Technischen Hochschule Haifa weiterentwickelt und die Leistungsgröße auf 400 MW angehoben, da es aus Sicht der Studiengruppe der technischen Hochschule dann wirtschaftlich sei und zudem die Energie ausreiche, um den Import von Erdöl nach Israel für die Stromerzeugung nicht mehr nötig sei.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 16''. Handelsblatt GmbH, August/September 1971. Seite 384.</ref> Bis 1972 wurden zwei am Mittelmeer evaluiert, darunter Standort 1 bei Ashdod neben dem [[Kernforschungszentrum Soreq]], sowie Standort 2 nahe Nitzanim, der bevorzugt wurde für das Kernkraftwerk.<ref>Marion Clawson, u.a.: ''Desalting seawater; achievements and prospects'', Gordon and Breach, 1972. ISBN 0677027109. Seite 46, 50.</ref> Unter dem Eindruck der ersten Ölkriese im Jahr 1973 intensivierte Israel die Planungen für den Bau eines Kernkraftwerks, woraufhin ein Ministerausschuss gegründet wurden, der Vorschläge für ein Kernkraftwerk annehmen sollte, das bis 1980 in Betrieb gehen könnte und zudem auch Meerwasser entsalzen könnte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 18''. Handelsblatt GmbH, Juli 1973. Seite 314.</ref> Um der Sache mehr Nachdruck zu verleihen wurde im Februar 1974 der beschleunigte Bau des Kernkraftwerks beschlossen, sodass bis September 1974 eine Ausschreibung für die erste Anlage mit 600 MW Leistung lanciert werden konnte. Als Standort wurde ein Dünengebiet nahe Nitzanim an der Mittelmeerküste gewählt.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 19''. Handelsblatt GmbH, März 1974. Seite 99.</ref>

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Im Jahr 1975 wurde der Grundsatzbeschluss der israelischen Regierung gefasst das Kernkraftwerk mit 600 bis 800 MW Leistung für eine Inbetriebnahme im Jahr 1984 zu errichten. Zwar gab es seitens des US-Präsidenten Richard Nixon im Juni 1974 ein Angebot, worauf allerdings die Israelische Seite nicht einging, da man insbesondere Sicherheitsfragen eine große Rolle zuwiesen im Auswahlprozess.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 20''. Handelsblatt GmbH, Juni 1975. Seite 267.</ref> Bis Ende 1975 erhielt die Israel Electric Corporation als Kopf des Projektes insgesamt drei Angebote für den Bau des Kernkraftwerks aus den Vereinigten Staaten für Druckwasserreaktoren von Westinghouse und Babcock & Wilcox, sowie für einen Siedewasserreaktor von General Electric.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 20''. Handelsblatt GmbH, Dezember 1975. Seite 589.</ref> Ursprünglich wollte Israel bis September 1976 entscheiden, der den Auftrag bekommt, allerdings verschob sich die Entscheidung nachdem zunächst erst Westinghouse als Favorit galt, dann General Electric, dann aber auch Babcock & Wilcox.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 21''. Handelsblatt GmbH, November 1976. Seite 503.</ref> Ende 1976 genehmigte die Regierung Israels den Bau von zwei Reaktorblöcken mit einer Leistung von zirka 950 MW in Nitzanim zwischen Aschdod und Aschkelon. Man plante, dass der erste Block 1980 in Bau geht und 1985 in Betrieb, 18 Monate später jeweils Block 2. Zusätzlich sollte die Anlage mit einer Meerwasserentsalzungsanlage verbunden werden. Eine Entscheidung über den Lieferanten fiel allerdings bis dahin noch nicht, auch wenn es vermehrt Berichte gab, dass Westinghouse den Auftrag erhalte, was die Israel Electric Corporation dementierte.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 22''. Handelsblatt GmbH, April 1977. Seite 159.</ref>

=== Standortwechsel ===
Bis 1980 wurden die Planungen für den Bau des Kernkraftwerks bei Nitzanim nicht mehr fortgeführt, obwohl es zunächst als einziger geeigneter Standort galt. Der Standort wurde allerdings verworfen, nachdem das Erdbebenrisiko neu bewertet wurde und dieses nun als zu groß eingeschätzt wurde. Man hat daher die Standortsuche in die Negev-Wüste verlegt, entlang der geplanten Trasse des Mittelmeer-Totes Meer-Kanals, der zur Kühlung eines Kernkraftwerks eingesetzt werden kann.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 25''. Handelsblatt GmbH, Oktober 1980. Seite 480.</ref> Alternativ untersuchte ab 1981 die Technische Hochschule in Haifa auch den Bau eines Kernkraftwerks in unterirdischer Bauweise im Karmel-Gebirge. Diese Initiative wurde von der israelischen Atomenergiekommission aufgegriffen und eine Forschungsgruppe dazu gebildet. Man plante ein Kernkraftwerk in eine Kaverne zu integrieren, in einer Tiefe von 70 Meter, mit einer Deckenhöhe der Kaverne von 70 Meter. Die Kaverne sollte 30 Meter breit sein und die Länge je nach Bedarf mehrere hundert Meter betragen. Der Zugangstunnel der Kaverne sollte eine Länge von 6 Kilometer aufweisen. Ein abschließender Bericht sollte bis 1982 ausgearbeitet werden, allerdings stand bereits zu diesem Zeitpunkt fest, dass die Kosten sehr hoch sind und das diese Bauweise weltweit noch nicht für große Kernkraftwerke angewendet wurde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 26''. Handelsblatt GmbH, Juni 1981. Seite 331.</ref>

Durch eine Kommission unter dem Vorsitz von General Amos Horev wurde der Bedarf eines Kernkraftwerks Anfang der 1980er neu evaluiert und empfohlen, den Bau durchzuführen. Am 13. März 1983 genehmigte daher die Regierung die Vorbereitung eines neuen Projekts, in der sie den Forschungsminister und den Energieminister aufforderte, einen gemeinsamen Vorschlag zu unterbreiten. Insbesondere die Fragen der Sicherheitskontrollen standen dabei im Raum, da Israel den [[Nichtverbreitungsvertrag]] nicht unterzeichnete und daher seine Anlagen keiner Kontrolle unterziehen muss.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 28''. Handelsblatt GmbH, April 1983. Seite 166.</ref> Ab 1984 wurde durch Alvin Radkowsky an der Universität von Tel Aviv zusätzlich die Entwicklung eines Leichtwasserreaktors vorangetrieben, der auch Thorium als [[Kernbrennstoff]] nutzen könnte. Durch die Menge an Thorium im Kern würde die Plutoniumerzeugung nicht höher liegen als bei konventionellen Leichtwasserreaktoren und dieses auch nicht reiner sein, wodurch das Proliferationsrisiko gleich gering bleiben würde.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 29''. Handelsblatt GmbH, November 1984. Seite 536.</ref> Bis September 1985 sollte eine Regierungsvorlage fertig ausgearbeitet sein für den Bau von zwei Kernkraftwerken, die innerhalb von 8,5 Jahren erbaut werden sollten. Seitens Frankreich gab es ein Vorangebot für 900 MW starke Druckwasserreaktoren des Typs [[Framatome M310]], die 21 Milliarden Franc pro Block kosten sollten und in Abstand von 14 Monaten erbaut werden könnten.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 30''. Handelsblatt GmbH, Juli 1985. Seite 343.</ref> Im Oktober 1985 wurde erstmals bekannt, dass man als Standort den Wüsten-Standort Shivta erörterte, der als einziger geeigneter Standort aufgrund der strengen Vorschriften, die seitens der Israel Atomic Energy Commission eingeführt wurden, als geeignet schien.<ref>United States. Foreign Broadcast Information Service, u.a.: ''Near East/South Asia Report, Ausgabe 85145'', Foreign Broadcast Information Service, 1985. Seite 48.</ref>

Im Jahr 1987 gab es zwischen Staatspräsident Schimon Peres und dem westdeutschen Minister für Bildung und Wissenschaft, Jürgen Möllemann, Gespräche ein deutsches Kernkraftwerk nach Shivta zu liefern. Um das Proliferationsrisiko zu senken und den Nichtverbreitungsvertrag zu erfüllen, bot Peres an das Gebiet um das Kernkraftwerk Shivta als extraterritoriale Zone zu deklarieren außerhalb der israelischen Souveränität.<ref>''Journal of Defense & Diplomacy, Band 5'', Defense & Diplomacy, Incorporated, 1987. Seite 959.</ref> Als Reaktormodell wurde der Bau eines [[HTR-500]] diskutiert, der eine inhärente Sicherheit bieten kann.<ref>Economist Newspaper Limited, u.a.: ''Foreign Report, Ausgaben 1950-1996'', Economist Newspaper Limited, 1987. Seite 8.</ref><ref>Israel Nuclear Society, u.a.: ''The nuclear societies of Israel 1990 joint meeting'', 1990. Seite 127 bis 129. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/23/050/23050033.pdf?r=1&r=1 Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124212619/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/23/050/23050033.pdf?r=1&r=1 Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

Im Jahr 1988 reichte die Israel Electric Corporation schließlich den Antrag für die Baugenehmigung eines Kernkraftwerks am Standort Shivta in der Negev-Wüste ein, der auf Basis einer zehnjährigen Untersuchung als geeignet bewertet wurde. Eine Inbetriebnahme eines Kernkraftwerks am Standort Shivta wurde allerdings nicht vor dem Jahr 2000 geplant. Bei dem Reaktormodell sollte es sich um eines der nächsten Generation handeln.<ref>Kerntechnische Gesellschaft (Bonn, Germany), u.a.: ''Atomwirtschaft, Atomtechnik, Band 33''. Handelsblatt GmbH, Dezember 1988. Seite 564.</ref> Dennoch verhandelte Israel auch mit Kanada über die Lieferung eines [[CANDU]]-Reaktors für die Anlage.<ref>Vereinigte Staaten. Amt für Kohle, Atomkraft, Elektrizität und alternative Brennstoffe: ''Kommerzielle Kernkraft'', Energy Information Administration, Amt für Kohle, Kernbrennstoffe, elektrische Brennstoffe und alternative Brennstoffe, US-Energieministerium, 1989. Seite 65.</ref> Bis in die 1990er hinein wurde der Standort Shivta weiter evaluiert und Anfang der 1990er ein Bericht bei der Aufsichtsbehörde eingereicht, die 1995 eine Stellungnahme über die Eignung abgeben wollte.<ref>Nuclear Engineering International: ''Nuclear Engineering International, Band 38,Ausgaben 462-473'', Heywood-Temple Industrial Publications Limited, 1993. Seite 5.</ref> Als letztes offizielles Angebot offerierte die Sowjetunion im Dezember 1991 den Bau von zwei [[WWER-440|WWER-440/318]] in Shivta, die auf den Modell des [[Kernkraftwerk Loviisa|Kernkraftwerks Loviisa]] basierten. Seitens Staatspräsident Schimon Peres wurde das Angebot positiv gesehen.<ref>Institute for Defence Studies and Analyses: ''Asian Strategic Review'', Institute for Defence Studies and Analyses, 1991. Seite 159.</ref> Das Projekt scheitere allerdings mit dem Ende der Sowjetunion.

Bis 1995 wurden rund 50 Millionen Dollar in die Evaluierung des Standortes Shivta investiert. Die Israel Electric Corporation fragte 1995 offiziell die Genehmigung des Standortes an, bekam allerdings nur die Rückmeldung des Energieministers Amos Ron, dass das Unternehmen die Planungen für ein zukünftiges Kernkraftwerk fortführen solle. Ursprünglich plante die Israel Electric Corporation die Finanzierung des Projekts 1995 zu streichen, da Kohle- und Gaskraftwerke bis dahin günstiger in der Energieerzeugung waren und für die nächsten 25 Jahre dies auch bleiben würden. Allerdings forderte der Energieminister die weitere Planung des Kernkraftwerks ein.<ref>Institute for Defence Studies and Analyses: ''Strategic Digest, Band 25,Ausgaben 1-6'', Institute for Defence Studies and Analyses., 1995. Seite 545.</ref> Ab 1995 wurden erneut Angebote aus dem Ausland für den Import eines Reaktormodells eingefordert. Die Israel Electric Corporation war ein starker Verfechter der Idee, ein Reaktormodell zu importieren, allerdings scheiterten bis 1998 alle Versuche alleine an der Tatsache, dass Israel den Nichtverbreitungsvertrag nicht unterzeichnet hat.<ref>Rodney W. Jones, u.a.: ''Tracking Nuclear Proliferation: A Guide in Maps and Charts, 1998'', Carnegie Endowment for International Peace, 1998. ISBN 0870031139. Seite 214.</ref>

=== Spätere Initiativen ===
Shivta ist nach wie vor ein Standort, der für den Bau eines Kernkraftwerks erwogen wird. Im August 2007 schlug der Infrastrukturminister Benjamin Ben Eliezer vor, in Shivta ein Kernkraftwerk mit 1200 bis 1500 MW Leistung zu errichten,<ref>IBP, Inc: ''Israel Country Study Guide Volume 1 Strategic Information and Developments'', Lulu.com, 2012. ISBN 1438774656. Seite 213.</ref> darunter Reaktoren des Typs [[AP1000]] und [[Framatome EPR]].<ref>Nuclear Societies in Israel, u.a.: ''26. Conference of the Nuclear Societies in Israel, Program and Papers'', 2012. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/44/128/44128609.pdf Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124213138/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref> Seit 2014 wird Shivta auch als Standort für einen kleinen modularen Reaktor in Erwägung gezogen.<ref>Tavron, B., u.a.: ''Prospects for the SMR Technology'', 2014. [https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Abgerufen] am 24.01.2020. ([http://web.archive.org/web/20200124213138/https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/45/114/45114824.pdf Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

Seit 2016 werden zusätzliche Standorte für Kernkraftwerke in Israel gesucht, um diversitärter zu entscheiden für ein zukünftiges Kernkraftwerk zwischen den Jahren 2030 und 2050. Shivta gilt allerdings nach wie vor als nutzbarer Standort für ein neues Kernkraftwerk.<ref>IlanYaar, u.a.: ''Possible sites for future nuclear power plants in Israel'', März 2016. [https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549315005889 Abgerufen] am 24.01.2020. ([https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549315005889 Archivierte Version] bei [http://web.archive.org/ Internet Archive])</ref>

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
{{Portal Kernkraftwerk}}
* [[Liste der verworfenen Kernkraftwerke]]

[[Kategorie:Kernkraftwerk in Asien|Shivta]]

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-25T01:58:19Z

Superwip: /* Urheberrechtsverletzung */

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines 238U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für 238U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

::::::Ganz so einfach ist das nicht; das Material im Rücklauf besteht ja nicht nur aus Spaltprodukten sondern zum überwiegenden Teil aus ungespaltenen Transuranen Ohne genaue Zahlen zu kennen müsste der Rücklaufmassenstrom aus dem Kern wenigstens 10 mal so groß sein. Aber unter Berücksichtigung des Brutprozesses kann man den Reaktor durchaus mit abgebranntem LWR-Brennstoff füttern, das stimmt. Der LWR-Brennstoff müsste aber mit einem transuranreicheren Spaltstoff aus der PPU gemischt werden. In der Praxis würde das dann eher so aussehen (Daumenpeilung!): 10g pro Sekunde verlassen den Reaktorkern in Richtung PPU. In der PPU werden aus diesen 10g pro Sekunde 1g Spaltprodukte abgeschieden. Die verbliebenen 9g, bestehend aus Uran und Transuranen werden nun mit 1g an frischem Brutmaterial, eben etwa aus abgebranntem LWR-Brennstoff gemischt und kommen dann zurück in den Reaktor. Wie dem auch sein; ich halte den DFR aufgrund seines Entwicklungsstands hier nicht für explizit berücksichtigenswert. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:00, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::Das werden wohl etwas mehr als 10 Gramm die da pro Sekunde durchfliessen. Und in dem ganzen Reaktor sind einige Tonnen. Wir reden also über parts per million, die da pro Minute ersetzt werden. Das eigentlich interressante ist, das man die alten Brennstäbe nicht grossartig aufbereiten muss, sondern nur in Chlorid überführt. Die Spaltprodukte werden dann erst in der PPU ausgefiltert. Das macht die Wiederaufbereitung so preiswert, das man auch endlich mal das alte U238 verwenden kann und nicht immer nur neues nimmt. [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf
::Die Aussage ist generell falsch. In Frankreich und Russland wird das Uran, das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa regulär wiederverwendet: Ein Teil wird (in Frankreich) für die Herstellung von MOX-Brennstoff verwendet, der Rest wird "wiederangereichert", also erneut einer Urananreicherung unterzogen. Dabei entsteht, wie bei der normalen Anreicherung, angereichertes Uran aus welchem wiederum Brennstoff hergestellt wird und abgereichertes Uran. In manchen Fällen wird ein solches Recycling aber nicht durchgeführt. Das hat aber nichts damit zu tun dass das Uran so stark strahlt. Bei Natururan-Reaktoren, etwa MAGNOX, ist das Uran das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa praktisch abgereichert und daher relativ wertlos, Natururan ist die bessere Alternative, sowohl für die MOX-Produktion als auch als Ausgangsprodukt für die Anreicherung. Eine sinnvolle Verwendung im Brennstoffkreislauf wäre nur in schnellen Reaktoren möglich. Einige Länder haben oder hatten auch zwar eine Wiederaufbereitung aber keine MOX-Produktion (etwa USA, GB). Dort werden nicht nur Uran sondern auch Plutonium aus der Wiederaufbereitung nicht verwendet sondern gelagert.[[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 16:34, 18. Mär. 2019 (CET)
:::Willst du wirklich behaupten, das die IAEA lügt, nur weil dir die Zahl nicht in den Kram passt ? Die nehmen das alte Zeug nicht. Warum auch, wenn es viel billiger und einfacher ist, die grossen Bestände aus der Abreicherung zu nutzen. Das wird alles eingelagert und auf besser Zeiten gewartet.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 18:50, 22. Mär. 2019 (CET)
::::Hast du dieses Dokument wirklich gelesen? Ich werde hier jedenfalls nicht weiter diskutieren, das ist mir zu unübersichtlich. Ich bevorzuge den Discord. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 02:57, 25. Mär. 2019 (CET)

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)
::::::::Pu-243 ist kein minores Aktinid sondern... Plutonium... aber ich nehme an du meinst Americium-243. Dieses könnte theoretisch problematisch sein ist aber tatsächlich unproblematisch weil es nur in verschwindend geringen Mengen im abgebrannten Kernbrennstoff vorhanden ist. Siehe dazu etwa: Demnach enhält eine Tonne Schwermetall aus recht hoch abgebranntem Druckwasserreaktorbrennstoff lediglich 1,75g Americium-243 (siehe: https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/ADSNF/SOAR_final.pdf ). Die Aktivitätskonzentration und Radiotoxizität ist geringer als jene von Radium in manchen Uranerzen. Auch die Zerfallsprodukte des Neptunium-237 sind relativ unproblematisch. Nicht weil sie es isoliert betrachtet wären sondern weil sie durch ihre im Vergleich zum Mutternuklid viel kürzeren Halbwertszeit schneller zerfallen als sie entstehen. Uran-233 ist auch nicht gefährlicher als etwa das in der Natur als Bestandteil der Uran-238 Zerfallsreihe vorkommende Uran-234. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:28, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::::Es gibt kein PU-234. Alles über PU-239 heisst auch PU... PU240, PU241, usw. Aber ja, ich meine Americum. Und auch wenn es nur 1,75Gramm davon gibt, die werden trotzdem zu PU-239 zerfallen. Das sollte nicht in die Umwelt und deshalb ist es wichtig, das der Müll auch nach 5000 Jahren noch sicher verwahrt ist. Es ist auch müssig zu spekulieren, wie gefährlich die einzelnen Stoffe sind, sie sind erst am Ende der Zerfallskette völlig ungefährlich und das dauert hundertausende von Jahren. Deshalb ist Transmutation ein wichtiges Thema, denn damit kann man das drastisch abkürzen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)
::::::::::Man muss die Proportionen schon im Blick behalten. Der Anspruch jedes Milligramm an künstlichen Radionukliden für immer und ewig aus der Umwelt fernzuhalten ist weder realistisch noch sinnvoll.[[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 02:28, 25. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man nach der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-18T15:34:36Z

Superwip: /* Urheberrechtsverletzung */

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines 238U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für 238U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

::::::Ganz so einfach ist das nicht; das Material im Rücklauf besteht ja nicht nur aus Spaltprodukten sondern zum überwiegenden Teil aus ungespaltenen Transuranen Ohne genaue Zahlen zu kennen müsste der Rücklaufmassenstrom aus dem Kern wenigstens 10 mal so groß sein. Aber unter Berücksichtigung des Brutprozesses kann man den Reaktor durchaus mit abgebranntem LWR-Brennstoff füttern, das stimmt. Der LWR-Brennstoff müsste aber mit einem transuranreicheren Spaltstoff aus der PPU gemischt werden. In der Praxis würde das dann eher so aussehen (Daumenpeilung!): 10g pro Sekunde verlassen den Reaktorkern in Richtung PPU. In der PPU werden aus diesen 10g pro Sekunde 1g Spaltprodukte abgeschieden. Die verbliebenen 9g, bestehend aus Uran und Transuranen werden nun mit 1g an frischem Brutmaterial, eben etwa aus abgebranntem LWR-Brennstoff gemischt und kommen dann zurück in den Reaktor. Wie dem auch sein; ich halte den DFR aufgrund seines Entwicklungsstands hier nicht für explizit berücksichtigenswert. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:00, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::Das werden wohl etwas mehr als 10 Gramm die da pro Sekunde durchfliessen. Und in dem ganzen Reaktor sind einige Tonnen. Wir reden also über parts per million, die da pro Minute ersetzt werden. Das eigentlich interressante ist, das man die alten Brennstäbe nicht grossartig aufbereiten muss, sondern nur in Chlorid überführt. Die Spaltprodukte werden dann erst in der PPU ausgefiltert. Das macht die Wiederaufbereitung so preiswert, das man auch endlich mal das alte U238 verwenden kann und nicht immer nur neues nimmt. [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf
::Die Aussage ist generell falsch. In Frankreich und Russland wird das Uran, das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa regulär wiederverwendet: Ein Teil wird (in Frankreich) für die Herstellung von MOX-Brennstoff verwendet, der Rest wird "wiederangereichert", also erneut einer Urananreicherung unterzogen. Dabei entsteht, wie bei der normalen Anreicherung, angereichertes Uran aus welchem wiederum Brennstoff hergestellt wird und abgereichertes Uran. In manchen Fällen wird ein solches Recycling aber nicht durchgeführt. Das hat aber nichts damit zu tun dass das Uran so stark strahlt. Bei Natururan-Reaktoren, etwa MAGNOX, ist das Uran das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa praktisch abgereichert und daher relativ wertlos, Natururan ist die bessere Alternative, sowohl für die MOX-Produktion als auch als Ausgangsprodukt für die Anreicherung. Eine sinnvolle Verwendung im Brennstoffkreislauf wäre nur in schnellen Reaktoren möglich. Einige Länder haben oder hatten auch zwar eine Wiederaufbereitung aber keine MOX-Produktion (etwa USA, GB). Dort werden nicht nur Uran sondern auch Plutonium aus der Wiederaufbereitung nicht verwendet sondern gelagert.[[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 16:34, 18. Mär. 2019 (CET)

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)
::::::::Pu-243 ist kein minores Aktinid sondern... Plutonium... aber ich nehme an du meinst Americium-243. Dieses könnte theoretisch problematisch sein ist aber tatsächlich unproblematisch weil es nur in verschwindend geringen Mengen im abgebrannten Kernbrennstoff vorhanden ist. Siehe dazu etwa: Demnach enhält eine Tonne Schwermetall aus recht hoch abgebranntem Druckwasserreaktorbrennstoff lediglich 1,75g Americium-243 (siehe: https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/ADSNF/SOAR_final.pdf ). Die Aktivitätskonzentration und Radiotoxizität ist geringer als jene von Radium in manchen Uranerzen. Auch die Zerfallsprodukte des Neptunium-237 sind relativ unproblematisch. Nicht weil sie es isoliert betrachtet wären sondern weil sie durch ihre im Vergleich zum Mutternuklid viel kürzeren Halbwertszeit schneller zerfallen als sie entstehen. Uran-233 ist auch nicht gefährlicher als etwa das in der Natur als Bestandteil der Uran-238 Zerfallsreihe vorkommende Uran-234. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:28, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::::Es gibt kein PU-234. Alles über PU-239 heisst auch PU... PU240, PU241, usw. Aber ja, ich meine Americum. Und auch wenn es nur 1,75Gramm davon gibt, die werden trotzdem zu PU-239 zerfallen. Das sollte nicht in die Umwelt und deshalb ist es wichtig, das der Müll auch nach 5000 Jahren noch sicher verwahrt ist. Es ist auch müssig zu spekulieren, wie gefährlich die einzelnen Stoffe sind, sie sind erst am Ende der Zerfallskette völlig ungefährlich und das dauert hundertausende von Jahren. Deshalb ist Transmutation ein wichtiges Thema, denn damit kann man das drastisch abkürzen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man nach der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-11T01:02:42Z

Superwip: /* Urheberrechtsverletzung */

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines 238U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für 238U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

::::::Ganz so einfach ist das nicht; das Material im Rücklauf besteht ja nicht nur aus Spaltprodukten sondern zum überwiegenden Teil aus ungespaltenen Transuranen Ohne genaue Zahlen zu kennen müsste der Rücklaufmassenstrom aus dem Kern wenigstens 10 mal so groß sein. Aber unter Berücksichtigung des Brutprozesses kann man den Reaktor durchaus mit abgebranntem LWR-Brennstoff füttern, das stimmt. Der LWR-Brennstoff müsste aber mit einem transuranreicheren Spaltstoff aus der PPU gemischt werden. In der Praxis würde das dann eher so aussehen (Daumenpeilung!): 10g pro Sekunde verlassen den Reaktorkern in Richtung PPU. In der PPU werden aus diesen 10g pro Sekunde 1g Spaltprodukte abgeschieden. Die verbliebenen 9g, bestehend aus Uran und Transuranen werden nun mit 1g an frischem Brutmaterial, eben etwa aus abgebranntem LWR-Brennstoff gemischt und kommen dann zurück in den Reaktor. Wie dem auch sein; ich halte den DFR aufgrund seines Entwicklungsstands hier nicht für explizit berücksichtigenswert. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:00, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::Das werden wohl etwas mehr als 10 Gramm die da pro Sekunde durchfliessen. Und in dem ganzen Reaktor sind einige Tonnen. Wir reden also über parts per million, die da pro Minute ersetzt werden. Das eigentlich interressante ist, das man die alten Brennstäbe nicht grossartig aufbereiten muss, sondern nur in Chlorid überführt. Die Spaltprodukte werden dann erst in der PPU ausgefiltert. Das macht die Wiederaufbereitung so preiswert, das man auch endlich mal das alte U238 verwenden kann und nicht immer nur neues nimmt. [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)
::::::::Pu-243 ist kein minores Aktinid sondern... Plutonium... aber ich nehme an du meinst Americium-243. Dieses könnte theoretisch problematisch sein ist aber tatsächlich unproblematisch weil es nur in verschwindend geringen Mengen im abgebrannten Kernbrennstoff vorhanden ist. Siehe dazu etwa: Demnach enhält eine Tonne Schwermetall aus recht hoch abgebranntem Druckwasserreaktorbrennstoff lediglich 1,75g Americium-243 (siehe: https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/ADSNF/SOAR_final.pdf ). Die Aktivitätskonzentration und Radiotoxizität ist geringer als jene von Radium in manchen Uranerzen. Auch die Zerfallsprodukte des Neptunium-237 sind relativ unproblematisch. Nicht weil sie es isoliert betrachtet wären sondern weil sie durch ihre im Vergleich zum Mutternuklid viel kürzeren Halbwertszeit schneller zerfallen als sie entstehen. Uran-233 ist auch nicht gefährlicher als etwa das in der Natur als Bestandteil der Uran-238 Zerfallsreihe vorkommende Uran-234. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:28, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::::Es gibt kein PU-234. Alles über PU-239 heisst auch PU... PU240, PU241, usw. Aber ja, ich meine Americum. Und auch wenn es nur 1,75Gramm davon gibt, die werden trotzdem zu PU-239 zerfallen. Das sollte nicht in die Umwelt und deshalb ist es wichtig, das der Müll auch nach 5000 Jahren noch sicher verwahrt ist. Es ist auch müssig zu spekulieren, wie gefährlich die einzelnen Stoffe sind, sie sind erst am Ende der Zerfallskette völlig ungefährlich und das dauert hundertausende von Jahren. Deshalb ist Transmutation ein wichtiges Thema, denn damit kann man das drastisch abkürzen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man nach der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Wiederaufbereitung

2019-03-10T15:21:54Z

Superwip: /* Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>
CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO2, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine sogenannte "Pyrochemische Prozesseinheit" <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3-Brennstoffsalz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Diese soll unter anderem die zuvor beschriebene Pyro-Destillation als Teilprozess nutzen. Dadurch sollen Spaltprodukte fast sortenrein entfernt und einlagert werden können. Darüber hinausgehende technische Details wurden, soweit bekannt, bisher nicht veröffentlicht.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO2), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem 14C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO2, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. 14C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr 14C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für 14C:

16O (n, 3He) -> 14C (0,00000005 [[barn]]; 16O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

17O (n, α) -> 16C (0,24 barn; 17O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

13C (n, γ) -> 14C (0,0009 barn; 13C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

14N (n, p) -> 14C (1,82 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

15N (n, d) -> 14C (0,00025 barn; 15N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des 17O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop 15N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem 15N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]